JPH0248879B2 - - Google Patents
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- JPH0248879B2 JPH0248879B2 JP56133008A JP13300881A JPH0248879B2 JP H0248879 B2 JPH0248879 B2 JP H0248879B2 JP 56133008 A JP56133008 A JP 56133008A JP 13300881 A JP13300881 A JP 13300881A JP H0248879 B2 JPH0248879 B2 JP H0248879B2
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は沸騰水型原子炉において、起動時の温
度上昇を所定範囲内に保つことにより過酸化水素
の発生を抑え、応力腐食割れの危険性を低減させ
た沸騰水型原子炉の操作方法に関する。
度上昇を所定範囲内に保つことにより過酸化水素
の発生を抑え、応力腐食割れの危険性を低減させ
た沸騰水型原子炉の操作方法に関する。
沸騰水型原子炉は、第１図に例示するように、
圧力容器１内に炉心２と制御棒３を配置し、給水
管４を通して圧力容器１内に導入された純水５
を、炉心２の発生熱によつて蒸気化し、この蒸気
を蒸気排出管６から外部へ排出するよう構成され
ている。
圧力容器１内に炉心２と制御棒３を配置し、給水
管４を通して圧力容器１内に導入された純水５
を、炉心２の発生熱によつて蒸気化し、この蒸気
を蒸気排出管６から外部へ排出するよう構成され
ている。
蒸気排出管６に導入された蒸気は主蒸気管７や
バルブ８等を介してタービン９に導かれ、仕事を
行なつた後、復水器１０によつて凝縮され、低圧
復水ポンプ１１、高圧復水ポンプ１２および給水
ポンプ１３で加圧され、給水管４を通して圧力容
器１内に戻される。
バルブ８等を介してタービン９に導かれ、仕事を
行なつた後、復水器１０によつて凝縮され、低圧
復水ポンプ１１、高圧復水ポンプ１２および給水
ポンプ１３で加圧され、給水管４を通して圧力容
器１内に戻される。
復水器１０には、圧力容器１などの洗浄のた
め、バルブ１４を介して機械式真空ポンプ１５、
空気抽出器１６，１７が接続されており、それら
の下流側は夫々バルブ１８，１９，２０を通して
排ガス系２１に接続されている。また、主蒸気管
７から分岐した配管２２にはタービングランドシ
ール装置２３が接続され、このシール装置２３と
タービン９の間には所内ボイラ２４が連結されて
いる。
め、バルブ１４を介して機械式真空ポンプ１５、
空気抽出器１６，１７が接続されており、それら
の下流側は夫々バルブ１８，１９，２０を通して
排ガス系２１に接続されている。また、主蒸気管
７から分岐した配管２２にはタービングランドシ
ール装置２３が接続され、このシール装置２３と
タービン９の間には所内ボイラ２４が連結されて
いる。
圧力容器１内には、炉心２の近傍に中性子源領
域検出器２５、中間領域中性子束計装（以下、
IRMという）２６、局部出力モニタ２７および
平均出力領域計装２８が配置されており、また、
再循環冷却水配管２９には再循環ポンプ３０が介
挿されている。
域検出器２５、中間領域中性子束計装（以下、
IRMという）２６、局部出力モニタ２７および
平均出力領域計装２８が配置されており、また、
再循環冷却水配管２９には再循環ポンプ３０が介
挿されている。
このような構成の沸騰水型原子炉において、起
動操作は次のような手順に従つて行なわれる。
動操作は次のような手順に従つて行なわれる。
即ち、先ず所内ボイラ２４を起動させ、その発
生蒸気によりタービングランドシール装置２３を
運転状態に入れ、機械式真空ポンプ１５により真
空排気を行なつて、復水器１０の真空度を上昇さ
せ、これが100mmHga程度に達したら所内ボイラ
２４の蒸気により、起動用の空気抽出器１６，１
７に切り換える。
生蒸気によりタービングランドシール装置２３を
運転状態に入れ、機械式真空ポンプ１５により真
空排気を行なつて、復水器１０の真空度を上昇さ
せ、これが100mmHga程度に達したら所内ボイラ
２４の蒸気により、起動用の空気抽出器１６，１
