JP2020186952A - 加圧水型原子力プラントおよび加圧水型原子力プラントの運転方法 - Google Patents

Abstract

【課題】環境に影響のある薬剤の使用を抑えつつ蒸気発生器の伝熱管の腐食損傷リスクを下げること。【解決手段】加圧水型原子力プラントは、二次系の水単相部に水素を供給する水素供給部と、水単相部の水素濃度を計測する水素濃度計測部と、水素濃度計測部が計測する水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素供給部による水素の供給を制御する制御部と、を有する。【選択図】図２

Description

本発明は、加圧水型原子力プラントおよび加圧水型原子力プラントの運転方法に関する。

加圧水型原子力プラントにおいて蒸気発生器の健全性確保の観点から、二次系の水単相部にヒドラジンを注入することが知られている。ヒドラジンの使用により蒸気発生器の水中の酸素濃度を低く管理することができ、蒸気発生器の腐食損傷リスクを下げることができる。

しかし、ヒドラジンの使用に当たっては、発ガン性へのリスクが指摘されており、使用規制の強化が進められている。

例えば、特許文献１に記載のプラントの運転方法およびシステムでは、環境などに影響のある薬剤を注入することなく、配管などの構造材の腐食を確実に抑制することを目的としている。具体的に、特許文献１では、加圧水型原子力プラントの二次系において、高温の給水中に酸化体を注入して、高温の給水に接する給水配管、低圧給水加熱器、脱気器および高圧給水加熱器の構造材の表面に、この構造材を構成する元素の溶出を抑制する酸化皮膜を形成すると共に、給水中に腐食抑制物質を注入して、給水の流動により加速される腐食が生ずる領域の構造材の表面で酸化皮膜上に腐食抑制物質を付着させ、腐食抑制物質がＴｉ、Ｚｒ、Ｃｅ、Ｎｂ、Ｌａ、Ｎｄ、Ｙから選択される１種類以上の元素からなる酸化物または水酸化物であることを特徴としている。また、特許文献１では、構造材内を流れる給水に水素を注入することを特徴としている。

特許第５６３７８６７号公報

しかしながら、特許文献１では、腐食を抑制する構造材として復水器から蒸気発生器へ至る給水配管を対象とし、構造材の鉄の溶出を抑制して、蒸気発生器への鉄の持込量を低減することで蒸気発生器の伝熱管の熱伝達率の低下を抑制しようとしている。従って、特許文献１では、蒸気発生器の伝熱管の腐食損傷リスクを下げるものではない。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、環境に影響のある薬剤の使用を抑えつつ蒸気発生器の伝熱管の腐食損傷リスクを下げることのできる加圧水型原子力プラントおよび加圧水型原子力プラントの運転方法を提供することを目的とする。

上述の目的を達成するために、本発明の一態様に係る加圧水型原子力プラントは、二次系の水単相部に水素を供給する水素供給部と、前記水単相部の水素濃度を計測する水素濃度計測部と、前記水素濃度計測部が計測する水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素供給部による水素の供給を制御する制御部と、を備える。

上述の目的を達成するために、本発明の一態様に係る加圧水型原子力プラントの運転方法は、二次系の水単相部に水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素を供給する工程を含む。

本発明によれば、水単相部への水素の供給により脱酸素することで、環境に影響のある薬剤の使用を抑えつつ蒸気発生器の伝熱管の腐食損傷リスクを下げることができる。

図１は、本発明の実施形態１に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。 図２は、本発明の実施形態１に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。 図３は、本発明の実施形態１に係る加圧水型原子力プラントの運転方法を示すフローチャートである。 図４は、本発明の実施形態２に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。 図５は、本発明の実施形態２に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。 図６は、本発明の実施形態２に係る加圧水型原子力プラントの運転方法を示すフローチャートである。

以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。

［実施形態１］
図１は、実施形態１に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。図２は、実施形態１に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。図３は、実施形態１に係る加圧水型原子力プラントの運転方法を示すフローチャートである。

図１に示すように、加圧水型原子力プラントは、原子炉格納容器１の内部に、原子炉２および蒸気発生器３が格納されている。原子炉２と蒸気発生器３とは、冷却水配管４，５を介して連結されている。冷却水配管４は、加圧器６が設けられ、冷却水配管５は、冷却水ポンプ７が設けられている。

