JPH0445080B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子力プラントの原子炉冷
却系に水素を注入すると共に、余剰となつた水素
を気体廃棄系で処理するために気体廃棄系の再結
合器前において酸素を注入する沸騰水型原子力プ
ラントにおける水素−酸素注入法に係り、特に水
素爆発を防止するのに好適な水素−酸素注入法に
関する。

〔発明の背景〕

従来の水素注入設備（水素・酸素の供給方式と
して、水の電気分解を用いたもの、出典：特開57
−1994，原子炉給水処理装置）を、第１図を用い
て説明する。

原子炉１から発生した蒸気は、高圧タービン２
に送られて、タービンを駆動し、次いで低圧ター
ビン３に送られて、ここでタービンを駆動し、発
電の後、復水器４に送られる。復水器４に送られ
た蒸気は冷却されて、凝縮し復水となるが、非凝
縮ガスはエゼクタ５で吸引され、白金等の触媒を
使用して非凝縮ガス中の水素と酸素を反応させて
水に戻す再結合器６を経てスタツク７より排出さ
れる。復水は、復水器ホツトウエル８を経て、復
水ポンプ９により復水脱塩装置１０に送られ不溶
性腐食生成物等を除去された後給水加熱器１１で
加熱され、給水ポンプ１２により、原子炉１に供
給される。

また、この主系統以外に水の電気分解を行なう
電解槽１３が設けられており、その陰極１４から
発生する水素は、水素供給配管１５に接続された
高圧ガスポンプ１６により原子炉入口に注入され
る様に構成されている。更に、原子炉浄化系統１
７の循環ポンプ１８入口には、原子炉水中の溶存
酸素濃度を測定する溶存酸素計１９が設けられて
おり、その溶存酸素計１９で原子炉水中の溶存酸
素濃度を測定し所定の値以下になる様に、演算装
置２０より電解槽電流調節器２１に信号が送ら
れ、電解電流が調節され電気分解による発生水素
量が調節されるようになつている。また、電解電
流が調節されるのに同調して、復水貯蔵タンク２
２より電解槽１３に補給される水量が、定量ポン
プ２３のストロークを調節することで、コントロ
ールされるようになつている。

一方、陽極２４から発生する酸素は、酸素供給
配管２５、及び流量調節弁２６を介して復水器ホ
ツトウエル８に注入される。また、復水中の溶存
酸素濃度は、復水脱塩装置１０出口に設けられた
溶存酸素計２７で測定され、復水中の溶存酸素濃
度が所定の値になる様に演算装置２８により酸素
注入調節器２９に信号が送られ、その信号で流量
調節弁２６の開度が調節されて、酸素の注入量が
制御される様になつている。余剰の酸素は、再結
合器６に送られる。

従来の水素注入設備の運転方法（出典：特開57
−3085、原子炉の運転方法、特開57−3086、原子
炉の運転方法）を第２図を用いて説明する。

まず、原子炉の停止状態では、原子炉冷却水の
流通する原子炉冷却系内の圧力はほぼ大気圧に等
しく温度は低い。その上、停止中の保守点検等で
原子炉冷却水が大気と接触するので、この一次冷
却水中には比較的高い濃度で溶存酸素が存在して
いる、この為、原子炉を起動する場合には核加熱
に先立つて、原子炉冷却水を循環させるととも
に、復水器真空ポンプ３０を作動させ、復水器４
内のガスを排気する。そして、この脱気工程終了
後、制御棒を引抜いて核加熱を開始する。

次に原子炉の運転を開始し、その後、水素注入
を開始するが、原子炉の運転によつて原子炉冷却
水の一部は放射線分解されて酸素と水素を発生
し、発生した酸素は溶存酸素や過酸化水素の形で
原子炉冷却水中に存在する。この原子炉冷却水中
のステンレス鋼材料の腐食電位および原子炉冷却
水の溶存酸素濃度が、腐食電位測定装置３１およ
び溶存酸素濃度測定装置３２によつて測定され、
その結果は電子計算機３３に送られる。そして、
この電子計算機３３では、これらの測定結果から
最適の水素注入量を算出し、これに対応して電解
槽電流調節器２１で水素注入量を制御する。