７に切り換える。
次ぎに、制御棒３の引き抜きに先立ち、脱気運
転をスタートさせる。この脱気運転では炉水温度
を約90℃に保持したまま、機械式真空ポンプ１５
と起動用空気抽出器１６，１７により圧力容器１
内を数時間、真空排気し、炉水中の溶存酸素を減
少させる。
転をスタートさせる。この脱気運転では炉水温度
を約90℃に保持したまま、機械式真空ポンプ１５
と起動用空気抽出器１６，１７により圧力容器１
内を数時間、真空排気し、炉水中の溶存酸素を減
少させる。
このようにして脱気運転が終了すると、予め定
められたシーケンスに従つて制御棒３を徐々に引
き抜き、原子炉を臨界にする。臨界後の出力上昇
はIRM２６の所定のレンジにより、中性子束を
監視しながら、１時間当り55℃以内、通常は40〜
45℃／Hrの昇温率になるよう出力を制御する。
ここで、IRM２６は原子炉出力の約10-4〜10％
の出力範囲を√10倍ずつの９レンジに分けて監視
している。
められたシーケンスに従つて制御棒３を徐々に引
き抜き、原子炉を臨界にする。臨界後の出力上昇
はIRM２６の所定のレンジにより、中性子束を
監視しながら、１時間当り55℃以内、通常は40〜
45℃／Hrの昇温率になるよう出力を制御する。
ここで、IRM２６は原子炉出力の約10-4〜10％
の出力範囲を√10倍ずつの９レンジに分けて監視
している。
なお、中性子源領域検出器２５は原子炉が臨界
に達成すると、炉心外に引き抜かれ、またIRM
２６は原子炉の出力上昇によつて平均出力領域計
装２８に出力指示が出てくると炉心外に引き抜か
れる。
に達成すると、炉心外に引き抜かれ、またIRM
２６は原子炉の出力上昇によつて平均出力領域計
装２８に出力指示が出てくると炉心外に引き抜か
れる。
臨界確認後は、原子炉の状態に注意しながら出
力を次第に上昇させ、核加熱によつて炉水を昇
温、蒸気化させる。以降、所定の出力に達するま
で、制御棒３の引き抜きと再循環流量の増加によ
り原子炉出力を上昇させる。
力を次第に上昇させ、核加熱によつて炉水を昇
温、蒸気化させる。以降、所定の出力に達するま
で、制御棒３の引き抜きと再循環流量の増加によ
り原子炉出力を上昇させる。
しかしながら、上述の如き従来の起動方法では
配管その他の構造部材が応力腐食割れの危険に曝
されやすいという欠点があつた。即ち、従来方法
では、原子炉が臨界に達した後、核加熱により炉
水を40〜45℃／Hrの昇温率で昇温させているが、
核加熱固有の現象として、約140℃以下では圧力
容器内で軽水が放射分解して過酸化水素が発生す
る。この過酸化水素は初期昇温過程では分解が遅
いため過渡的なスパイクを呈し、構成材料の腐食
に対して、溶存不純ガスの酸素と同様またはそれ
以上の悪影響を及ぼすことが考えられる。
配管その他の構造部材が応力腐食割れの危険に曝
されやすいという欠点があつた。即ち、従来方法
では、原子炉が臨界に達した後、核加熱により炉
水を40〜45℃／Hrの昇温率で昇温させているが、
核加熱固有の現象として、約140℃以下では圧力
容器内で軽水が放射分解して過酸化水素が発生す
る。この過酸化水素は初期昇温過程では分解が遅
いため過渡的なスパイクを呈し、構成材料の腐食
に対して、溶存不純ガスの酸素と同様またはそれ
以上の悪影響を及ぼすことが考えられる。
一方、原子炉の炉内圧力は最終的には約70Kg／
cm2に達するが、このとき配管に加わる圧力は、例
えば４インチスケジユール80管においては周方向
で４Kg／mm2程度になる。炉内圧力は昇温開始から
５〜10時間で約70Kg／cm2の圧力に達するので、配
管には起動中に約１×10-8／秒の割合で動的歪み
が加わることになる。これに加えて、配管には熱
膨脹による曲げ応力も加わるので動的歪みは大き
なものとなる。しかも、これらの動的歪みは溶存
不純ガスの濃度が高い時点から加わることになる
のでその影響は非常に大きい。
cm2に達するが、このとき配管に加わる圧力は、例
えば４インチスケジユール80管においては周方向
で４Kg／mm2程度になる。炉内圧力は昇温開始から
５〜10時間で約70Kg／cm2の圧力に達するので、配
管には起動中に約１×10-8／秒の割合で動的歪み
が加わることになる。これに加えて、配管には熱