原子炉２は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）であり、その内部は一次冷却水で満たされている。原子炉２は、多数の燃料集合体を収容すると共に、燃料集合体の燃料棒内の核燃料の核分裂を制御する多数の制御棒が、各燃料集合体に対し挿入可能に設けられている。

制御棒により核分裂反応を制御しながら燃料集合体の燃料棒内の核燃料を核分裂させると、この核分裂により熱エネルギーが発生する。発生した熱エネルギーは一次冷却水を加熱し、加熱された一次冷却水は、冷却水配管４を介して蒸気発生器３の伝熱管３ａへ送られる。一方、冷却水配管５を介して各蒸気発生器３の伝熱管３ａから送られてきた一次冷却水は、原子炉２内に流入して、原子炉２内を冷却する。

蒸気発生器３は、高温高圧となった一次冷却水を伝熱管３ａに通し、伝熱管３ａの外部に供給される二次冷却水と熱交換させることにより、二次冷却水を蒸発させて蒸気を発生させ、かつ、高温高圧となった一次冷却水を冷却している。加圧器６は、高温となった一次冷却水を加圧することにより、一次冷却水の沸騰を抑制している。冷却水ポンプ７は、原子炉冷却系において一次冷却水を循環させており、一次冷却水を蒸気発生器３から冷却水配管５を介して原子炉２へ送り込むと共に、一次冷却水を原子炉２から冷却水配管４を介して蒸気発生器３へ送り込んでいる。一次冷却水は、原子炉２と蒸気発生器３との間を循環している。なお、一次冷却水は、冷却材および中性子減速材として用いられる軽水である。このような、原子炉２の熱を利用した高温水を蒸気発生器３に送り熱交換させた後に回収する系を一次系という。

蒸気発生器３は、蒸気タービン１０に連結されている。蒸気タービン１０は、高圧タービン１０Ａおよび低圧タービン１０Ｂを有すると共に、発電機が接続されている。蒸気発生器３は、高圧タービン１０Ａに冷却水配管１１を介して連結されている。また、高圧タービン１０Ａと低圧タービン１０Ｂとの間には、湿分分離加熱器１２が設けられている。湿分分離加熱器１２は、高圧タービン１０Ａに低温再熱管１３を介して連結されていると共に、低圧タービン１０Ｂに高温再熱管１４を介して連結されている。さらに、蒸気タービン１０の低圧タービン１０Ｂは、復水器１５を有している。復水器１５は、冷却水（例えば、海水）を給排するように構成されている。復水器１５は、冷却水配管１６を介して脱気器１７に連結されている。冷却水配管１６は、復水器１５側から順に、復水ポンプ１８、復水脱塩装置１９、復水ブースターポンプ２０、低圧給水加熱器２１が設けられている。また、脱気器１７は、冷却水配管２２を介して蒸気発生器３に連結されている。冷却水配管２２は、脱気器１７側から順に、貯留槽２３、給水ポンプ２４および高圧給水加熱器２５が設けられている。復水ポンプ１８および復水ブースターポンプ２０は、二次冷却水（純水）を、復水ポンプ１８により復水器１５から冷却水配管１６を介して復水脱塩装置１９に送り、復水ブースターポンプ２０により冷却水配管１６を介して低圧給水加熱器２１を経て脱気器１７に送る。そして、給水ポンプ２４は、二次冷却水を、冷却水配管２２を介して高圧給水加熱器２５を経て蒸気発生器３に送る。脱気器１７からは、冷却水配管２２を介して脱気器１７で脱気された二次冷却水が送られる。

