JP6887410B2 - 原子力発電プラント、酸素注入装置、溶存酸素濃度計及び原子力発電プラントの腐食抑制方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子力発電プラント、酸素注入装置、溶存酸素濃度計及び原子力発電プラントの腐食抑制方法に関する。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、直接サイクルを採用している。このため、その冷却水は、炉心で熱を受け取って蒸気となってタービン系に移行し、タービンを駆動する役割を持つ一方、炉心における中性子減速材としての役割も持つ。

冷却水として使用される純水（軽水）は、炉心での放射線分解により水素、酸素、過酸化水素等に分解する。これらの分解生成物は、蒸気とともにタービン系へ移行するが、酸素及び過酸化水素に比べて水素の方が移行しやすい。このため、炉水中においては、酸素及び過酸化水素の濃度が増加する。

酸素及び過酸化水素は、ステンレス鋼やニッケル基合金の応力腐食割れ（ＳＣＣ）を引き起こす原因物質の１つである。

ＳＣＣを抑制するために適用されている技術としては、次の二つがある。

一つは、水素を注入し、炉心で再結合反応を促進することにより、酸素及び過酸化水素の濃度を低減する技術である。もう一つは、この再結合反応を促進するために、貴金属等の触媒を注入する技術である。

特許文献１には、配管への貴金属の付着を抑制し、原子炉圧力容器内の冷却水に注入される貴金属の量を増加するための構成として、原子炉圧力容器に供給する水に水素を注入する水素注入装置が付設され、浄化系配管のうち酸化剤注入装置の下流側であって復水器の水を原子炉圧力容器に補給する給水配管との合流部の上流側に貴金属注入装置が付設されている、沸騰水型の原子力プラントが開示されている。

特開２０１７−１８１３５０号公報

特許文献１に記載されている技術等の適用により、ステンレス鋼やニッケル基合金のＳＣＣを抑制可能となるが、炉水中の酸素濃度の低下によって炭素鋼材料の流れ加速腐食（ＦＡＣ）の問題が生じている。これは溶存酸素濃度が数ｐｐｂ以下では炭素鋼の腐食速度が著しく増加するためである。

ＦＡＣは、水素注入のみを適用している原子力発電プラントでも生じるが、水素注入と共に貴金属等の触媒を注入している場合は、配管等の表面における溶存酸素濃度の低下度合いが更に大きくなる。

本発明の目的は、水素及び貴金属等の触媒を注入する原子力発電プラントにおいて、原子炉圧力容器内の構造物・機器等を構成するステンレス鋼、ニッケル基合金等の応力腐食割れ（ＳＣＣ）の抑制と、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）の配管・機器等を構成する炭素鋼の流れ加速腐食（ＦＡＣ）の抑制と、を両立することにある。

本発明の原子力発電プラントは、炉心を有する原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器に給水する給水系配管と、原子炉圧力容器に接続された原子炉浄化系配管と、を備え、原子炉浄化系配管には、再生熱交換器、非再生熱交換器及び原子炉浄化系浄化設備が設置され、原子炉浄化系配管は、給水系配管に合流するように接続され、炉水に水素及び触媒を注入する構成を有し、原子炉浄化系配管のうち炭素鋼を含む配管の上流側の部位には、酸素注入装置が設置され、原子炉浄化系配管のうち再生熱交換器の下流側であって給水系配管との合流部の上流側の部位には、溶存酸素濃度計が設置されている。

本発明によれば、水素及び貴金属等の触媒を注入する原子力発電プラントにおいて、原子炉圧力容器内の構造物・機器等を構成するステンレス鋼、ニッケル基合金等の応力腐食割れ（ＳＣＣ）の抑制と、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）の配管・機器等を構成する炭素鋼の流れ加速腐食（ＦＡＣ）の抑制と、を両立することができる。

実施例１の原子力発電プラントの一部を示す概略構成図である。 実施例２の原子力発電プラントの一部を示す概略構成図である。

本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を含む原子力発電プラントで用いられる原子炉圧力容器内の構造物・機器等の応力腐食割れ（ＳＣＣ）を抑制するために炉水に水素及び貴金属等の触媒を注入する場合に、炭素鋼製の配管・機器等の流れ加速腐食（ＦＡＣ）を抑制するための技術に関する。

本発明は、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）から酸素を注入するものである。酸素の注入は、ＣＵＷの可能な限り広範囲の炭素鋼配管の腐食を抑制できる場所から注入する。つまり、ＣＵＷの配管がすべて炭素鋼の場合は、ＣＵＷの可能な限り上流から行うものとする。なお、一部の原子力発電プラントにおいては、ＣＵＷの浄化設備上流にステンレス鋼を、浄化設備下流に炭素鋼を採用している場合がある。そのような場合には、浄化設備下流に酸素を注入する。

