JP2003035796A - 沸騰水型原子力発電所とその原子炉圧力容器の脱気方法および耐圧漏洩検査方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】原子炉圧力容器の耐圧漏洩検査時において、タ
ービン側の工程に影響を与えることなく原子炉圧力容器
内を脱気し、溶存酸素濃度を低く維持する。 【解決手段】原子力発電所の運転停止時に、原子炉圧力
容器２内の気体を、原子炉圧力容器の頂部に接続された
頂部ベント配管３５から、主復水器９を通さずに主復水
器真空ポンプ２９とは別個の真空ポンプ１および気体廃
棄物処理系排ガス復水器４を通って外部に排出する脱気
系統を有する。また、他の態様では、頂部ベント配管３
５から、主復水器真空ポンプ２９および気体廃棄物処理
系排ガス復水器４を通って外部に排出する脱気系統を有
し、主復水器真空ポンプ２９を通った気体の一部を再び
その主復水器真空ポンプを通るように戻す再循環系統４
８を有する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子力発電
所とその原子炉圧力容器の脱気方法および耐圧漏洩検査
方法に関するもので、特に、沸騰水型原子力発電所の定
期検査時に行う耐圧漏洩検査を円滑に行うのに好適な設
備および方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来の沸騰水型原子力発電所について、
図５により説明する。原子炉圧力容器２の中には炉心
（図示せず）があって、ここでの核反応によって蒸気を
作る。ここでできた蒸気は、主蒸気隔離弁６、主蒸気管
５を通って、高圧蒸気タービン７および低圧蒸気タービ
ン８で仕事をした後、主復水器９で凝縮して復水にな
る。主復水器９の復水は、低圧復水ポンプ３２、復水浄
化装置３３、高圧復水ポンプ３４、給水加熱器２６、原
子炉給水ポンプ２７、原子炉給水管２８を通って、原子
炉圧力容器２へ戻される。炉心の冷却を促進するため
に、原子炉再循環ポンプ３が設けられている。

【０００３】主復水器９の排気をするために、主復水器
真空ポンプ２９と、その下流側に排気筒１４が設けられ
主復水器真空ポンプ吸込み配管４７により主復水器９と
主復水器真空ポンプ２９が接続され、主復水器真空ポン
プ出口配管４６により、主復水器真空ポンプ２９と排気
筒１４が接続されている。また、主復水器９から、弁７
０、起動停止用空気抽出器１０、気体廃棄物処理系１
２、気体廃棄物処理系出口１３を経て排気筒１４に至る
系統が設けられている。

【０００４】原子炉圧力容器２の底部近くおよび原子炉
再循環ポンプ３の吸込み側から原子炉給水管２８に至る
原子炉冷却材浄化系統が設けられている。すなわち、原
子炉圧力容器２から出た冷却材は、原子炉冷却材浄化ポ
ンプ２２、原子炉冷却材浄化再生熱交換器２３の一次
側、原子炉冷却材浄化非再生熱交換器２４、原子炉冷却
材浄化系ろ過脱塩装置２５、原子炉冷却材浄化再生熱交
換器２３の二次側を通り、原子炉給水管２８に至る。

【０００５】また、原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置２
５の下流側で分岐し、適宜、調節弁３１を経て、主復水
器９および廃棄物処理系４０に至るブローダウンライン
３０が設けられている。ブローダウンライン３０の主復
水器９および廃棄物処理系４０の各上流側にはそれぞれ
に切替弁４１があって、主復水器９か廃棄物処理系４０
を選択できるようになっている。

【０００６】さらに、復水貯蔵タンク１５から、止め弁
１８、配管１６、制御棒駆動水ポンプ２０、配管２１を
経て、制御棒駆動水を原子炉圧力容器２内に供給できる
ようになっている。制御棒駆動水は、原子炉の核反応を
制御する制御棒を駆動するのに利用される。制御棒駆動
水ポンプ２０の吸込み側は分岐していて、止め弁１９を
介して、復水浄化装置３３と高圧復水ポンプ３４の間に
接続されている。

【０００７】次に、原子炉圧力容器２の脱気方法につい
て説明する。沸騰水型原子力発電所においては、プラン
ト起動時に原子炉圧力容器２内の材料の耐ＳＣＣ（応力
腐食割れ）性の裕度を確保するため、原子炉水温度８０
℃付近で、主蒸気隔離弁６を開けることで、プラント起
動準備として真空状態とした主復水器９により原子炉圧
力容器２を真空状態にさせ炉水中に存在する溶存酸素濃
度を低下させる操作（以下脱気操作）を行っている。