以上の様な従来の水素注入法及び運転方法にお
いては、事故時の対処方法及び水素注入開始時の
安全対策についてまでは述べられていない。しか
し乍ら実際にこの注入法を運用する上で事故時の
対処方法、水素注入開始時の安全対策は重要な問
題となる為、これらの対策を考えることは、必要
不可欠なことである。

〔発明の目的〕

特許請求の範囲第１項に記載された本発明の目
的は、プラント事故時にも、気体廃棄系で安全に
水素の再結合が行えるようにした沸騰水型原子力
プラントにおける水素−酸素注入法を提供するこ
とにある。

特許請求の範囲第２項に記載された本発明の目
的は、上記特許請求の範囲第１項に記載された発
明の目的に加え、プラント事故時に水素および酸
素の注入を停止した後、水素および酸素の注入を
再開する時にも、その開始時から気体廃棄系で安
全に水素の再結合が行える様にした沸騰水型原子
力プラントにおける水素−酸素注入法を提供する
ことにある。

〔発明の概要〕

特許請求の範囲第１項に記載された本発明は、
原子炉冷却系に水素を注入すると共に、余剰とな
つた水素を気体廃棄系で処理するために気体廃棄
系の再結合器前において酸素を注入する沸騰水型
原子力プラントにおける水素−酸素注入法におい
て、プラント事故時において水素及び酸素の注入
を停止するに当り、先ず水素注入を停止し、次に
冷却系、主蒸気系、タービン系及び気体廃棄系に
残留している水素が再結合器で実質的に再結合さ
れるまで酸素注入を継続し、その後酸素注入を停
止することを特徴とする。

特許請求の範囲第２項に記載された本発明は、
原子炉冷却系に水素を注入すると共に、余剰とな
つた水素を気体廃棄系で処理するために気体廃棄
系の再結合器前において酸素を注入する沸騰水型
原子力プラントにおける水素−酸素注入法におい
て、プラント事故時において水素及び酸素の注入
を停止するに当り、先ず水素注入を停止し、次に
冷却系、主蒸気系、タービン系及び気体廃棄系に
残留している水素が再結合器で実質的に再結合さ
れるまで酸素注入を継続し、その後酸素注入を停
止し、次に水素注入及び酸素注入を再開する際、
水素注入に先立つて、酸素注入を行うことにより
再結合器に酸素を注入しておくことを特徴とす
る。

本発明の要点を図面を用いて以下に説明する。

(1) 事故時の対処方法 原子炉冷却系のSCC対策として原子炉冷却水中
の溶存酸素濃度を下げる為に、水素注入を行なう
が、この時、SCC対策として有効な溶存酸素濃度
（約20ppb以下）を実現する為には、炉水中に水
素を注入する必要がある。炉水中の溶存酸素は炉
内で炉水が放射線分解することによつて生じるも
のであり、水素注入を行なうことにより、炉水の
放射線分解より生じた酸素と結合させて水にし、
溶存酸素濃度を減少させる。上記内容を第３図を
用いて説明する。

原子炉３２内で発生した蒸気は、主蒸気管３５
を通つてタービン系へ送られタービン３６を駆動
し、復水器３７で凝縮され復水となる。この復水
は、復水ポンプ３８、エゼクタコンデンサ３９を
経て復水脱塩装置４０で不純物を除去され給水系
へ送られる。更に、給水加熱器４１で加熱され、
給水ポンプ４２を経て原子炉３４へ供給される。

一方、蒸気とならなかつた炉水は、再循環系４
４に設けた循環ポンプ４３により再び原子炉３４
内炉心入口へ送られる。

この再循環系４４通る炉水の溶存酸素濃度を下
げ、再循環系４４でのSSC発生を防止するのが水
素注入の目的である。水素注入装置４５より給水
配管４６へ水素を注入し、給水中へ溶解させる。
この溶存水素を含んだ給水を、原子炉３４に送り
込むことにより、原子炉３４内の放射線分解で生
じた酸素を結合させ原子炉３４出口水中の酸素濃
度を低減することができる。