膨脹による曲げ応力も加わるので動的歪みは大き
なものとなる。しかも、これらの動的歪みは溶存
不純ガスの濃度が高い時点から加わることになる
のでその影響は非常に大きい。
次に第２図を参照して、動的歪の発生について
説明する。なお、溶接部の近傍には通常、引張残
留応力が存在しているので、この部分に着目して
説明する。
説明する。なお、溶接部の近傍には通常、引張残
留応力が存在しているので、この部分に着目して
説明する。
プラントの起動時前に既に応力―ひずみ曲線
ABに相当する残留応力があるとする。ここでプ
ラントの最初の起動昇温を行なうと、温度上昇に
よる圧力上昇分BCと、熱膨脹分CDが、室温での
応力―ひずみ曲線(a)上に加えられると共に、温度
上昇による塑性緩和が発生するので、最終的なひ
ずみは運転温度290℃での応力―ひずみ曲線(b)上
の点Ｅに至る。この間に発生する動的歪量は第２
図のΔεDとなる。
ABに相当する残留応力があるとする。ここでプ
ラントの最初の起動昇温を行なうと、温度上昇に
よる圧力上昇分BCと、熱膨脹分CDが、室温での
応力―ひずみ曲線(a)上に加えられると共に、温度
上昇による塑性緩和が発生するので、最終的なひ
ずみは運転温度290℃での応力―ひずみ曲線(b)上
の点Ｅに至る。この間に発生する動的歪量は第２
図のΔεDとなる。
一方、この温度から降温されるとき、先の昇温
によつて生じたひずみによつて硬化された範囲に
ある応力―ひずみ曲線の上で、熱膨脹分EFと圧
力減少分FGが差し引かれ、弾性域内の点Ｇに至
る。その結果、残留応力はGHに相当する分に減
少する。
によつて生じたひずみによつて硬化された範囲に
ある応力―ひずみ曲線の上で、熱膨脹分EFと圧
力減少分FGが差し引かれ、弾性域内の点Ｇに至
る。その結果、残留応力はGHに相当する分に減
少する。
その後の起動昇温時には、応力―ひずみ曲線の
弾性範囲域であるHGFEにおいて圧力上昇分GF
と熱膨脹分FEが加わり、再びＥ点の状態となる。
以降、降温と昇温に伴ない、この範囲内でひずみ
挙動を示すことになる。第２回目以後の昇温で発
生する動的歪量は第２図中にΔε1として示されて
いる。
弾性範囲域であるHGFEにおいて圧力上昇分GF
と熱膨脹分FEが加わり、再びＥ点の状態となる。
以降、降温と昇温に伴ない、この範囲内でひずみ
挙動を示すことになる。第２回目以後の昇温で発
生する動的歪量は第２図中にΔε1として示されて
いる。
ところで、高温水中での応力腐食割れは溶存不
純ガスや過酸化水素を含む腐食環境と動的歪の相
互作用によつて発生するため、沸騰水型原子炉に
おける配管の応力腐食割れに対しては、大きな動
的歪が発生する核加熱時の昇温が重大な影響を及
ぼす。原子炉の配管類は通常、オーステナイト系
ステンレス鋼で形成されているが、この材料の高
温純水（290℃）中における応力腐食割れ感受性
と溶存酸素量との間には第３図左半部に示す関係
がある。この図から明らかなように、溶存酸素量
が約1ppm以上になると、応力腐食割れ感受性は
急激に増大する。
純ガスや過酸化水素を含む腐食環境と動的歪の相
互作用によつて発生するため、沸騰水型原子炉に
おける配管の応力腐食割れに対しては、大きな動
的歪が発生する核加熱時の昇温が重大な影響を及
ぼす。原子炉の配管類は通常、オーステナイト系
ステンレス鋼で形成されているが、この材料の高
温純水（290℃）中における応力腐食割れ感受性
と溶存酸素量との間には第３図左半部に示す関係
がある。この図から明らかなように、溶存酸素量
が約1ppm以上になると、応力腐食割れ感受性は
急激に増大する。
一方、高濃度（32ppm）の溶存酸素ガスを含む
高温水（290℃）中で、変化率の異なる動的歪を
オーステナイト系ステンレス鋼に加えて破断時間
を調べたところ、第４図中の実線で示す結果が得
られた（290℃で測定）。また、比較のため、同種
材料に静的な応力を加えて破断時間を調べたとこ
ろ、第４図中に１点鎖線で示す結果を得た。な
お、これらの実験に供された試料は全て同一寸法
のもので、290℃における引張り強さが43Kg／mm2
の鋭敏化したものが用いられた。
高温水（290℃）中で、変化率の異なる動的歪を
オーステナイト系ステンレス鋼に加えて破断時間
を調べたところ、第４図中の実線で示す結果が得