【０００８】この場合、原子炉圧力容器２へは制御棒駆
動水系により主復水器９を水源とした水が、低圧復水ポ
ンプ３２、復水浄化装置３３、制御棒駆動水ポンプ２０
を介して注入されているが、注入水の水源が主復水器９
であるため、注入水中の酸素濃度も低い状態である。な
お、制御棒駆動水系からの流入量に相当する冷却材を、
原子炉冷却材浄化系のブローダウンライン３０を用いて
排出している。このとき、原子炉水位を一定範囲に保つ
ようにブローダウンライン３０上の調節弁３１で調節す
る。また、主復水器９の真空引きに当たっては主復水器
真空ポンプ２９による真空引きの後、所内蒸気を用いて
起動停止用空気抽出器１０により高真空の状態にしてい
る。

【０００９】一方、プラント起動に先駆けて定期検査時
に実施する原子炉圧力容器２の耐圧漏洩検査は、プラン
トごとに異なるもののおおむね検査時の炉水温度は６０
〜８０℃で行っており、検査を通じて炉水温度が１００
℃を大きく上回らないため材料の耐ＳＣＣ上も問題なか
った。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】今後、原子炉圧力容器
の運転時間が長くなるにつれて、原子炉圧力容器内の材
料への照射は増え、材料が脆化するので、結果的に原子
炉圧力容器の耐圧漏洩検査時の最低使用温度は上昇する
傾向にある。

【００１１】このため、原子炉圧力容器の耐圧漏洩検査
時の最低使用温度は上昇する傾向にある。そのようなプ
ラントにおいては、特に検査時の温度が材料評価上１０
０℃以上としなければならない場合もある。従来の耐圧
漏洩検査では原子炉水を脱気する手順とはなっていない
ため、このまま１００℃以上とすることは材料の耐ＳＣ
Ｃ性上好ましくない状況である。

【００１２】このため、プラント起動時に実施する脱気
運転と同様に、主復水器の真空を用いた方法にて脱気を
行うことが考えられる。しかし、原子炉圧力容器の耐圧
漏洩検査時は、場合によりタービン側が脱気運転ができ
る状況にないことも考えられる。このため、仮に主復水
器による脱気が可能な時期と合わせるとすると、タービ
ン側の点検工程の圧縮あるいは、定期検査期間の延長等
が必要となる。

【００１３】そこで本発明は、原子炉圧力容器の耐圧漏
洩検査時において、タービン側の工程に影響を与えるこ
となく原子炉圧力容器内を脱気し、溶存酸素濃度を低く
維持することができる設備または方法を提供することを
目的とする。

【００１４】ここで、好ましくは、脱気時の万一の放射
能放出防止の観点から、プラント起動時と同様に、原子
炉を脱気した排ガスは気体廃棄物処理系等で処理するこ
ととする。また、耐圧漏洩検査時は原子炉に制御棒駆動
水系を経由して水が流入するため、単に脱気するのみで
は、制御棒駆動水系より溶存酸素濃度を多く含んだ水が
流入するため、これに関しても原子炉水中の溶存酸素濃
度を低く抑制するための設備も考慮する。

【００１５】

【課題を解決するための手段】本発明は上記目的を達成
するものであって、請求項１の発明は、核反応によって
蒸気を発生する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器
で発生した蒸気によって駆動される蒸気タービンと、こ
の蒸気タービンの排気を凝縮させる主復水器と、この主
復水器を排気するための主復水器真空ポンプと、前記主
復水器を排気するための起動停止用空気抽出器と、この
起動停止用空気抽出器の下流側に配置されて外部に排出
する放射能を低減するための気体廃棄物処理系排ガス復
水器と、を有する沸騰水型原子力発電所において、前記
原子炉圧力容器の頂部に接続された頂部ベント配管を介
しかつ前記主復水器を通さずに前記原子炉圧力容器内の
気体を排出する脱気系統を有すること、を特徴とする。
請求項１の発明によれば、主復水器の状態にかかわりな
く原子炉圧力容器の脱気を行うことができる。

【００１６】また、請求項２に記載の発明は、請求項１
に記載の沸騰水型原子力発電所において、前記脱気系統
は、前記原子炉圧力容器内の気体を、その原子炉圧力容
器の頂部に接続された頂部ベント配管から、前記主復水
器を通さずに前記主復水器真空ポンプおよび前記気体廃
棄物処理系排ガス復水器を通って外部に排出し、かつ、
前記主復水器真空ポンプを通った気体の一部を再びその
主復水器真空ポンプを通るように戻す再循環系統を有す
ること、を特徴とする。請求項２の発明によれば、請求
項１の発明の作用・効果を得られるほか、主復水器真空
ポンプを流用することができる。

【００１７】また、請求項３に記載の発明は、請求項１
に記載の沸騰水型原子力発電所において、前記脱気系統
は、前記原子炉圧力容器内の気体を、その原子炉圧力容
器の頂部に接続された頂部ベント配管から、前記主復水
器を通さずに前記主復水器真空ポンプとは別個の真空ポ
ンプおよび前記気体廃棄物処理系排ガス復水器を通って
外部に排出すること、を特徴とする。請求項３の発明に
よれば、請求項１の発明の作用・効果を得られるほか、
主復水器真空ポンプとは別の真空ポンプを用いることに
より機動性が高い。