浄化設備と給水系配管との間にある再生熱交換器の近傍で最もＦＡＣのリスクが大きいことから、再生熱交換器近傍出口に溶存酸素濃度計を設置してモニタリングを行い、酸素注入装置の注入量制御にフィードバックをかけることで、再生熱交換器近傍出口における溶存酸素濃度を４０ｐｐｂ以上に制御する。なお、溶存酸素濃度は、炭素鋼の孔食防止の観点から、５００ｐｐｂ以下とすることが望ましい。

以下、図面を用いて実施例について説明する。

図１は、実施例１の原子力発電プラントの一部を示す概略構成図である。

本図において、原子炉圧力容器２には、原子炉浄化系配管４が接続されている。原子炉圧力容器２は、炉心１を有する。原子炉浄化系配管４は、炉水が再生熱交換器５、非再生熱交換器６及び原子炉浄化系浄化設備７を通過し、再生熱交換器５によって再加熱され、給水系配管３を介して原子炉圧力容器２に戻るように接続されている。炉水は、原子炉浄化系配管４を流れる過程で、再生熱交換器５及び非再生熱交換器６にて冷却され、原子炉浄化系浄化設備７にて浄化される。浄化された炉水は、再加熱された後、給水系配管３に合流する。

なお、水素は、給水系配管３から注入される。一方、貴金属等の触媒は、給水系配管３又は原子炉浄化系配管４から注入される。

炉心１で発生する炉水中の酸素及び過酸化水素は、水素及び貴金属等の触媒を注入することにより、水素との再結合反応を生じて水となる。これにより、炉水中の溶存酸素濃度が減少するため、原子炉圧力容器２内の構造物・機器等のＳＣＣを抑制することができる。

溶存酸素濃度が低下した炉水は、原子炉浄化系配管４が炭素鋼で構成されている場合、ＦＡＣの原因となる。

本図においては、原子炉浄化系配管４のうち、再生熱交換器５の上流側であって原子炉圧力容器２の下流側の部位に酸素注入装置８が設置されている。これにより、原子炉浄化系配管４の炭素鋼配管で構成されている部分に酸素を供給し、酸素濃度の低下によるＦＡＣを抑制することができる。

なお、酸素注入装置８は、原子炉格納容器（図中、二点鎖線でその一部を示している。この二点鎖線より原子炉圧力容器２に近い方が内側に該当する。）の外側に設置されるが、原子炉浄化系配管４の一部が炭素鋼配管で構成されている場合、その部分の上流側に設置することが望ましい。また、酸素注入装置８により注入される物質は、過酸化水素であってもよいが、酸素ガスの方が望ましい。

本発明は、水素及び貴金属等の触媒を注入している原子力発電プラントを対象としている。注入された貴金属等の触媒は、原子炉圧力容器２内の構造物・機器等の他、原子炉浄化系配管４のうち、再生熱交換器５、非再生熱交換器６及び原子炉浄化系浄化設備７にも付着している。よって、酸素注入装置８によって注入された酸素は、上記の機器・設備を通過する間に消費され、溶存酸素濃度が低下する。その結果、原子炉浄化系浄化設備７の下流の再生熱交換器５の出口が最も溶存酸素濃度が低くなる。

したがって、本実施例においては、当該出口付近に酸素濃度計９（溶存酸素濃度計）を設置し、溶存酸素濃度を測定する。酸素濃度計９により測定した溶存酸素濃度を用いて、溶存酸素濃度がＦＡＣを抑制可能な濃度となるように、酸素注入装置８による酸素の注入量を制御する。この濃度は、４０ｐｐｂ以上である。４０ｐｐｂ未満となると、炭素鋼配管においてＦＡＣが生じやすい。

まとめると、本発明の原子力発電プラントの腐食抑制方法は、炭素鋼を含む配管の上流側の部位に酸素を注入し、再生熱交換器５の下流側であって給水系配管３との合流部の上流側の部位で、溶存酸素濃度を測定するものである。

本図においては、酸素濃度計９から酸素注入装置８に向かう信号線が破線の矢印で示されている。酸素濃度計９で測定した溶存酸素濃度の値を制御に用いるための計算は、酸素注入装置８又は酸素濃度計９のいずれで行ってもよい。よって、制御部は、酸素注入装置８又は酸素濃度計９のいずれに設けてもよいし、独立の制御ユニットを設けてもよい。

従来は、本図に示す位置には、酸素注入装置８及び酸素濃度計９が設置されていなかった。よって、既存の原子力発電プラントにおいて本発明を適用するためには、酸素注入装置８及び酸素濃度計９を追加設置することになる。これらも、部品として本発明に含まれる。

図２は、実施例２の原子力発電プラントの一部を示す概略構成図である。

以下では、実施例１と異なる構成について説明する。

実施例２は、原子炉浄化系配管４のうち、原子炉浄化系浄化設備７の上流側の配管にステンレス鋼等の耐食性材料を、原子炉浄化系浄化設備７の下流側の配管に炭素鋼を使用している原子力発電プラントの場合である。

この場合、原子炉浄化系浄化設備７の上流側の配管においては、ＦＡＣが生じるリスクが低い。このため、原子炉浄化系浄化設備７の下流側の配管（原子炉浄化系浄化設備７の出口付近）に酸素注入装置８を設置し、酸素を注入する。酸素濃度計９の設置位置は、実施例１と同様である。

１：炉心、２：原子炉圧力容器、３：給水系配管、４：原子炉浄化系配管、５：再生熱交換器、６：非再生熱交換器、７：原子炉浄化系浄化設備、８：酸素注入装置、９：酸素濃度計。

Claims (10)

1. 炉心を有する原子炉圧力容器と、
   前記原子炉圧力容器に給水する給水系配管と、
   前記原子炉圧力容器に接続された原子炉浄化系配管と、を備え、
   前記原子炉浄化系配管には、再生熱交換器、非再生熱交換器及び原子炉浄化系浄化設備が設置され、
   前記原子炉浄化系配管は、前記給水系配管に合流するように接続され、
   炉水に水素及び触媒を注入する構成を有し、
   前記原子炉浄化系配管のうち炭素鋼を含む配管の上流側の部位には、酸素注入装置が設置され、
   前記原子炉浄化系配管のうち前記再生熱交換器の下流側であって前記給水系配管との合流部の上流側の部位には、溶存酸素濃度計が設置され、
   前記酸素注入装置は、前記原子炉浄化系配管のうち前記原子炉浄化系浄化設備の下流側であって前記再生熱交換器の上流側の部位に設置されている、原子力発電プラント。
2. 前記酸素注入装置は、前記原子炉浄化系配管のうち前記再生熱交換器の上流側であって前記原子炉圧力容器の下流側の部位に設置されている、請求項１記載の原子力発電プラント。
3. 前記酸素注入装置は、前記原子炉浄化系配管のうち原子炉格納容器の外側の部位に設置されている、請求項２記載の原子力発電プラント。
4. 前記炭素鋼を含む前記配管における溶存酸素濃度が４０ｐｐｂ以上５００ｐｐｂ以下となるように、前記酸素注入装置による酸素の注入量を制御する、請求項１記載の原子力発電プラント。
5. 請求項１記載の原子力発電プラントに付設される部品である、酸素注入装置。
6. 請求項１記載の原子力発電プラントに付設される部品である、溶存酸素濃度計。
7. 炉心を有する原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器に給水する給水系配管と、前記原子炉圧力容器に接続された原子炉浄化系配管と、を備え、前記原子炉浄化系配管には、再生熱交換器、非再生熱交換器及び原子炉浄化系浄化設備が設置され、前記原子炉浄化系配管は、前記給水系配管に合流するように接続され、炉水に水素及び触媒を注入する構成を有する、原子力発電プラントの配管の腐食を抑制する方法であって、
   前記原子炉浄化系配管のうち炭素鋼を含む配管の上流側の部位に酸素を注入し、
   前記原子炉浄化系配管のうち前記再生熱交換器の下流側であって前記給水系配管との合流部の上流側の部位で、溶存酸素濃度を測定し、
   前記酸素の注入は、前記原子炉浄化系配管のうち前記原子炉浄化系浄化設備の下流側であって前記再生熱交換器の上流側の部位に行う、原子力発電プラントの腐食抑制方法。
8. 前記酸素の注入は、前記原子炉浄化系配管のうち前記再生熱交換器の上流側であって前記原子炉圧力容器の下流側の部位に行う、請求項７記載の原子力発電プラントの腐食抑制方法。
9. 前記酸素の注入は、前記原子炉浄化系配管のうち原子炉格納容器の外側の部位に行う、請求項８記載の原子力発電プラントの腐食抑制方法。
10. 前記炭素鋼を含む前記配管における溶存酸素濃度が４０ｐｐｂ以上５００ｐｐｂ以下となるように、前記酸素の注入量を制御する、請求項７記載の原子力発電プラントの腐食抑制方法。

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