一方、注入した水素の一部は、タービン３６，
復水器３７，抽気管４７，空気抽出器４８を経て
気体廃棄系４９へ放出される。気体廃棄系４９へ
導かれた通常の廃ガスは、再結合器５０，廃ガス
復水器５１，活性炭吸着塔５２を経てスタツク５
３より大気中に放出されるが、水素の体積割合が
増すと放出途中で水素爆発を起こす危険性が考え
られる為、再結合器５０入口側より酸素注入装置
５４を用いて、余剰な水素を再結合させるに必要
な酸素を注入し、再結合器５０で結合させ水とし
て排出する。

しかし、従来の注入法では、プラント事故時
の、水素注入装置４５及び酸素注入装置５４の操
作には触れておらず、この場合、原子炉冷却系、
主蒸気系、タービン系、及び気体廃棄系４９に再
結合できない水素が残留する恐れがあつた。

水素は、空気中での体積占有率が４％になると
水素爆発を起こす危険性がある為、プラントの系
統内に水素が残留することは問題があり、これら
を安全に再結合することが必要である。

この方法は、この観点から、プラント事故時に
は、先ず水素注入を停止し、次に原子炉冷却系、
主蒸気系、タービン系及び気体廃棄系に残留して
いる水素が再結合器５０で実質的に再結合される
まで酸素注入を継続し、その後酸素注入を停止し
各系統の安全を保持できる様にしたものであり、
これが、特許請求の範囲第１項に記載された本発
明の要点である。

(2) 水素注入開始時の運転方法 気体廃棄系４９へ出てくる余剰な水素を水素注
入の開始時から安全に気体廃棄系４９の再結合器
５０で処理する為に水素注入に先立ち、あらかじ
め気体廃棄系４９に酸素を注入しておき、酸素リ
ツチな条件にしておくことが特許請求の範囲第２
項に記載された本発明の要点である。

〔発明の実施例〕

本発明の好適な一実施例を第４図により説明す
る。水素ガスは、水素供給源５５より供給され、
遮断弁５６を通つて、減圧弁５７により適切な注
入圧力に減圧され、流量調節弁５８で最適な注入
量に調節された後、給水ポンプ４２の吸込側へ注
入される。給水ポンプ４２の吸込側へ注入された
水素は、給水加熱器４１を経て原子炉３４へ供給
され原子炉３４出口水中の酸素濃度を低減する。

一方、余剰の水素は、蒸気とともにタービン３
６、復水器３７に送られ、非凝縮ガスとして空気
抽出器４８により吸引され再結合器５０に導かれ
る。

この余剰な水素を結合させる為に、気体廃棄系
に注入される酸素は、酸素ガス供給源５９から遮
断弁６０を経て減圧弁６１で適切な注入圧力に減
圧され、流量調節弁６２で余剰な量の水素を再結
合させるに必要な酸素注入量に調節され、再結合
器５０の入口側から注入される。そして、再結合
器５０内で余剰な水素と再結合し、水として排出
される。

この注入法において、プラント事故時は、水素
注入装置４５の自動弁（遮断弁５６，流量調節弁
５８）は、“閉”となる。一方、酸素注入装置５
４の自動弁（遮断弁６０，流量調節弁６２）は、
原子炉冷却系、主蒸気系、タービン系及び気体廃
棄系４９に残留している水素が、再結合器で実質
的に結合されるまで酸素を注入し、系統内の安全
性を確保するため開のままとする。また、系内に
残留している水素を充分再結合できる時間を経過
した後、“閉”となる様にする。

又、起動時等の水素注入開始時には、余剰な水
素を安全に再結合させる為、水素注入に先立つ
て、あらかじめ酸素注入装置５４より、気体廃棄
系４９の再結合器５０入口側に酸素を注入して、
酸素リツチの状態にしておく運転方法をとる。

以上の如き実施例によれば、水素注入開始時に
おいても余剰な水素を安全に気体廃棄系４９の再
結合器５０で酸素と結合させることができ、ま
た、プラント事故時は、水素注入装置の自動弁を
“閉”とし、酸素注入装置の自動弁を、ある一定
時間“開”とすることにより、系内に水素を残留
させる事なく、実質的に再結合処理ができ、プラ
ントの安全性を確保できるという効果がある。