【００１８】また、請求項４に記載の発明は、請求項１
に記載の沸騰水型原子力発電所において、前記脱気系統
は、前記原子炉圧力容器内の気体を、その原子炉圧力容
器の頂部に接続された頂部ベント配管から、前記主復水
器を通さずに前記起動停止用空気抽出器および前記気体
廃棄物処理系を通って外部に排出すること、を特徴とす
る。請求項４の発明によれば、請求項１の発明の作用・
効果を得られるほか、既設の起動停止用空気抽出器およ
び気体廃棄物処理系を流用することができる。

【００１９】また、請求項５に記載の発明は、請求項１
に記載の沸騰水型原子力発電所において、前記脱気系統
は、前記原子炉圧力容器内の気体を、その原子炉圧力容
器の頂部に接続された頂部ベント配管から、前記主復水
器を通さずに前記主復水器真空ポンプとは別個の真空ポ
ンプおよびチャコールフィルタを具備するオフガス処理
装置を通って外部に排出すること、を特徴とする。請求
項５の発明によれば、請求項１の発明の作用・効果を得
られるほか、主復水器真空ポンプとは別の真空ポンプを
用いることにより機動性が高い。

【００２０】また、請求項６に記載の発明は、請求項１
ないし５のいずれかに記載の沸騰水型原子力発電所にお
いて、前記原子炉圧力容器下部から冷却材を取り出し
て、冷却材を浄化するろ過脱塩装置を経て、さらに、前
記核反応を制御する制御棒を駆動するための制御棒駆動
水ポンプを経て、前記原子炉圧力容器に冷却材を戻す系
統を有すること、を特徴とする。請求項６の発明によれ
ば、請求項１ないし５のいずれかの発明の作用・効果が
得られるほか、原子炉圧力容器内への注入水に含まれる
溶存酸素量を抑制することができ、原子炉圧力容器の脱
気状態を維持する上で有利である。

【００２１】また、請求項７に記載の発明は、請求項６
に記載の沸騰水型原子力発電所において、前記ろ過脱塩
装置と前記制御棒駆動水ポンプの間にタンクが設置され
ていることを特徴とする。請求項７の発明によれば、請
求項６の発明の作用・効果が得られるほか、タンクを用
いることによって、注入水の管理・制御がやりやすくな
る。

【００２２】また、請求項８に記載の発明は、請求項７
に記載の沸騰水型原子力発電所において、前記タンクと
前記制御棒駆動水ポンプの間にブースタポンプが設置さ
れていることを特徴とする。請求項８の発明によれば、
請求項７の発明の作用・効果が得られるほか、制御棒駆
動水ポンプの有効吸込み水頭を確保する上で有利であ
る。

【００２３】また、請求項９に記載の発明は、請求項７
または８に記載の沸騰水型原子力発電所において、前記
タンクに酸化性を抑制するガスを供給する手段を有する
ことを特徴とする。請求項９の発明によれば、請求項７
または８の発明の作用・効果が得られるほか、原子炉圧
力容器内への注入水の酸化性を抑制できる。

【００２４】また、請求項１０に記載の発明は、請求項
１ないし５のいずれかに記載の沸騰水型原子力発電所に
おいて、前記核反応を制御する制御棒を駆動するための
制御棒駆動水を前記原子炉圧力容器内へ供給する制御棒
駆動水系と、この制御棒駆動水系を通じて前記原子炉圧
力容器内へ水素を注入する手段と、前記原子炉圧力容器
下部から冷却材を取り出して、冷却材を浄化するろ過脱
塩装置を経て、前記給水系統を通じて原子炉圧力容器内
に戻す浄化系統と、この浄化系統内に配置された水素酸
素結合触媒と、を有することを特徴とする。請求項１０
の発明によれば、請求項１ないし５のいずれかの発明の
作用・効果が得られるほか、原子炉圧力容器内の冷却材
中の溶存酸素量を抑制することができ、原子炉圧力容器
の脱気状態を維持する上で有利である。

【００２５】また、請求項１１に記載の発明は、請求項
１ないし５のいずれかに記載の沸騰水型原子力発電所に
おいて、脱気水を貯蔵する脱気水貯蔵タンクと、この脱
気水貯蔵タンク内の脱気水を、前記核反応を制御する制
御棒を駆動するための制御棒駆動水ポンプを経て、前記
原子炉圧力容器に冷却材を注入する系統と、を有するこ
とを特徴とする。請求項１１の発明によれば、請求項１
ないし５のいずれかの発明の作用・効果が得られるほ
か、原子炉圧力容器内への注入水に含まれる溶存酸素量
を抑制することができ、原子炉圧力容器の脱気状態を維
持する上で有利である。