られた（290℃で測定）。また、比較のため、同種
材料に静的な応力を加えて破断時間を調べたとこ
ろ、第４図中に１点鎖線で示す結果を得た。な
お、これらの実験に供された試料は全て同一寸法
のもので、290℃における引張り強さが43Kg／mm2
の鋭敏化したものが用いられた。
以上の結果から明らかなように、溶存酸素や過
酸化水素を含む高温水中で材料に動的歪が加わつ
た場合には、静的応力のみが加わつた場合に較べ
て破断時間が著しく短くなる。これは、材料の表
面に形成された酸化被膜が動的歪によつて連続的
に破壊されることによつて、応力腐食割れの発
生、伝播が促進されるためと考えられる。
酸化水素を含む高温水中で材料に動的歪が加わつ
た場合には、静的応力のみが加わつた場合に較べ
て破断時間が著しく短くなる。これは、材料の表
面に形成された酸化被膜が動的歪によつて連続的
に破壊されることによつて、応力腐食割れの発
生、伝播が促進されるためと考えられる。
しかるに、従来の原子炉起動方法では、前述の
ように高い昇温率で核加熱を行なつて原子炉を起
動させているので、圧力容器１とこれに通ずる一
次冷却系配管に動的歪が加わる上、過酸化水素の
濃度が高くなつているため、冷却材流路の構成部
材に溶接などによる鋭敏化部分が存在している
と、これらの配管材料や構成部材の寿命が著しく
短縮化され、短時間のうちに破断事故が発生する
おそれがあつた。
ように高い昇温率で核加熱を行なつて原子炉を起
動させているので、圧力容器１とこれに通ずる一
次冷却系配管に動的歪が加わる上、過酸化水素の
濃度が高くなつているため、冷却材流路の構成部
材に溶接などによる鋭敏化部分が存在している
と、これらの配管材料や構成部材の寿命が著しく
短縮化され、短時間のうちに破断事故が発生する
おそれがあつた。
本発明は従来の原子炉起動方法における上述の
如き不都合を除去すべくなされたもので、原子炉
出力がIRMの出力レンジ“７”に到達するまで
は予め定められた制御棒引き抜きシーケンスに従
つて順次制御棒を引き抜くことによつて原子炉水
を約25℃／Hr以下の昇温率を保つて昇温させ、
原子炉水温度が約140℃に到達するのを待つて上
記昇温制限レンジ“７”を解除し、約35℃／Hr
以内の昇温率で昇温すべく制御棒を引き抜いて核
加熱を行なうことによつて、過酸化水素の発生を
抑制し、応力腐食割れによる配管その他の構成材
料の破断事故の発生を防止して長寿命化を図れる
ようにした沸騰水型原子炉の起動時操作方法を提
供することを目的とするものである。
如き不都合を除去すべくなされたもので、原子炉
出力がIRMの出力レンジ“７”に到達するまで
は予め定められた制御棒引き抜きシーケンスに従
つて順次制御棒を引き抜くことによつて原子炉水
を約25℃／Hr以下の昇温率を保つて昇温させ、
原子炉水温度が約140℃に到達するのを待つて上
記昇温制限レンジ“７”を解除し、約35℃／Hr
以内の昇温率で昇温すべく制御棒を引き抜いて核
加熱を行なうことによつて、過酸化水素の発生を
抑制し、応力腐食割れによる配管その他の構成材
料の破断事故の発生を防止して長寿命化を図れる
ようにした沸騰水型原子炉の起動時操作方法を提
供することを目的とするものである。
以下、本発明方法の一実施例の詳細を説明す
る。
る。
本発明の操作方法において、原子炉が臨界に達
するまでの操作は第１図につき説明した従来方法
と同様である。即ち、先ず、所内ボイラ２４から
の蒸気により、タービングランドシール装置２３
を運転に入れ、機械式真空ポンプ１５により復水
器１０の真空上昇を開始する。復水器１０の真空
度が約100mmHgaに達したら所内ボイラ２４から
の蒸気により起動用の空気抽出器１６，１７へ切
り換え、脱気運転を行なう。この脱気運転は制御
棒３の引き抜きに先立つて行なわれるもので、炉
水温度を約90℃に保持したまま、機械式真空ポン
プ１５と空気抽出器１６，１７により、圧力容器
１内を数時間、真空にして炉水中の溶存酸素を減
少させる。
するまでの操作は第１図につき説明した従来方法
と同様である。即ち、先ず、所内ボイラ２４から
の蒸気により、タービングランドシール装置２３
を運転に入れ、機械式真空ポンプ１５により復水
器１０の真空上昇を開始する。復水器１０の真空
