JP3080820B2 - 原子力発電プラントのガス注入装置 - Google Patents

原子力発電プラントのガス注入装置

Info

Publication number
JP3080820B2
JP3080820B2 JP05224666A JP22466693A JP3080820B2 JP 3080820 B2 JP3080820 B2 JP 3080820B2 JP 05224666 A JP05224666 A JP 05224666A JP 22466693 A JP22466693 A JP 22466693A JP 3080820 B2 JP3080820 B2 JP 3080820B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
hydrogen
oxygen
injection
treatment system
waste treatment
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
JP05224666A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0777598A (ja
Inventor
規行 佐々木
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP05224666A priority Critical patent/JP3080820B2/ja
Priority to SE9402992A priority patent/SE513420C2/sv
Priority to US08/303,813 priority patent/US5467375A/en
Publication of JPH0777598A publication Critical patent/JPH0777598A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3080820B2 publication Critical patent/JP3080820B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/317Recombination devices for radiolytic dissociation products
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01BNON-METALLIC ELEMENTS; COMPOUNDS THEREOF; METALLOIDS OR COMPOUNDS THEREOF NOT COVERED BY SUBCLASS C01C
    • C01B5/00Water
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Incineration Of Waste (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電プラントにお
いて水素や酸素を注入する原子力発電プラントのガス注
入装置に関する。
【0002】
【従来の技術】一般に、ステンレス鋼の応力腐食割れの
抑制技術としては、ステンレス鋼に接する水の酸素濃度
を低減させる技術が知られている。原子力発電プラント
においては、水の放射線分解により一定量の水素および
酸素が原子炉内に生成する。原子炉内に水素および酸素
が生成することにより、原子炉水は原子炉内の温度・圧
力条件に基づいて溶存酸素濃度が決定され、この溶存酸
素濃度は通常100〜200ppb程度となっている。
この原子炉水に水素を注入することにより、水の放射線
分解が抑制され、原子炉内での酸素濃度は低下する。
【0003】原子炉内において水素を注入する以前は、
主蒸気中の水素と酸素の量が2対1の容積比率で送ら
れ、主復水器を経由した後、気体廃棄物処理系の再結合
器で再結合され、水となって回収される。
【0004】しかし、原子炉内に水素を注入した場合、
酸素は原子炉内での水の放射線分解量が低減する一方、
水素は外部から注入しているため、主蒸気中の水素と酸
素の容積比率は2対1とはならず、圧倒的に水素の量が
過剰となる。これにより、気体廃棄物処理系には過剰な
水素が流入するため、再結合させるための酸素を注入さ
せる必要がある。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記の
ような場合、注入するガスの量的な問題が発生する。す
なわち、注入する水素の量は、原子力発電プラントの出
力によって異なり、通常30〜120Nm3 /Hr程度
の量であり、注入した水素はほぼ全量が気体廃棄物処理
系に流入する。
【0006】また、気体廃棄物処理系の処理可能な排ガ
ス流量は、20〜40Nm3 /Hr程度の量であり、こ
の量は主復水器から漏入する空気を処理するための量で
あって、ここに過剰な水素が流入すると、空気中の酸素
と再結合するものもあるが、大部分の水素は気体廃棄物
処理系に流入し、気体廃棄物処理系の排ガス流量は40
〜130Nm3 /Hrとなり、許容流量を越えてしま
う。
【0007】そのため、水素を再結合するための酸素を
気体廃棄物処理系に注入すると、水素と酸素は再結合
し、気体廃棄物処理系では本来の主復水器から漏入する
空気のみを処理することとなる。
【0008】このように、注入する水素と酸素の量は、
気体廃棄物処理系の許容流量より多いため、気体廃棄物
処理系入口での水素と酸素の量的なバランスを維持する
ことが重要なことである。
【0009】また、給水系に注入した水素は、原子炉,
主蒸気管,主復水器を経由して、気体廃棄物処理系に到
達するため、注入してから気体廃棄物処理系に到達する
までの遅れ時間があり、気体廃棄物処理系に注入する酸
素の注入タイミングを規定することが困難であるという
問題点がある。
【0010】さらに、水素は他のガスとの混合状態にお