【００２６】また、請求項１２に記載の発明は、核反応
によって蒸気を発生する原子炉圧力容器と、この原子炉
圧力容器で発生した蒸気によって駆動される蒸気タービ
ンと、この蒸気タービンの排気を凝縮させる主復水器
と、この主復水器を排気するための主復水器真空ポンプ
と、前記主復水器を排気するための起動停止用空気抽出
器と、この起動停止用空気抽出器の下流側に配置されて
外部に排出する放射能を低減するための気体廃棄物処理
系排ガス復水器と、を有する沸騰水型原子力発電所の運
転停止時に行う前記原子炉圧力容器の脱気方法におい
て、前記原子炉圧力容器の頂部から抽出した気体を、前
記主復水器を通さずに排出することを特徴とする。請求
項１２の発明によれば、主復水器の状態にかかわりなく
原子炉圧力容器の脱気を行うことができる。

【００２７】また、請求項１３に記載の発明は、核反応
によって蒸気を発生する原子炉圧力容器と、この原子炉
圧力容器で発生した蒸気によって駆動される蒸気タービ
ンと、この蒸気タービンの排気を凝縮させる主復水器
と、この主復水器を排気するための主復水器真空ポンプ
と、前記主復水器を排気するための起動停止用空気抽出
器と、この起動停止用空気抽出器の下流側に配置されて
外部に排出する放射能を低減するための気体廃棄物処理
系排ガス復水器と、を有する沸騰水型原子力発電所の運
転停止時に行う前記原子炉圧力容器の耐圧漏洩検査方法
において、前記原子炉圧力容器内の脱気を行った後に、
該原子炉圧力容器内に、溶存酸素量を減らす処理を施し
た冷却材を注入することを特徴とする。請求項１３の発
明によれば、原子炉圧力容器内の冷却材に含まれる溶存
酸素量を抑制することができ、原子炉圧力容器の脱気状
態を維持する上で有利である。

【００２８】

【発明の実施の形態】以下に、図１〜４を参照して本発
明の実施の形態を説明する。これらにおいて、従来の技
術または相互に共通もしくは類似の部分には、共通の符
号を付して、重複説明は適宜省略する。

【００２９】［第１の実施の形態］図１により本発明の
第１の実施の形態を説明する。本実施の形態では、原子
炉圧力容器頂部ベントライン３５より配管３６、真空ポ
ンプ１および配管３７を介して気体廃棄物処理系排ガス
復水器４の入口配管３８に接続する配管系統が設けられ
ている。

【００３０】また、原子炉圧力容器２より原子炉冷却材
浄化系の原子炉冷却材浄化ポンプ２２、原子炉冷却材浄
化再生熱交換器２３、原子炉冷却材浄化非再生熱交換器
２４、原子炉冷却材浄化ろ過脱塩装置２５を介して主復
水器９あるいは廃棄物処理系４０に至る原子炉冷却材浄
化系ブローダウンライン３０が設けられ、このブローダ
ウンライン３０上の調節弁３１の下流側で主復水器９あ
るいは廃棄物処理系４０への切替弁４１の上流側より分
岐してタンク４２へ繋がる配管３９が設けられている。

【００３１】また、タンク４２から制御棒駆動水ポンプ
２０の吸込み配管４４へ接続する配管４３および配管４
３上のブースタポンプ５６、吸込み配管４４の上流へ設
置する止め弁４５が設けられている。さらに、窒素供給
装置５７からタンク４２の気相部へ配管５８が接続され
ており、タンク４２の気相部より建屋外あるいは建屋内
でも作業員が隣接できない部分に開放する配管５９が設
けられている。

【００３２】また、復水貯蔵タンク１５からポンプ６０
を介してタンク４２に接続する配管６１が設けられてい
る。さらに、窒素供給装置５７からタンク４２の液相部
へ配管６２が接続されている。

【００３３】次に作用を説明する。弁７０が閉じた状態
で、真空ポンプ１および気体廃棄物処理系排ガス復水器
４の下流側の気体廃棄物処理系を稼動させる。これによ
り、主復水器９の状態にかかわりなく原子炉圧力容器２
内が真空状態となり、原子炉水中の溶存酸素が真空脱気
される。

【００３４】これに加えて、制御棒駆動水系の水源を原
子炉圧力容器２より原子炉冷却材浄化系を介して補給さ
れるタンク４２とすることで、原子炉圧力容器２への流
入水についても溶存酸素濃度の低い状態とすることが可
能となる。ここで、タンク４２の気相部を不活性状態
（酸素が少なくて酸化が生じにくい状態）とするのは、
脱気された原子炉水がタンク４２の開放面を経由するこ
とでタンク４２に一時滞留した水の溶存酸素濃度が上昇
するのを防止するためである。またブースタポンプ５６
を設けるのは、制御棒駆動水系への影響、具体的には制
御棒駆動水ポンプ２０のＮＰＳＨ（有効吸込み水頭）を
確保するためである。