度が約100mmHgaに達したら所内ボイラ２４から
の蒸気により起動用の空気抽出器１６，１７へ切
り換え、脱気運転を行なう。この脱気運転は制御
棒３の引き抜きに先立つて行なわれるもので、炉
水温度を約90℃に保持したまま、機械式真空ポン
プ１５と空気抽出器１６，１７により、圧力容器
１内を数時間、真空にして炉水中の溶存酸素を減
少させる。
このようにして脱気運転が終了すると、予め定
められた制御棒引き抜きシーケンスに従つて制御
棒３を徐々に引き抜き、原子炉を臨界に至らしめ
る。この制御棒引き抜きシーケンスは計算により
チエツクされており、ロツドワースミニマイザ装
置により、運転員が誤つて制御棒を引き抜くこと
によつて原子炉へ過大な反応度を与えることを防
止する。
められた制御棒引き抜きシーケンスに従つて制御
棒３を徐々に引き抜き、原子炉を臨界に至らしめ
る。この制御棒引き抜きシーケンスは計算により
チエツクされており、ロツドワースミニマイザ装
置により、運転員が誤つて制御棒を引き抜くこと
によつて原子炉へ過大な反応度を与えることを防
止する。
原子炉が臨界に達した後は炉出力を次第に増加
させ、炉水を核加熱により昇温させるが、その
際、本発明では、炉出力がIRM昇温制限レンジ
“７”に到達するまでは、炉水が約25℃／Hr以下
の昇温率に保たれるようにしながら順次、制御棒
を引き抜いて行く。
させ、炉水を核加熱により昇温させるが、その
際、本発明では、炉出力がIRM昇温制限レンジ
“７”に到達するまでは、炉水が約25℃／Hr以下
の昇温率に保たれるようにしながら順次、制御棒
を引き抜いて行く。
炉水温度が約140℃に到達したら、IRM昇温制
限レンジ“７”を解除し、残りの制御棒を順次、
引き抜いて行くが、その際、炉水の昇温率が約35
℃／Hr以下に保たれるよう制御して核加熱を行
ない、原子炉を起動させる。
限レンジ“７”を解除し、残りの制御棒を順次、
引き抜いて行くが、その際、炉水の昇温率が約35
℃／Hr以下に保たれるよう制御して核加熱を行
ない、原子炉を起動させる。
上述のような本発明の操作方法によれば、起動
時における過酸化水素の発生量を抑制することが
でき、応力腐食割れの発生を大巾に軽減すること
ができる。
時における過酸化水素の発生量を抑制することが
でき、応力腐食割れの発生を大巾に軽減すること
ができる。
即ち、沸騰水型原子炉の起動時における測定結
果によると、過酸化水素と溶存酸素の間には第３
図右半部の如き対応関係が存在する。一方、過酸
化水素のピーク濃度は第５図に示すように炉水温
度および原子炉起動時の昇温率によつて大きく変
化する。
果によると、過酸化水素と溶存酸素の間には第３
図右半部の如き対応関係が存在する。一方、過酸
化水素のピーク濃度は第５図に示すように炉水温
度および原子炉起動時の昇温率によつて大きく変
化する。
従つて、炉水を90℃から核加熱によつて昇温さ
せる場合、従来方法のように、昇温率を40〜45
℃／Hrとした場合には過酸化水素濃度は最大
900ppb程度にも達する。これは、第３図中の点
Ｐに示すように、動的歪発生による応力腐食割れ
感受性がかなり大きいことを意味する。
せる場合、従来方法のように、昇温率を40〜45
℃／Hrとした場合には過酸化水素濃度は最大
900ppb程度にも達する。これは、第３図中の点
Ｐに示すように、動的歪発生による応力腐食割れ
感受性がかなり大きいことを意味する。
一方、本発明の起動時操作方法による場合、即
ち、炉水を90℃から約25℃／Hr以下の昇温率で
140℃まで核加熱し、140℃以上では昇温率約35℃
以下で定格運転温度まで出力を上昇させるように
した場合には、第５図に示すように過酸化水素の
ピーク濃度は500ppb以下に保たれるから、第３
図中に、点Ｑで示すように応力腐食割感受性は小
さく抑えられる。なお、炉水の温度上昇率は25
℃／Hr，35℃／Hrを上限の臨界値としてこれ以
上の値では上記の効果は奏さない。
ち、炉水を90℃から約25℃／Hr以下の昇温率で
140℃まで核加熱し、140℃以上では昇温率約35℃
以下で定格運転温度まで出力を上昇させるように
した場合には、第５図に示すように過酸化水素の
ピーク濃度は500ppb以下に保たれるから、第３