いて、容積比率で4%を越えると、爆発領域になるた
め、水素が過剰になる状態を回避しなければならないこ
とも重要なことである。
【0011】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、水素が過剰とならず、気体廃棄物処理系に水素
と酸素が同時に到達するようにした原子力発電プラント
のガス注入装置を提供することを目的とする。
【0012】
【課題を解決するための手段】本発明に係る原子力発電
プラントのガス注入装置は、上述した課題を解決するた
めに、原子炉に水素を注入する水素注入手段と、上記原
子炉を経由した水素を再結合させるため気体廃棄物処理
系に酸素を注入する酸素注入手段と、上記気体廃棄物処
理系の水素と酸素の濃度バランスを測定する濃度計と、
上記気体廃棄物処理系の排ガス流量を測定する流量計
と、上記濃度計および流量計の測定結果に基づいて上記
水素注入手段および酸素注入手段からの注入量を制御す
るとともに、上記酸素および水素を注入してから上記気
体廃棄物処理系に到達するまでの各遅れ時間を記憶し、
この遅れ時間に基づいて上記水素注入手段および酸素注
入手段からの注入タイミングを制御する記憶・制御手段
とを備えたものである。
【0013】また、上記記憶・制御手段は、標準状態で
注入する水素の量が注入する酸素の量の2倍を越えない
容積比率に制御するようにしてもよい。
【0014】さらに、上記記憶・制御手段は、注入する
水素の容積が気体廃棄物処理系の漏入空気中に含まれる
酸素量と注入する酸素量との和の2倍を越えないように
制御するようにしてもよい。
【0015】そして、上記記憶・制御手段は、最初に気
体廃棄物処理系にその許容流量以下の量の酸素量を注入
した後、注入した酸素の2倍の量の水素を注入し、水素
を注入した時点から気体廃棄物処理系の排ガス流量が酸
素注入以前の量に低下するまでの遅れ時間を記憶し、次
いで水素注入量を定格流量まで上昇させ、上記遅れ時間
の後に注入した水素の1/2の量の酸素を気体廃棄物処
理系に注入するように制御するようにしてもよい。
【0016】
【作用】上記の構成を有する本発明においては、濃度計
および流量計の測定結果に基づいて水素注入手段および
酸素注入手段からの注入量を制御することにより、最初
に少量の酸素を気体廃棄物処理系に注入して気体廃棄物
処理系で水素が4%を越えないようにし、その後水素を
給水系から酸素の2倍量注入することで、気体廃棄物処
理系で水素と酸素を全量、水に再結合させることができ
る。
【0017】また、水素の注入を開始してから、気体廃
棄物処理系の排ガス流量が酸素注入前、あるいは水素注
入前の排ガス流量に復帰するまでの時間を測定すること
により、水素注入開始から水素が気体廃棄物処理系に到
達するまでの遅れ時間を知ることが可能であり、この遅
れ時間タイミングに基づいて気体廃棄物処理系の流量が
許容値を越えることなく、且つ水素が4%を越えること
がないように水素と酸素の注入量を増減させることがで
きる。これにより、短時間に必要な水素量を連続的に注
入することが可能となる。
【0018】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。
【0019】図1および図2は本発明に係る原子力発電
プラントのガス注入装置の一実施例を示す。図1に示す
ように、水の電気分解装置により構成される水素・酸素
発生装置1からは、水素と酸素が分別されてそれぞれ水
素注入手段としての水素タンク2と酸素注入手段として
の酸素タンク3に貯蔵される。
【0020】水素タンク2と接続された水素注入弁4
は、記憶・制御手段としての制御器6から送出された制
御信号に基づいて開度が制御され、開になると水素タン
ク2に貯蔵された水素が復水脱塩装置7の下流側に注入
される。この注入された水素は沸騰水型の原子炉8に供
給され、原子炉8内の酸素濃度を低減させた後、主蒸気
と共に主復水器9を経由して気体廃棄物処理系10にて
処理される。
【0021】他方、気体廃棄物処理系10で水素を処理
するため、酸素タンク3と接続された酸素注入弁5は制
御器6から送出された制御信号に基づいて開度が制御さ
れ、開になると酸素タンク3に貯蔵された酸素を気体廃
棄物処理系10の予熱器11の上流側に注入する。この
予熱器11と接続された再結合器12では水素と酸素と
が再結合して水となり、この水が復水器13に回収され
る。
【0022】再結合器12の出口側の水素濃度は、復水
器13の下流側に設置された水素濃度計14により常時
監視され、水素と酸素の量のバランスを監視している。
また、再結合器12の下流側の排ガス量は、復水器13
の下流側に設置された流量計により監視され、この流量
信号に基づいて制御器6を通して水素注入弁4および酸
素注入弁5の開度を制御することにより、水素および酸
素の注入量を制御している。
【0023】次に、本実施例の作用について説明する。
【0024】まず、通常運転状態における気体廃棄物処
理系10の流量が、許容流量に対して余裕があることを
流量計15により確認し、少量の酸素を予熱器11入口
に注入開始する。この注入量は注入後の気体廃棄物処理
系10の排ガス流量が許容流量以下となる量とする。
【0025】酸素タンク3から気体廃棄物処理系10ま
では距離があるため、制御器6のタイマーにより気体廃
棄物処理系10に到達するまでの遅れ時間を測定する。
この遅れ時間は、酸素注入開始時から気体廃棄物処理系
10の排ガス流量が増加し始めるまでの時間であり、こ
の時間は図2においてt1で示されている。この状態に
おける気体廃棄物処理系10の排ガス流量は、注入した
酸素の量の分、排ガス流量が増加した状態である。
【0026】次に、水素を水素タンク2から先に注入し
た酸素の2倍量注入する。この注入した水素は、原子炉
8,主蒸気管,主復水器9を経由してその間の遅れ時間
を持って気体廃棄物処理系10に到達する。すると、再
結合器12において水素と酸素は再結合することとな
り、水素対酸素が2:1の割合で結合し、注入した水素