〔発明の効果〕

特許請求の範囲第１項に記載された本発明によ
れば、プラント事故時には、原子炉冷却系、主蒸
気系、タービン系、気体廃棄系等のプラント側に
残留している水素を、水素爆発の危険がない様
に、再結合処理でき、系統内の安全性を確保する
ことができる。

特許請求の範囲第２項に記載された本発明によ
れば、上記特許請求の範囲第１項に記載された発
明の効果に加え、水素及び酸素の注入を再開する
時、その開始時から余剰となつた水素を再結合で
き、プラントの安全性を確保できる。

【図面の簡単な説明】

第１図および第２図は従来の水素注入装置を用
いた沸騰水型原子力発電プラントの原子炉冷却系
の概略図、第３図は沸騰水型原子力発電プラント
の原子炉冷却系の概略図、第４図は本発明の水素
注入装置を用いた沸騰水型原子力発電プラントの
原子炉冷却系の概略図である。 １……原子炉、２……高圧タービン、３……低
圧タービン、４……復水器、５……エゼクタ、６
……再結合器、７……スタツク、８……復水器ホ
ツトウエル、９……復水ポンプ、１０……復水脱
塩装置、１１……給水加熱器、１２……給水ポン
プ、１３……電解槽、１４……陰極、１５……水
素供給配管、１６……高圧ガスポンプ、１７……
原子炉浄化系統、１８……循環ポンプ、１９……
溶存酸素計、２０……演算装置、２１……電解槽
電流調節器、２２……復水貯蔵タンク、２３……
定量ポンプ、２４……陽極、２５……酸素供給配
管、２６……流量調節弁、２７……溶存酸素計、
２８……演算装置、２９……酸素注入調節器、３
０……復水器真空ポンプ、３１……腐食電位測定
装置、３２……溶存酸素濃度測定装置、３３……
電子計算器、３４……原子炉、３５……主蒸気
管、３６……タービン、３７……復水器、３８…
…復水ポンプ、３９……エゼクタコンデンサ、４
０……復水脱塩装置、４１……給水加熱器、４２
……給水ポンプ、４３……循環ポンプ、４４……
再循環系、４５……水素注入装置、４６……給水
配管、４７……油気管、４８……空気抽出器、４
９……気体廃棄系、５０……再結合器、５１……
廃ガス復水器、５２……活性炭吸着塔、５３……
スタツク、５４……酸素注入装置、５５……水素
ガス供給源、５６……遮断弁、５７……減圧弁、
５８……流量調節弁、５９……酸素ガス供給源、
６０……遮断弁、６１……減圧弁、６２……流量
調節弁、６３……電源回路。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉冷却系に水素を注入すると共に、余剰
   となつた水素を気体廃棄系で処理するために気体
   廃棄系の再結合器前において酸素を注入する沸騰
   水型原子力プラントにおける水素−酸素注入法に
   おいて、プラント事故時において水素及び酸素の
   注入を停止するに当り、先ず水素注入を停止し、
   次に冷却系、主蒸気系、タービン系及び気体廃棄
   系に残留している水素が再結合器で実質的に再結
   合されるまで酸素注入を継続し、その後酸素注入
   を停止することを特徴とする沸騰水型原子力プラ
   ントにおける水素−酸素注入法。 ２ 原子炉冷却系に水素を注入すると共に、余剰
   となつた水素を気体廃棄系で処理するために気体
   廃棄系の再結合器前において酸素を注入する沸騰
   水型原子力プラントにおける水素−酸素注入法に
   おいて、プラント事故時において水素及び酸素の
   注入を停止するに当り、先ず水素注入を停止し、
   次に冷却系、主蒸気系、タービン系及び気体廃棄
   系に残留している水素が再結合器で実質的に再結
   合されるまで酸素注入を継続し、その後酸素注入
   を停止し、次に水素注入及び酸素注入を再開する
   際、水素注入に先立つて、酸素注入を行うことに
   より再結合器に酸素を注入しておくことを特徴と
   する沸騰水型原子力プラントにおける水素−酸素
   注入法。