図中に、点Ｑで示すように応力腐食割感受性は小
さく抑えられる。なお、炉水の温度上昇率は25
℃／Hr，35℃／Hrを上限の臨界値としてこれ以
上の値では上記の効果は奏さない。
このように本発明の起動時操作方法によれば核
加熱による過酸化水素の発生量を従来方法に比較
して大巾に低減でき、しかも起動時における動的
歪を低く抑えることができるので、応力腐食割れ
に基因する配管等の破断事故の発生を防止でき、
プラントの長寿命化および信頼性の向上を図るこ
とができる。
加熱による過酸化水素の発生量を従来方法に比較
して大巾に低減でき、しかも起動時における動的
歪を低く抑えることができるので、応力腐食割れ
に基因する配管等の破断事故の発生を防止でき、
プラントの長寿命化および信頼性の向上を図るこ
とができる。
第１図は沸騰水型原子炉の構成例を示す説明
図、第２図は室温および運転温度における応力―
ひずみ曲線を示すグラフ、第３図は沸騰水型原子
炉における過酸化水素と溶存酸素の対応関係（同
図右半部）およびそれらと応力腐食割れ感受性の
関係（同図左半部）を示すグラフ、第４図はオー
ステナイナ系ステンレス鋼に、変化率の異なる動
的歪みおよび静的歪のみを加えた場合の応力と破
断時間の関係を示すグラフ、第５図は起動時の炉
水昇温速度を変えた場合における炉水温度と過酸
化水素のピーク濃度の関係を示すグラフである。 １…圧力容器、２…炉心、３…制御棒、４…配
水管、５…純水、６…蒸気排出管、７…主蒸気
管、９…タービン、１０…復水器、１１…低圧複
水ポンプ、１２…高圧復水ポンプ、１３…給水ポ
ンプ、１５…真空ポンプ、１６，１７…空気抽出
器、２１…排ガス系、２３…タービングランドシ
ール装置、２４…所内ボイラ、２５…中性子源領
域検出器、２６…中間領域中性子束計装
（IRM）、２７…局部出力モニタ、２８…平均出
力領域計装、３０…再循環ポンプ。
図、第２図は室温および運転温度における応力―
ひずみ曲線を示すグラフ、第３図は沸騰水型原子
炉における過酸化水素と溶存酸素の対応関係（同
図右半部）およびそれらと応力腐食割れ感受性の
関係（同図左半部）を示すグラフ、第４図はオー
ステナイナ系ステンレス鋼に、変化率の異なる動
的歪みおよび静的歪のみを加えた場合の応力と破
断時間の関係を示すグラフ、第５図は起動時の炉
水昇温速度を変えた場合における炉水温度と過酸
化水素のピーク濃度の関係を示すグラフである。 １…圧力容器、２…炉心、３…制御棒、４…配
水管、５…純水、６…蒸気排出管、７…主蒸気
管、９…タービン、１０…復水器、１１…低圧複
水ポンプ、１２…高圧復水ポンプ、１３…給水ポ
ンプ、１５…真空ポンプ、１６，１７…空気抽出
器、２１…排ガス系、２３…タービングランドシ
ール装置、２４…所内ボイラ、２５…中性子源領
域検出器、２６…中間領域中性子束計装
（IRM）、２７…局部出力モニタ、２８…平均出
力領域計装、３０…再循環ポンプ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 沸騰水型原子炉の起動時には、原子炉が臨界
に達し炉水温度が約90℃から140℃程度に昇温す
るまでの間、核加熱による炉水の昇温率が25℃／
Hrを上限値としてこれ以下の昇温率になるよう
制御棒を引抜き、炉水温度が約140℃に達した後
の炉水の昇温率を35℃／Hrを上限値としてこの
値以下に保つて制限棒を順次引抜いて炉水に核加
熱を行うことを特徴とする沸騰水型原子炉の起動
時操作方法。 ２ 原子炉が臨界に達した後、炉水温度が約90℃
から約140℃に達するまでは炉水の昇温率が25
℃／Hr以下となるよう制御棒を予め定められた
制御棒引抜きシーケンスに従つて順次引抜き、炉
水温度が約140℃以上から定格運転温度までは、
炉水の昇温率を35℃／Hr以下になるよう制御棒
を引抜いて核加熱を行うことを特徴とする特許請
求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉の起動時操