【００３５】なお、制御棒駆動水系として必要なければ
ブースタポンプ５６は設置しなくてもよく、炉水溶存酸
素濃度上昇に影響なければタンク４２の気相部への窒素
注入も行わなくてよい。

【００３６】このようにタンク４２への冷却材を制御棒
駆動水系の水源を原子炉圧力容器２より原子炉冷却材浄
化系を介して供給する場合は、原子炉圧力容器２の脱気
時或いは耐圧漏えい検査時に原子炉圧力容器２内を高圧
で保持するような場合である。

【００３７】一方、原子炉圧力容器２の満水操作時、昇
圧操作時においては、タンク４２に復水貯蔵タンク１５
より水を溜め、窒素供給装置５７からタンク４２の液相
部に窒素を注入することでタンク４２内の貯蔵水を脱気
する。この場合のタンク４２の貯蔵水を用いた原子炉圧
力容器２への流入水についても溶存酸素濃度を低い状態
とすることが可能となる。なお、本実施の形態で、ポン
プ６０、配管６１、配管６２を設置しない構成とするこ
ともできる。

【００３８】本実施の形態によれば原子炉圧力容器の耐
圧漏洩検査時において、原子炉圧力容器内の溶存酸素濃
度を低く抑えることができ、この状態で耐圧漏洩検査中
の維持が可能となることから、材料の健全性を維持しつ
つ、原子炉圧力容器の耐圧漏洩検査の実行が可能とな
る。

【００３９】［第２の実施の形態］図２により本発明の
第２の実施の形態を説明する。本実施の形態では、原子
炉圧力容器頂部ベントライン３５より配管３６、主復水
器真空ポンプ２９の吸込み配管４７、主復水器真空ポン
プ２９の出口配管４６およびこの出口配管４６より分岐
した配管３７を介して気体廃棄物処理系排ガス復水器４
の入口配管３８に接続する配管系統が設けられている。

【００４０】すなわち、主復水器９と主復水器真空ポン
プ２９を連絡する主復水真空ポンプ吸込配管４７と、主
復水器真空ポンプ２９と気体廃棄物処理系の出口側配管
と連絡し排気筒１４へ気体を導く主復水器真空ポンプ出
口配管４６が設けられ、配管３６は原子炉圧力容器頂部
ベントライン３５と主復水器真空ポンプ吸込み配管４７
とを連絡している。また、配管３７は主復水器真空ポン
プ出口配管４６と気体廃棄物処理系排ガス復水器４とを
連絡している。

【００４１】また、原子炉圧力容器２より原子炉冷却材
浄化系の原子炉冷却材浄化ポンプ２２、原子炉冷却材浄
化再生熱交換器２３、原子炉冷却材浄化非再生熱交換器
２４、原子炉冷却材浄化ろ過脱塩装置２５を介して主復
水器９あるいは廃棄物処理系４０に至る原子炉冷却材浄
化系ブローダウンライン３０が設けられている。ブロー
ダウンライン３０上の調節弁３１の下流部で主復水器９
あるいは廃棄物処理系４０への切替弁４１の上流部よ
り、制御棒駆動水ポンプ２０と止め弁４５の間の吸込み
配管４４へ接続する配管３９が設けられている。

【００４２】さらに、主復水器真空ポンプ２９の出口配
管４６より分岐し主復水器真空ポンプ２９の吸込み配管
４７に接続する再循環配管４８が設けられ、再循環配管
４８に弁７２が設けてある。また、主復水器真空ポンプ
吸込み配管４７と主復水器９を繋ぐ配管には弁７４が設
けられている。

【００４３】次に作用を説明する。弁７０および弁７４
が閉じた状態で、主復水器真空ポンプ２９および気体廃
棄物処理系排ガス復水器４の下流側の気体廃棄物処理系
を稼動させることにより、主復水器９の状態にかかわり
なく原子炉圧力容器２内が真空状態となり、原子炉水中
の溶存酸素が真空脱気される。

【００４４】ここで、主復水器真空ポンプ２９の容量が
気体廃棄物処理系の容量より大きい場合に、再循環配管
４８の弁７２を開いて気体廃棄物処理系への排ガス量を
調節する。ここで再循環配管４８を設けた理由は、本
来、主復水器９の排気のために大容量としてある主復水
器真空ポンプ２９を、小容量の真空ポンプが望ましい原
子炉圧力容器２の脱気用に流用するためである。

【００４５】さらに、制御棒駆動水系の制御棒駆動水ポ
ンプ２０の水源として、原子炉圧力容器２より原子炉冷
却材浄化系を介した原子炉水を用いることで、原子炉圧
力容器２への流入水についても溶存酸素濃度の低い状態
とすることが可能となる。

【００４６】［第３の実施の形態］図３により本発明の
第３の実施の形態を説明する。本実施の形態では、原子
炉圧力容器頂部ベントライン３５から分岐した配管３６
は、起動停止用空気抽出器１０の吸込み配管４９の弁７
０より下流側に接続している。その合流部の下流側に、
起動停止用空気抽出器１０、気体廃棄物処理系入口配管
１１、気体廃棄物処理系１２が接続されている。

【００４７】また、脱気水貯蔵タンク５０が設けられ、
この脱気水貯蔵タンク５０から制御棒駆動水ポンプ２０
の吸込み配管４４の止め弁４５の下流側へ接続する配管
５１が設けられている。さらに復水貯蔵タンク１５から
ポンプ６０を介して脱気水貯蔵タンク５０に接続する配
管６１が設けられている。さらに、窒素供給装置５７か
ら脱気水貯蔵タンク５０の液相部へ配管６２が接続さ
れ、脱気水貯蔵タンク５０の気相部より建屋外あるいは
建屋内でも作業員が隣接できない部分に開放する配管５
９が設けられている。脱気水貯蔵タンク５０としては、
復水器貯蔵タンクを真空ポンプあるいは窒素バブリング
等で脱気できるように構成したものを用いても、復水器
貯蔵タンクと別に設けたタンクを用いてもよい。脱気水
貯蔵タンク５０は、制御棒駆動水系の通常の水源である
復水貯蔵タンクを、真空ポンプあるいは、窒素バブリン
グ等で脱気したものを用いてもよく、また別にタンクを
設けて真空ポンプあるいは、窒素バブリング等で脱気し
たもの、あるいは脱気器による脱気水を用いてもよい。

【００４８】次に作用を説明する。弁７０が閉じた状態
で、起動停止用空気抽出器１０および気体廃棄物処理系
１２を稼動させることにより、主復水器９の状態にかか
わりなく、原子炉圧力容器２内が真空状態となり、原子
炉水中の溶存酸素が真空脱気される。

【００４９】また、脱気水貯蔵タンク５０に復水貯蔵タ
ンク１５より水を溜め、窒素供給装置５７から脱気水貯
蔵タンク５０の液相部に窒素を注入することで脱気水貯
蔵タンク５０内の貯蔵水が脱気され、この水を制御棒駆
動水系の制御棒駆動水ポンプ２０の水源として用いるこ
とで、原子炉圧力容器２への流入水についても溶存酸素
濃度を低い状態とすることが可能となる。

【００５０】［第４の実施の形態］図４により本発明の
第４の実施の形態を説明する。本実施の形態では、原子
炉圧力容器頂部ベントライン３５より配管３６、真空ポ
ンプ１および配管３７を介してチャコールフィルタを有
したオフガス処理装置５２に接続する配管系統が設けら
れている。

【００５１】また、原子炉圧力容器２より、原子炉冷却
材浄化系の原子炉冷却材浄化ポンプ２２、原子炉冷却材
浄化再生熱交換器２３、原子炉冷却材浄化非再生熱交換
器２４、原子炉冷却材浄化ろ過脱塩装置２５を介して原
子炉圧力容器２に戻る系統中で、ろ過脱塩装置２５内に
水素酸素結合触媒５３が充填されている。さらに、制御
棒駆動水ポンプ２０から原子炉圧力容器２に至る配管５
３へ、水素注入装置５４からの配管５５が接続されてい
る。

【００５２】次に作用を説明する。真空ポンプ１および
オフガス処理装置５２を稼動させることにより、復水器
９の状態にかかわりなく原子炉圧力容器２内が真空状態
となり、原子炉水中の溶存酸素が真空脱気される。これ
に加えて、制御棒駆動水系の制御棒駆動水ポンプ２０の
吐出側より注入した水素と、原子炉水中に溶存している
酸素が、原子炉冷却材浄化系を流れるときに水素酸素結
合触媒５３により再結合して水になる。したがって、原
子炉水中の溶存酸素量を低く抑えることができる。

【００５３】［第５の実施の形態］第５の実施の形態に
ついては、第１の実施の形態（図１）の構成に加え、第
３の実施の形態（図３）の脱気水貯蔵タンク５０から制
御棒駆動水ポンプ２０の吸込み配管４４へ接続する配管
５１および吸込み配管４４の上流へ設置する止め弁４５
を有する（図略）。

【００５４】次に作用を説明する。真空ポンプ１および
気体廃棄物処理系排ガス復水器４の下流側の気体廃棄物
処理系を稼動させることにより、原子炉圧力容器２内が
真空状態となり、原子炉水中の溶存酸素が真空脱気され
る。加えて、制御棒駆動水系の水源を原子炉圧力容器２
より原子炉冷却材浄化系を介して補給されるタンク４２
とすることで、原子炉圧力容器２への流入水についても
溶存酸素濃度の低い状態とすることが可能となる。また
制御棒駆動水系の制御棒駆動水ポンプ２０の水源として
タンク４２を介すること以外に脱気水貯蔵タンク５０と
することで、原子炉内の溶存酸素濃度をさらに低いもの
とするために、耐圧漏洩検査工程の中で運用性に裕度を
持たせることが可能となる。