と酸素は全量が水になるため、気体廃棄物処理系10の
排ガス流量は水素、酸素を注入する以前の流量に復帰す
る。
【0027】したがって、水素注入開始時点から排ガス
流量が低下し始めるまでの時間を計測することにより、
水素が気体廃棄物処理系10に到達するまでの遅れ時間
を知ることができる。この時間が図2においてt2で示
されている。
【0028】その後、水素注入量を初期の目的の量まで
増加開始する。次いで、(t2−t1)時間の後、酸素
を初期の目的の量まで増加開始する。これにより、水素
と酸素は気体廃棄物処理系10に同時に水素:酸素=
2:1の容積割合で到達することとなる。したがって、
注入した水素と酸素は全量が水に再結合することとなる
ため、排ガス流量は水素、酸素注入前の量と同一の量を
維持できる。
【0029】また、水素,酸素注入後の排ガス流量が図
2に示すQ3のように増加した場合には、水素または酸
素の注入量が規定値より多いか、水素と酸素の量的なバ
ランスが崩れている状態である。
【0030】この状態は、注入水素量が注入酸素量と漏
入空気中の酸素量との合計の2倍を越えている場合か、
注入酸素量が注入水素量の1/2を越えている場合に発
生する事象である。
【0031】前者の場合には、注入水素量が過大である
ため、水素燃焼の危険性があり、好ましくない事象であ
る。この場合は、水素濃度計14で水素濃度を検出する
ため、規定濃度を越えた時、警報を発するようにしてい
る。
【0032】そして、水素濃度が規定値より過大である
場合、水素濃度の信号および流量計15からの流量過大
の信号に基づいて、注入水素量を減少させるように制御
器6から水素注入弁4に制御信号を送出し、水素注入弁
4の開度を絞り、注入水素量を減少させる。または、上
記と同一の制御信号で酸素注入弁5の弁開度を増し、注
入酸素量を増加させることにより、気体廃棄物処理系1
0の流量を正常値に回復させることができる。
【0033】後者の場合、すなわち酸素量が過大な場
合、危険性はないが、気体廃棄物処理系10の流量を正
常値に回復させるためには、水素濃度計14の信号で水
素濃度が規定値を越えていないことの信号および流量計
15の信号に基づいて制御器6から酸素注入弁5に信号
を送出し、酸素注入弁5の弁開度を絞り注入酸素量を減
少させる。
【0034】また、水素,酸素注入後の排ガス流量が図
2に示すQ4のように減少した場合には、水素と酸素の
量的なバランスが崩れて水素量が多い場合に見られる状
態である。すなわち、この状態は注入水素量が注入酸素
量と漏入空気中の酸素量との合計の2倍を越えない程度
で、注入水素量が注入酸素量の2倍を越えている場合に
起こる事象である。
【0035】この場合、水素量が多いため、漏入空気中
の酸素量と水素が再結合するため、気体廃棄物処理系1
0の流量が減少することとなる。この事象を解消するた
めには、注入水素量を減少させるか、注入酸素量を増加
させればよい。
【0036】その具体的な方法として、注入水素量を減
少させる場合、水素濃度計14の信号で水素濃度が規定
値を越えていないことの信号と、流量計15からの信号
で流量が規定値を下回っていることの信号とから制御器
6から水素注入弁4に制御信号を送出し、水素注入弁4
の弁開度を絞り注入水素量を減少させる。他方、注入酸
素量を増加させる場合には、同様の制御信号により、酸
素注入弁5の弁開度を増加し、注入酸素量を増加させれ
ばよい。
【0037】このように本実施例によれば、水素濃度計
14および流量計15の測定結果に基づいて制御器6に
より注入量を制御することにより、最初に少量の酸素を
気体廃棄物処理系10に注入することにより、気体廃棄
物処理系10で水素が4%を越えないようにし、その
後、水素を水素タンク2から酸素の2倍量注入すること
により、気体廃棄物処理系10で水素と酸素を全量、水
に再結合させることができる。
【0038】また、水素の注入を開始してから、気体廃
棄物処理系10の排ガス流量が酸素注入前、あるいは水
素注入前の排ガス流量に復帰するまでの時間を測定する
ことにより、水素注入開始から水素が気体廃棄物処理系
10に到達するまでの遅れ時間を知ることが可能であ
り、この遅れ時間タイミングに基づいて気体廃棄物処理
系10の流量が許容値を越えることなく、且つ水素が4
%を越えることがないように水素と酸素の注入量を増減
させることができる。これにより、短時間に必要な水素
量を連続的に注入することが可能となる。
【0039】
【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る原子
力発電プラントのガス注入装置によれば、濃度計および
流量計の測定結果に基づいて水素注入手段および酸素注
入手段からの注入量を制御するとともに、上記酸素およ
び水素を注入してから上記気体廃棄物処理系に到達する
までの各遅れ時間を記憶し、この遅れ時間に基づいて上
記水素注入手段および酸素注入手段からの注入タイミン
グを制御することにより、注入する水素と酸素の量のバ
ランスを常時容易に2:1に制御することが可能とな
る。
【0040】また、注入水素量が過大となるのを防止さ
れるため、水素燃焼の危険性を回避することができる。
さらに、気体廃棄物処理系の許容流量を越えることのな
いように、注入水素量および注入酸素量を制御すること
ができるので、安全性を高めることができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る原子力発電プラントのガス注入装
置の一実施例を示す系統図。
【図2】図1の実施例で運転した場合の気体廃棄物処理
系の流量の変化を示すタイミングチャート図。
【符号の説明】
1 水素・酸素発生装置 2 水素タンク(水素注入手段) 3 酸素タンク(酸素注入手段) 4 水素注入弁 5 酸素注入弁 6 制御器(記憶・制御手段) 7 復水脱塩装置 8 原子炉 9 主復水器 10 気体廃棄物処理系 11 予熱器 12 再結合器 13 復水器 14 水素濃度計 15 流量計