蒸気発生器３で高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された二次冷却水の蒸気は、冷却水配管１１を通して高圧タービン１０Ａと低温再熱管１３とに分配される。この分配率は任意に設定される。高圧タービン１０Ａに分配された蒸気は、高圧タービン１０Ａを駆動した後に高圧給水加熱器２５に導入される。高圧給水加熱器２５では、高圧蒸気が凝縮された凝縮水を、脱気器１７に排水する。また、高圧タービン１０Ａの高圧排気は、低温再熱管１３に分配されて湿分分離加熱器１２に導入される。湿分分離加熱器１２は、導入した蒸気を加熱して液体と気体とに分離する。湿分分離加熱器１２で分離された液体は、湿分分離加熱器ドレンポンプ１２ａにより湿分分離加熱器ドレン１２ｂを介して貯留槽２３に貯留される。湿分分離加熱器１２で分離された気体は、高温再熱管１４を介して低圧タービン１０Ｂに送られる。この蒸気（気体）により蒸気タービン１０（高圧タービン１０Ａおよび低圧タービン１０Ｂ）を駆動して発電機により発電を行う。つまり、蒸気発生器３からの蒸気は、高圧タービン１０Ａを駆動した後、湿分分離加熱器１２で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に、加熱されてから低圧タービン１０Ｂを駆動する。

蒸気タービン１０（高圧タービン１０Ａおよび低圧タービン１０Ｂ）を駆動した蒸気は、復水器１５で冷却されて液体となる。復水脱塩装置１９では復水に含まれる海水成分が除去される。復水（二次冷却水）は、低圧給水加熱器２１で低圧タービン１０Ｂから抽気した低圧蒸気により加熱された後、脱気器１７に送られて溶存酸素や不凝結ガスなどの不純物が除去される。その後、二次冷却水（復水）は、貯留槽２３に一旦貯留され、高圧給水加熱器２５で、高圧タービン１０Ａから抽気した高圧蒸気により加熱された後、蒸気発生器３に戻される。低圧給水加熱器２１では、低圧蒸気が凝縮された凝縮水を、低圧給水加熱器ドレンポンプ２１ａにより低圧給水加熱器ドレン２１ｂを介して冷却水配管２２に排水する。このような、蒸気発生器３内で一次系の高温水を利用して蒸気を発生させ、この蒸気で蒸気タービン１０を回転させて発電し、その後、復水器１５で復水させた後、蒸気発生器３に回収する系を二次系という。二次系において、復水器１５から蒸気発生器３に回収されるように図１に太線示す冷却水配管１６，２２を介して送られる二次冷却水は水単相部であり、蒸気発生器３から蒸気タービン１０を回転させて発電に用いられて復水器１５に至るように図１に破線で示す冷却水配管１１、低温再熱管１３および高温再熱管１４を介して送られる二次冷却水は蒸気（気液二相部）である。

なお、蒸気発生器３は、蒸気発生器３内の蒸発によって濃縮される不揮発性不純物を排出するため、ブローダウン管２６が連結されている。ブローダウン管２６は、流量調整弁やフラッシュタンクを介して復水器１５に連結され、蒸気発生器３内の二次冷却水を復水器１５に排水する。

本実施形態の加圧水型原子力プラントは、上記構成において、図２に示すように、水素供給部３１と、水素濃度計測部３２と、制御部３３と、を有している。

水素供給部３１は、二次系の水単相部に水素を供給する。水素供給部３１は、二次系の水単相部をなす図１に太線示す冷却水配管１６，２２に接続されて、当該水単相部に水素を供給する。水素供給部３１が接続される部位は、冷却水配管１６，２２の範囲であればよく、例えば、図１に示すように、冷却水配管１６において、復水器１５と復水ポンプ１８との間（ａ）や、復水脱塩装置１９と復水ブースターポンプ２０との間（ｂ）や、低圧給水加熱器２１と脱気器１７との間（ｃ）（ｄ）や、冷却水配管２２において、貯留槽２３と給水ポンプ２４との間（ｅ）や、高圧給水加熱器２５と蒸気発生器３との間（ｆ）などがある。水素供給部３１が接続される部位は、１箇所でも複数箇所でもよい。水素供給部３１は、水素が充填されたボンベと、ボンベと上記接続される部位とを接続する配管と、配管に設けられた弁と、を有する。また、水素供給部３１は、二次冷却水の電気分解により水素を生成する水素生成装置と、水素発生装置で生成された水素を貯留するボンベと、ボンベと上記接続される部位とを接続する配管と、配管に設けられた弁と、を有していてもよい。