作方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56133008A JPS5834398A (ja) | 1981-08-25 | 1981-08-25 | 沸騰水型原子炉の起動時操作方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56133008A JPS5834398A (ja) | 1981-08-25 | 1981-08-25 | 沸騰水型原子炉の起動時操作方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5834398A JPS5834398A (ja) | 1983-02-28 |
| JPH0248879B2 true JPH0248879B2 (ja) | 1990-10-26 |
Family
ID=15094622
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56133008A Granted JPS5834398A (ja) | 1981-08-25 | 1981-08-25 | 沸騰水型原子炉の起動時操作方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5834398A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7225455B2 (en) | 1993-09-09 | 2007-05-29 | United Video Properties, Inc. | Electronic television program guide schedule system and method |
| US9118948B2 (en) | 1998-07-14 | 2015-08-25 | Rovi Guides, Inc. | Client-server based interactive guide with server recording |
| US9125169B2 (en) | 2011-12-23 | 2015-09-01 | Rovi Guides, Inc. | Methods and systems for performing actions based on location-based rules |
| US9137579B2 (en) | 1998-05-19 | 2015-09-15 | Rovi Guides, Inc. | Program guide system with video-on-demand browsing |
-
1981
- 1981-08-25 JP JP56133008A patent/JPS5834398A/ja active Granted
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7225455B2 (en) | 1993-09-09 | 2007-05-29 | United Video Properties, Inc. | Electronic television program guide schedule system and method |
| US9137579B2 (en) | 1998-05-19 | 2015-09-15 | Rovi Guides, Inc. | Program guide system with video-on-demand browsing |
| US9118948B2 (en) | 1998-07-14 | 2015-08-25 | Rovi Guides, Inc. | Client-server based interactive guide with server recording |
| US9125169B2 (en) | 2011-12-23 | 2015-09-01 | Rovi Guides, Inc. | Methods and systems for performing actions based on location-based rules |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5834398A (ja) | 1983-02-28 |
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