Claims (4)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 原子炉に水素を注入する水素注入手段
    と、上記原子炉を経由した水素を再結合させるため気体
    廃棄物処理系に酸素を注入する酸素注入手段と、上記気
    体廃棄物処理系の水素と酸素の濃度バランスを測定する
    濃度計と、上記気体廃棄物処理系の排ガス流量を測定す
    る流量計と、上記濃度計および流量計の測定結果に基づ
    いて上記水素注入手段および酸素注入手段からの注入量
    を制御するとともに、上記酸素および水素を注入してか
    ら上記気体廃棄物処理系に到達するまでの各遅れ時間を
    記憶し、この遅れ時間に基づいて上記水素注入手段およ
    び酸素注入手段からの注入タイミングを制御する記憶・
    制御手段とを備えたことを特徴とする原子力発電プラン
    トのガス注入装置。
  2. 【請求項2】 上記記憶・制御手段は、標準状態で注入
    する水素の量が注入する酸素の量の2倍を越えない容積
    比率に制御することを特徴とする請求項1記載の原子力
    発電プラントのガス注入装置。
  3. 【請求項3】 上記記憶・制御手段は、注入する水素の
    容積が気体廃棄物処理系の漏入空気中に含まれる酸素量
    と注入する酸素量との和の2倍を越えないように制御す
    ることを特徴とする請求項1記載の原子力発電プラント
    のガス注入装置。
  4. 【請求項4】 上記記憶・制御手段は、最初に気体廃棄
    物処理系にその許容流量以下の量の酸素量を注入した
    後、注入した酸素の2倍の量の水素を注入し、水素を注
    入した時点から気体廃棄物処理系の排ガス流量が酸素注
    入以前の量に低下するまでの遅れ時間を記憶し、次いで
    水素注入量を定格流量まで上昇させ、上記遅れ時間の後
    に注入した水素の1/2の量の酸素を気体廃棄物処理系
    に注入するように制御することを特徴とする請求項1記
    載の原子力発電プラントのガス注入装置。
JP05224666A 1993-09-09 1993-09-09 原子力発電プラントのガス注入装置 Expired - Fee Related JP3080820B2 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP05224666A JP3080820B2 (ja) 1993-09-09 1993-09-09 原子力発電プラントのガス注入装置
SE9402992A SE513420C2 (sv) 1993-09-09 1994-09-08 Anordning för styrning vid införande av gas i kärnkraftverk för eliminering av gasformigt avfall och förfarande för detta
US08/303,813 US5467375A (en) 1993-09-09 1994-09-09 Gas injection system of nuclear power plant and gas injection method therefor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP05224666A JP3080820B2 (ja) 1993-09-09 1993-09-09 原子力発電プラントのガス注入装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0777598A JPH0777598A (ja) 1995-03-20
JP3080820B2 true JP3080820B2 (ja) 2000-08-28