【００５５】［他の実施の形態］第１の実施の形態にお
いて真空ポンプが選定上、気体廃棄物処理系の容量を超
える場合は、再循環配管を設置することもできる。ま
た、第４の実施の形態において、酸素水素結合触媒を脱
塩装置以外の部分に充填することもできる。

【００５６】さらに、第１〜第４の実施の形態における
原子炉圧力容器の排気手段と、第１〜第４の実施の形態
における冷却材中溶存酸素量の抑制手段は、任意に組み
合わせることが可能である。

【００５７】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉圧力容器の耐圧
漏洩検査時において、原子炉を脱気した状態で昇温およ
び耐圧保持が可能となり、材料の健全性を維持した状態
で検査を行うことが可能となる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第１の実
施の形態の概略系統図。

【図２】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第２の実
施の形態の概略系統図。

【図３】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第３の実
施の形態の概略系統図。

【図４】本発明に係る沸騰水型原子力発電所の第４の実
施の形態の概略系統図。

【図５】従来の沸騰水型原子力発電所の概略系統図。

【符号の説明】

１…真空ポンプ、２…原子炉圧力容器、３…原子炉再循
環ポンプ、４…気体廃棄物処理系ガス復水器、５…主蒸
気管、６…主蒸気隔離弁、７…高圧蒸気タービン、８…
低圧蒸気タービン、９…主復水器、１０…起動停止用空
気抽出器、１１…気体廃棄物処理系入口配管、１２…気
体廃棄物処理系、１３…気体廃棄物処理系出口配管、１
４…排気筒、１５…復水貯蔵タンク、１６…配管、１７
…配管、１８…止め弁、１９…止め弁、２０…制御棒駆
動水ポンプ、２１…配管、２２…原子炉冷却材浄化ポン
プ、２３…原子炉冷却材浄化再生熱交換器、２４…原子
炉冷却材浄化非再生熱交換器、２５…原子炉冷却材浄化
系ろ過脱塩装置、２６…給水加熱器、２７…原子炉給水
ポンプ、２８…原子炉給水配管、２９…主復水器真空ポ
ンプ、３０…原子炉冷却材浄化系ブローダウンライン、
３１…調節弁、３２…低圧復水ポンプ、３３…復水浄化
装置、３４…高圧復水ポンプ、３５…原子炉圧力容器頂
部ベントライン、３６…配管、３７…配管、３８…排ガ
ス復水器入口配管、３９…配管、４０…廃棄物処理系、
４１…切替弁、４２…タンク、４３…配管、４４…制御
棒駆動水ポンプ吸込み配管、４５…止め弁、４６…主復
水器真空ポンプ出口配管、４７…主復水器真空ポンプ吸
込み配管、４８…再循環配管、４９…起動停止用空気抽
出器吸込み配管、５０…脱気水貯蔵タンク、５１…配
管、５２…オフガス処理装置、５３…水素酸素再結合触
媒、５４…水素注入装置、５５…配管、５６…ブースタ
ポンプ、５７…窒素供給装置、５８…配管、５９…配
管、７０…止め弁。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 平口 淳一 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 水野 諭 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 馬場 隆男 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 四柳 端 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 Ｆターム(参考） 2G075 AA03 BA17 CA04 DA15 FA03 FC14 FC18 GA02

Claims (13)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 核反応によって蒸気を発生する原子炉圧
   力容器と、 この原子炉圧力容器で発生した蒸気によって駆動される
   蒸気タービンと、 この蒸気タービンの排気を凝縮させる主復水器と、 この主復水器を排気するための主復水器真空ポンプと、 前記主復水器を排気するための起動停止用空気抽出器
   と、 この起動停止用空気抽出器の下流側に配置されて外部に
   排出する放射能を低減するための気体廃棄物処理系排ガ
   ス復水器と、 を有する沸騰水型原子力発電所において、 前記原子炉圧力容器の頂部に接続された頂部ベント配管
   を介しかつ前記主復水器を通さずに前記原子炉圧力容器
   内の気体を排出する脱気系統を有すること、を特徴とす
   る、沸騰水型原子力発電所。
2. 【請求項２】 前記脱気系統は、前記原子炉圧力容器内
   の気体を、その原子炉圧力容器の頂部に接続された頂部
   ベント配管から、前記主復水器を通さずに前記主復水器
   真空ポンプおよび前記気体廃棄物処理系排ガス復水器を
   通って外部に排出し、かつ、前記主復水器真空ポンプを
   通った気体の一部を再びその主復水器真空ポンプを通る
   ように戻す再循環系統を有すること、を特徴とする請求
   項１に記載の沸騰水型原子力発電所。
3. 【請求項３】 前記脱気系統は、前記原子炉圧力容器内
   の気体を、その原子炉圧力容器の頂部に接続された頂部
   ベント配管から、前記主復水器を通さずに前記主復水器
   真空ポンプとは別個の真空ポンプおよび前記気体廃棄物
   処理系排ガス復水器を通って外部に排出すること、を特
   徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子力発電所。
4. 【請求項４】 前記脱気系統は、前記原子炉圧力容器内
   の気体を、その原子炉圧力容器の頂部に接続された頂部
   ベント配管から、前記主復水器を通さずに前記起動停止
   用空気抽出器および前記気体廃棄物処理系を通って外部
   に排出すること、を特徴とする請求項１に記載の沸騰水
   型原子力発電所。
5. 【請求項５】 前記脱気系統は、前記原子炉圧力容器内
   の気体を、その原子炉圧力容器の頂部に接続された頂部
   ベント配管から、前記主復水器を通さずに前記主復水器
   真空ポンプとは別個の真空ポンプおよびチャコールフィ
   ルタを具備するオフガス処理装置を通って外部に排出す
   ること、を特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子力
   発電所。
6. 【請求項６】 前記原子炉圧力容器下部から冷却材を取
   り出して、冷却材を浄化するろ過脱塩装置を経て、さら
   に、前記核反応を制御する制御棒を駆動するための制御
   棒駆動水ポンプを経て、前記原子炉圧力容器に冷却材を
   戻す系統を有すること、を特徴とする請求項１ないし５
   のいずれかに記載の沸騰水型原子力発電所。
7. 【請求項７】 前記ろ過脱塩装置と前記制御棒駆動水ポ
   ンプの間にタンクが設置されていることを特徴とする請
   求項６に記載の沸騰水型原子力発電所。
8. 【請求項８】 前記タンクと前記制御棒駆動水ポンプの
   間にブースタポンプが設置されていることを特徴とする
   請求項７に記載の沸騰水型原子力発電所。
9. 【請求項９】 前記タンクに酸化性を抑制するガスを供
   給する手段を有することを特徴とする請求項７または８
   に記載の沸騰水型原子力発電所。
10. 【請求項１０】 前記核反応を制御する制御棒を駆動す
    るための制御棒駆動水を前記原子炉圧力容器内へ供給す
    る制御棒駆動水系と、 この制御棒駆動水系を通じて前記原子炉圧力容器内へ水
    素を注入する手段と、 前記原子炉圧力容器下部から冷却材を取り出して、冷却
    材を浄化するろ過脱塩装置を経て、前記給水系統を通じ
    て原子炉圧力容器内に戻す浄化系統と、 この浄化系統内に配置された水素酸素結合触媒と、 を有することを特徴とする請求項１ないし５のいずれか
    に記載の沸騰水型原子力発電所。
11. 【請求項１１】 脱気水を貯蔵する脱気水貯蔵タンク
    と、 この脱気水貯蔵タンク内の脱気水を、前記核反応を制御
    する制御棒を駆動するための制御棒駆動水ポンプを経
    て、前記原子炉圧力容器に冷却材を注入する系統と、 を有することを特徴とする請求項１ないし５のいずれか
    に記載の沸騰水型原子力発電所。
12. 【請求項１２】 核反応によって蒸気を発生する原子炉
    圧力容器と、この原子炉圧力容器で発生した蒸気によっ
    て駆動される蒸気タービンと、この蒸気タービンの排気
    を凝縮させる主復水器と、この主復水器を排気するため
    の主復水器真空ポンプと、前記主復水器を排気するため
    の起動停止用空気抽出器と、この起動停止用空気抽出器
    の下流側に配置されて外部に排出する放射能を低減する
    ための気体廃棄物処理系排ガス復水器と、を有する沸騰
    水型原子力発電所の運転停止時に行う前記原子炉圧力容
    器の脱気方法において、前記原子炉圧力容器の頂部から
    抽出した気体を、前記主復水器を通さずに排出すること
    を特徴とする脱気方法。
13. 【請求項１３】 核反応によって蒸気を発生する原子炉
    圧力容器と、この原子炉圧力容器で発生した蒸気によっ
    て駆動される蒸気タービンと、この蒸気タービンの排気
    を凝縮させる主復水器と、この主復水器を排気するため
    の主復水器真空ポンプと、前記主復水器を排気するため
    の起動停止用空気抽出器と、この起動停止用空気抽出器
    の下流側に配置されて外部に排出する放射能を低減する
    ための気体廃棄物処理系排ガス復水器と、を有する沸騰
    水型原子力発電所の運転停止時に行う前記原子炉圧力容
    器の耐圧漏洩検査方法において、前記原子炉圧力容器内
    の脱気を行った後に、該原子炉圧力容器内に、溶存酸素
    量を減らす処理を施した冷却材を注入することを特徴と
    する耐圧漏洩検査方法。