水素濃度計測部３２は、水単相部の水素濃度を計測する。水素濃度計測部３２は、図１に示すように、蒸気発生器３の手前であって、高圧給水加熱器２５と蒸気発生器３との間に設けられており、二次冷却水をサンプリングして水素濃度を計測する。

制御部３３は、例えば、コンピュータであり、図には明示しないが、ＣＰＵ（Central Processing Unit）のようなマイクロプロセッサを含む演算処理装置などにより実現される。制御部３３は、水素濃度計測部３２が計測する水素濃度が所定濃度を超えるように水素供給部３１による水素の供給を制御する。

制御部３３で制御する水素の所定濃度は、１０ｐｐｂを超えることとする。水素濃度の所定濃度は、好ましくは、２５ｐｐｂ以上であり、より好ましくは、２５０ｐｐｂ以上である。水素の所定濃度の上限は、例えば、４５０ｐｐｂとする。

ここで、従前のように、二次系の水単相部にヒドラジンを注入している状態において、二次系の水素濃度を測定した結果、微量の水素が発生していることが分かった。水素は、ヒドラジンの熱分解と系統中の炭素鋼の腐食で発生していると考えられる。具体的に、水単相部から蒸気発生器３内で１μｇ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏ（＝ｐｐｂ）レベル、蒸気系で１０μｇ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏであって、溶存酸素の１μｇ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏレベルに対して十分な量の水素が存在していることが分かった。この水単相部の水素濃度は、２５℃、１気圧の水素の溶解度１５８０μｇ／ｋｇより３桁しか低くなっておらず、理論上、電位は１００ｍＶ程度しか上昇せず、還元環境を維持し腐食を抑制するには十分な濃度である。

一方、ヒドラジンを注入しない場合、水素は注入された分の濃度になる。しかし水素をガスで入れると蒸気発生器３では蒸発により水素が気相部に移行するため、沸騰部の上部では水素濃度が低下する。代表的条件として２８０℃、蒸気発生器３の循環比を４．０としたときの蒸気発生器３上部の水素濃度は、水単相部での水素濃度に対して１／２５０となる。従って、蒸気発生器３内の水素濃度を１μｇ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏに維持しようとすると、水単相部の水素濃度は２５０μｇ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏとなり、２５℃の平衡分圧で０．１５８気圧、２．８ＮｍＬ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏとなる。従って、二次系の水単相部にヒドラジンを注入しない条件においては、水単相部に２５０μｇ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏの水素を供給すればよく、圧力にすれば０．１５８気圧、ガスの容積としては２．８ＮｍＬ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏの水素を供給すればよい。

二次系の水単相部に添加する水素は、二次系の系統配管表面の酸化鉄スケールなどと反応し、還元された配管表面の物質は、酸素と反応して脱酸素するため、水素そのものに酸素除去の効果が出ると共に、系統通過中に水素濃度が低下することが考えられる。従って、水素の供給は、蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食を抑制するために蒸気発生器３の手前（ｆ）であればよいが、ここに限定されず、蒸気発生器３の上流であればよい。そして、蒸気発生器３の手前で水素濃度を測定して、所定濃度となるように水素を供給する。

即ち、還元環境を維持し蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食を抑制するため、水単相部への水素の供給は、水単相部の水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように供給すればよく、蒸気発生器３上部での有効性を考慮すれば２５０ｐｐｂ以上が好ましく、１桁の低下を許容すれば２５ｐｐｂ以上である。また、上記水単相部への水素の供給量は、加圧水型原子力プラントの１次系において水素爆発防止のため管理している範囲の容量５ＮｍＬ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏ、重さの濃度４５０μｇ／ｋｇ−Ｈ_２Ｏを下回っている。そして、１次系での管理に基づくと最大の水素濃度の所定濃度は、４５０ｐｐｂを基準とすることが好ましい。

そして、図３に示すように、本実施形態の加圧水型原子力プラントの動作であって加圧水型原子力プラント運転方法では、制御部３３は、水素供給部３１を制御し、二次系の水単相部に水素を供給する（ステップＳ１）。ステップＳ１で供給する水素は、水単相部の水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように供給すればよく、蒸気発生器３上部での有効性を考慮すれば２５０ｐｐｂ以上が好ましく、１桁の低下を許容すれば２５ｐｐｂ以上である。その後、制御部３３は、水素濃度計測部３２が計測する水素濃度が所定濃度（例えば、１０ｐｐｂを超える水素濃度）となるように、所定濃度以下の場合（ステップＳ２：Ｙｅｓ）は、水素供給部３１を制御し、二次系の水単相部に水素を補充供給する（ステップＳ３）。また、制御部３３は、ステップＳ２において、水素濃度計測部３２が計測する水素濃度が所定濃度を超えていれば（ステップＳ２：Ｎｏ）、水素濃度計測部３２が計測する水素濃度が所定濃度以下となるまで水素の供給を待機する。

このように、本実施形態の加圧水型原子力プラントは、二次系の水単相部に水素を供給する水素供給部３１と、水単相部の水素濃度を計測する水素濃度計測部３２と、水素濃度計測部３２が計測する水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素供給部３１による水素の供給を制御する制御部３３と、を有する。

また、本実施形態の加圧水型原子力プラントの運転方法は、二次系の水単相部に水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素を供給する工程を含む。

この加圧水型原子力プラントおよび加圧水型原子力プラントの運転方法によれば、二次系の水単相部の水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素を供給することで、還元環境を維持し伝熱管３ａの腐食を抑制するため、蒸気発生器３の二次系の二次冷却水中の酸素濃度を低く管理することができ、蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げる。即ち、従来使用していたヒドラジンの代替としてヒドラジンを使用しない、若しくはヒドラジンの使用量を制限できる。この結果、環境に影響のある薬剤の使用を抑えつつ蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げることができる。水素は、水単相部の任意の箇所に供給することができる。また、水素の供給量は、必要に応じて調整できる。

ところで、ヒドラジンの代替として、カルボヒドラジドなどが使用されていることが知られている、カルボヒドラジドは、分解により生成する不純物による悪影響や、復水脱塩塔樹脂への負荷の影響などがある。カルボヒドラジドは、ヒドラジンおよび二酸化炭素からなるため、完全なヒドラジン不使用とはならない。また、カルボヒドラジドは、分解した二酸化炭素が酸として作用し、系統中のｐＨを僅かに低下させることから炭素鋼の腐食は増大する方向となり弊害も出てくる。

この点、本実施形態の加圧水型原子力プラントおよび加圧水型原子力プラントの運転方法によれば、水素は、カルボヒドラジドのように、分解により生成する不純物による悪影響や、復水脱塩塔樹脂への負荷の影響や、系統中のｐＨの低下のような、系統に影響を及ぼすことがない。このため、水素の供給により、カルボヒドラジドのような薬剤を使用しない、若しくはカルボヒドラジドの使用量を抑えつつ蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げることができる。

また、特許文献１では、二次系の水単相部に水素を供給することが示されているが、特許文献１での水素の供給は、給水中に溶解した水素が、酸化チタンなどの腐食抑制物質の触媒作用によって酸化反応し、配管などの構造材における構成元素（鉄、クロムなど）の溶出であって酸化反応を抑制するために行われる。特許文献１において、水素は、給水の溶存水素濃度が１ｐｐｂ以上で、例えば１０ｐｐｂ程度となるように給水中に注入することとしている。特許文献１での水素の供給量では、蒸気発生器３において蒸気となって抜ける水素を考慮しておらず、蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げることはできない。

この点、本実施形態の加圧水型原子力プラントおよび加圧水型原子力プラントの運転方法によれば、蒸気発生器３において蒸気となって抜ける水素を考慮し、二次系の水単相部の水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素を供給しており、蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げることができる。

［実施形態２］
図４は、実施形態２に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。図５は、実施形態２に係る加圧水型原子力プラントの概略構成図である。図６は、実施形態２に係る加圧水型原子力プラントの運転方法を示すフローチャートである。

実施形態２の加圧水型原子力プラントは、上述した実施形態１に対し、図５に示すように、脱酸素材供給部４１と、酸素濃度計測部４２と、をさらに有している。

脱酸素材供給部４１は、二次系の水単相部に脱酸素材（例えば、ヒドラジン）を供給する。脱酸素材供給部４１は、二次系の水単相部をなす図１に太線示す冷却水配管１６，２２に接続されて、当該水単相部に水素を供給する。脱酸素材供給部４１が接続される部位は、冷却水配管１６，２２の範囲において、復水脱塩装置１９よりも蒸気発生器３側であって、例えば、図４に示すように、冷却水配管１６において、復水脱塩装置１９と復水ブースターポンプ２０との間（ｇ）や、冷却水配管２２において、給水ポンプ２４と高圧給水加熱器２５との間（ｈ）や、高圧給水加熱器２５と蒸気発生器３との間（ｉ）などがある。脱酸素材供給部４１が接続される部位は、１箇所でも複数箇所でもよい。脱酸素材供給部４１は、脱酸素材が貯留された脱酸素材貯留部と、脱酸素材貯留部と上記接続される部位とを接続する配管と、配管に設けられた弁と、配管に設けられたポンプと、を有する。

酸素濃度計測部４２は、水単相部の酸素濃度を計測する。酸素濃度計測部４２は、図４に示すように、貯留槽２３に設けられており、脱気器１７で脱気された二次冷却水、および湿分分離加熱器１２で気体を分離された二次冷却水をサンプリングして酸素濃度を計測する。即ち、二次系において原理的に酸素が除かれた最終段となる脱気器１７の直後で酸素濃度を計測する。酸素濃度計測部４２は、酸化還元電位により間接的に酸素濃度の微量上昇を検知する。または、酸素濃度計測部４２は、Ｏ_２発光分析で微量酸素を直接検知する。

制御部３３は、上述した実施形態１で説明したように、水素濃度計測部３２が計測する水素濃度が所定濃度を超えるように水素供給部３１による水素の供給を制御する。本実施形態では、制御部３３は、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度が基準値（例えば、５ｐｐｂ）以上の場合、脱気器１７の脱気量を増加するように脱気器１７を制御する。また、制御部３３は、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度の基準値（例えば、５ｐｐｂ）以上の場合、脱酸素材を供給するように脱酸素材供給部４１を制御する。

そして、図６に示すように、本実施形態の加圧水型原子力プラントの動作であって加圧水型原子力プラント運転方法では、制御部３３は、上述した実施形態１で説明したように水素供給部３１を制御し、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度が基準値以上の場合（ステップＳ２１：Ｙｅｓ）、脱気器１７の脱気量を増加するように脱気器１７を制御する（ステップＳ２２）。また、制御部３３は、ステップＳ２１において、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度が基準値未満の場合（ステップＳ２１：Ｎｏ）、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度が基準値以上となるまで上述した実施形態１の制御を続ける。

さらに、制御部３３は、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度が基準値以上の場合（ステップＳ２３：Ｙｅｓ）、脱酸素材を供給するように脱酸素材供給部４１を制御する（ステップＳ２４）。また、制御部３３は、ステップＳ２３において、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度が基準値未満の場合（ステップＳ２３：Ｎｏ）、酸素濃度計測部４２で検知する酸素濃度が基準値以上となるまで上述した実施形態１の制御を続ける。

このように、本実施形態の加圧水型原子力プラントでは、実施形態１に加え、水単相部の酸素濃度を計測する酸素濃度計測部４２をさらに有し、制御部３３は、酸素濃度計測部４２が計測する酸素濃度が基準値以上の場合、二次系に設けられた脱気器１７の脱気量を増加するように脱気器１７を制御する。

この加圧水型原子力プラントによれば、脱気器１７を制御することにより溶存酸素量を抑制できる。即ち、水素の供給により還元環境を維持し腐食を抑制するが、酸素濃度が基準値以上となった場合に溶存酸素量を抑制できる。この結果、加圧水型原子力プラントを安全に運転できる。脱気器１７を制御することは、ヒドラジンやカルボヒドラジドのような薬剤を使用しないで溶存酸素量を抑制できるため、環境やプラントに影響のある薬剤の使用を抑えつつ蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げることができる。

また、本実施形態の加圧水型原子力プラントでは、実施形態１に加え、水単相部の酸素濃度を計測する酸素濃度計測部４２と、二次系の水単相部に脱酸素材を供給する脱酸素材供給部４１と、をさらに有し、制御部３３は、酸素濃度計測部４２が計測する酸素濃度が基準値以上の場合、脱酸素材を供給するように脱酸素材供給部４１を制御する。

この加圧水型原子力プラントによれば、脱酸素材を供給することにより溶存酸素量を抑制できる。即ち、水素の供給により還元環境を維持し腐食を抑制するが、酸素濃度が基準値以上となった場合に溶存酸素量を抑制できる。この結果、加圧水型原子力プラントを安全に運転できる。脱酸素材である例えばヒドラジンは、環境に影響のある薬剤であるが、水素の供給により還元環境を維持していても、酸素濃度が基準値以上となった場合にのみ使用するため、薬剤の使用を抑えつつ蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げることができる。

本実施形態の加圧水型原子力プラントでは、脱気器１７の制御と、脱酸素材供給部４１の制御とを共に行う構成としたが、いずれか１つの制御を行う構成としてもよい。

また、本実施形態の加圧水型原子力プラントの運転方法では、実施形態１に加え、水素の供給後、酸素濃度が基準値以上の場合、二次系に設けられた脱気器１７の脱気量を増加する工程と、脱気量の増加後、酸素濃度が基準値以上の場合、二次系の水単相部に脱酸素材を供給する工程と、をさらに含む。

この加圧水型原子力プラントの運転方法によれば、水素の供給により還元環境を維持し腐食を抑制するが、酸素濃度が基準値以上となった場合、脱気器１７を制御することにより溶存酸素量を抑制できる。その後、酸素濃度が基準値以上となった場合には、脱酸素材を供給することにより溶存酸素量を抑制できる。この結果、加圧水型原子力プラントを安全に運転できる。このように、水素の供給により還元環境を維持していても、酸素濃度が基準値以上となった場合、先ずは脱気器１７を制御して薬剤を使用しないで溶存酸素量を抑制し、その後に酸素濃度が基準値以上となった場合、薬剤を使用して溶存酸素量を抑制するため、薬剤の使用を抑えつつ蒸気発生器３の伝熱管３ａの腐食損傷リスクを下げることができる。

３ 蒸気発生器
３ａ 伝熱管
１６，２２ 冷却水配管
１７ 脱気器
３１ 水素供給部
３２ 水素濃度計測部
３３ 制御部
４１ 脱酸素材供給部
４２ 酸素濃度計測部

Claims (6)

1. 二次系の水単相部に水素を供給する水素供給部と、
   前記水単相部の水素濃度を計測する水素濃度計測部と、
   前記水素濃度計測部が計測する水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素供給部による水素の供給を制御する制御部と、
   を備える、加圧水型原子力プラント。
2. 前記二次系の水単相部のヒドラジン濃度が２０ｐｐｂ未満である、請求項１に記載の加圧水型原子力プラント。
3. 前記水単相部の酸素濃度を計測する酸素濃度計測部をさらに備え、
   前記制御部は、酸素濃度計測部が計測する酸素濃度が基準値以上の場合、前記二次系に設けられた脱気器の脱気量を増加するように前記脱気器を制御する、請求項１または２に記載の加圧水型原子力プラント。
4. 前記水単相部の酸素濃度を計測する酸素濃度計測部と、
   前記二次系の水単相部に脱酸素材を供給する脱酸素材供給部と、
   をさらに備え、
   前記制御部は、酸素濃度計測部が計測する酸素濃度が基準値以上の場合、脱酸素材を供給するように前記脱酸素材供給部を制御する、請求項１から３のいずれか１項に記載の加圧水型原子力プラント。
5. 二次系の水単相部に水素濃度が１０ｐｐｂを超えるように水素を供給する工程を含む、加圧水型原子力プラントの運転方法。
6. 前記水素の供給後、酸素濃度が基準値以上の場合、前記二次系に設けられた脱気器の脱気量を増加する工程と、
   前記脱気量の増加後、酸素濃度が基準値以上の場合、前記二次系の水単相部に脱酸素材を供給する工程と、
   をさらに含む、請求項５に記載の加圧水型原子力プラントの運転方法。

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