Family

ID=16817317

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP05224666A Expired - Fee Related JP3080820B2 (ja) 1993-09-09 1993-09-09 原子力発電プラントのガス注入装置

Country Status (3)

Country Link
US (1) US5467375A (ja)
JP (1) JP3080820B2 (ja)
SE (1) SE513420C2 (ja)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2905705B2 (ja) * 1994-10-25 1999-06-14 神鋼パンテツク株式会社 原子炉水の酸素濃度制御装置
DE19810963C1 (de) 1998-03-13 1999-11-04 Siemens Ag Nukleare Kraftwerksanlage mit einer Begasungsvorrichtung für ein Kühlmedium
JP2000098075A (ja) 1998-07-23 2000-04-07 Toshiba Corp 可燃性ガス除去装置
JP4434436B2 (ja) * 2000-06-12 2010-03-17 株式会社東芝 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法
US6810100B2 (en) * 2001-11-22 2004-10-26 Organo Corporation Method for treating power plant heater drain water
US20070031284A1 (en) * 2005-08-03 2007-02-08 Speranza A John Oxygen reduction system for nuclear power plant boiler feedwater and method thereof
DE102008013213B3 (de) * 2008-03-07 2010-02-18 Areva Np Gmbh Verfahren zur katalytischen Rekombination von in einem Gasstrom mitgeführtem Wasserstoff mit Sauerstoff sowie Rekombinationssystem zur Durchführung des Verfahrens
RU2596162C2 (ru) * 2014-11-11 2016-08-27 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Способ и система управления вводом газа в теплоноситель и ядерная реакторная установка

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3658996A (en) * 1969-02-03 1972-04-25 Westinghouse Electric Corp System for the removal of hydrogen from nuclear containment structures
US3791923A (en) * 1972-01-10 1974-02-12 Universal Oil Prod Co Recuperative thermal recombining system for handling loss of reactor coolant
US4228132A (en) * 1973-08-10 1980-10-14 Westinghouse Electric Corp. Hydrogen-oxygen recombiner
JP3135385B2 (ja) * 1992-09-24 2001-02-13 株式会社東芝 原子力プラントの水質改善装置

Also Published As

Publication number Publication date
SE9402992D0 (sv) 1994-09-08
US5467375A (en) 1995-11-14
SE513420C2 (sv) 2000-09-11
JPH0777598A (ja) 1995-03-20
SE9402992L (sv) 1995-03-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3080820B2 (ja) 原子力発電プラントのガス注入装置
JP2010054499A (ja) 起動中の腐食からbwr原子炉を保護する方法
JPH0760196B2 (ja) 放射性気体廃棄物処理装置
JP2815424B2 (ja) 放射性気体廃棄物処理装置
JP4020372B2 (ja) 復水処理方法および装置
JP2818943B2 (ja) 原子力プラント及びその運転方法
JP2001349983A (ja) 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法
JPS6319838B2 (ja)
JPH10115696A (ja) 原子力プラントの水素・酸素注入停止方法及び緊急用水素・酸素注入装置
JP2546568B2 (ja) 原子炉水位制御方法
JPH0631136A (ja) ガスタービンと廃熱回収ボイラとの組合せ循環系における脱硝装置のアンモニア注入制御方法
JP4722026B2 (ja) 原子力発電プラントの水素注入方法
JPH0477879B2 (ja)
JPH02238399A (ja) 原子炉格納施設
JPH10319181A (ja) 原子力プラント及びその水質制御方法と装置
JPH0445080B2 (ja)
JPH1123788A (ja) 沸騰水型原子力発電プラント
JPS55114826A (en) Decreasing method of nox for combined-cycle
JPS6338805A (ja) ボイラ−のスプレ−水注入制御装置
JPH0327879B2 (ja)
JPS6261842B2 (ja)
JPH0626609A (ja) 給水装置
JPH07229995A (ja) 原子炉圧力容器冷温時圧力制御装置
JPH0471480B2 (ja)
JPH07128481A (ja) 原子炉の過渡緩和システム

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees