JPH0469758B2 - - Google Patents
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- JPH0469758B2 JPH0469758B2 JP61117957A JP11795786A JPH0469758B2 JP H0469758 B2 JPH0469758 B2 JP H0469758B2 JP 61117957 A JP61117957 A JP 61117957A JP 11795786 A JP11795786 A JP 11795786A JP H0469758 B2 JPH0469758 B2 JP H0469758B2
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は沸騰水型原子炉（以下BWRという）
の原子炉圧力容器および原子炉回り配管類の一次
水圧試験方法に関する。
の原子炉圧力容器および原子炉回り配管類の一次
水圧試験方法に関する。
（従来の技術）
第６図を参照して従来例を説明する。第６図は
BWRの原子炉圧力容器一次水圧試験方法の実施
を示す系統図であり、図中符号１は原子炉圧力容
器である。この原子炉圧力容器１内には冷却材お
よび図示しない炉心が収容されている。上記原子
炉圧力容器１には原子炉回り配管２が、さらには
原子炉回り配管弁２ａが接続されている。一般に
BWRプラントの建設にあつては原子炉圧力容器
１およびその近傍の原子炉回り配管２、原子炉回
り配管弁２ａ等を設置した後に一次水圧試験が行
なわれる。これはその後再循環系（PLR系）等
の試運転等を行なう関係でその前に原子炉圧力容
器１等についての耐圧試験を行なつておく必要が
あるからである。この一次水圧試験に際しては原
子炉圧力容器１、原子炉回り配管２および原子炉
回り配管弁２ａ等を所定温度まで昇温させた状態
で所定圧力まで加圧する操作がなされる。ここで
所定温度とは各構造物或いは機器・配管類の最低
使用温度にある余裕（実際の検査時までの温度降
下を見込んだもの）を付加した温度であり、また
最低使用温度とは材料試験の際に例えばｔ℃で試
験を行なつた場合には、そのｔ℃に33℃を加えた
（ｔ＋33）℃をいつている。尚原子炉圧力容器１
の最低使用温度は21℃であり、また原子炉回り配
管２の最低使用温度は38℃である。以下かかる作
用をなす設備について説明する。
BWRの原子炉圧力容器一次水圧試験方法の実施
を示す系統図であり、図中符号１は原子炉圧力容
器である。この原子炉圧力容器１内には冷却材お
よび図示しない炉心が収容されている。上記原子
炉圧力容器１には原子炉回り配管２が、さらには
原子炉回り配管弁２ａが接続されている。一般に
BWRプラントの建設にあつては原子炉圧力容器
１およびその近傍の原子炉回り配管２、原子炉回
り配管弁２ａ等を設置した後に一次水圧試験が行
なわれる。これはその後再循環系（PLR系）等
の試運転等を行なう関係でその前に原子炉圧力容
器１等についての耐圧試験を行なつておく必要が
あるからである。この一次水圧試験に際しては原
子炉圧力容器１、原子炉回り配管２および原子炉
回り配管弁２ａ等を所定温度まで昇温させた状態
で所定圧力まで加圧する操作がなされる。ここで
所定温度とは各構造物或いは機器・配管類の最低
使用温度にある余裕（実際の検査時までの温度降
下を見込んだもの）を付加した温度であり、また
最低使用温度とは材料試験の際に例えばｔ℃で試
験を行なつた場合には、そのｔ℃に33℃を加えた
（ｔ＋33）℃をいつている。尚原子炉圧力容器１
の最低使用温度は21℃であり、また原子炉回り配
管２の最低使用温度は38℃である。以下かかる作
用をなす設備について説明する。
原子炉建屋（図示せず）の外には仮設タンク３
が設置され、この仮設タンク３には蒸気ライン４
を介して原子炉圧力容器１を昇温する為の蒸気が
供給される。図中符号５は仮設循環ポンプであ
り、３台の仮設循環ポンプ５が並列に設置されて
いる。この仮設循環ポンプ５により仮設タンク３
内の水が仮設循環ライン６、PLRポンプ７の吐
出配管８を介して原子炉圧力容器１内に供給され
る。これによつて原子炉圧力容器１内の水を15℃
（常温）から60℃まで昇温させる。この60℃が前
述した所定温度である。そして原子炉圧力容器１
内の水は循環ライン仕切弁９を介挿した仮設循環
ライン１０を介して前記仮設タンク３に戻され
る。このような循環により原子炉圧力容器１の昇
温をなす。尚図中符号６ａは仮設仕切弁である。
が設置され、この仮設タンク３には蒸気ライン４
を介して原子炉圧力容器１を昇温する為の蒸気が
供給される。図中符号５は仮設循環ポンプであ
り、３台の仮設循環ポンプ５が並列に設置されて
いる。この仮設循環ポンプ５により仮設タンク３
内の水が仮設循環ライン６、PLRポンプ７の吐
出配管８を介して原子炉圧力容器１内に供給され
る。これによつて原子炉圧力容器１内の水を15℃
（常温）から60℃まで昇温させる。この60℃が前
述した所定温度である。そして原子炉圧力容器１
内の水は循環ライン仕切弁９を介挿した仮設循環
ライン１０を介して前記仮設タンク３に戻され
る。このような循環により原子炉圧力容器１の昇
温をなす。尚図中符号６ａは仮設仕切弁である。
又原子炉圧力容器１に接続された原子炉回り配
管２の昇温は以下のようにして行なわれる。すな
わち原子炉回り配管弁２ａを開弁して、ドレン弁
１１ａを介挿した弁ドレンライン１１および仮設
ライン１２および前記仮設循環ライン１０を介し
て原子炉圧力容器１内の水を仮設タンク３内に戻
すことにより、原子炉圧力容器１と同様に60℃ま
で昇温させる。尚原子炉回り配管２の最低使用温
度は前述したように38℃であり、60℃まで昇温さ
せるのは、配管末端における温度降下が大きいこ
とを考慮して所定の期間（例えば何日後かの検査
日まで）温度維持するためである。また場合によ
つては仮設ヒータを設置して昇温するようなこと
もなされている。
管２の昇温は以下のようにして行なわれる。すな
わち原子炉回り配管弁２ａを開弁して、ドレン弁
１１ａを介挿した弁ドレンライン１１および仮設
ライン１２および前記仮設循環ライン１０を介し
て原子炉圧力容器１内の水を仮設タンク３内に戻
すことにより、原子炉圧力容器１と同様に60℃ま
で昇温させる。尚原子炉回り配管２の最低使用温
度は前述したように38℃であり、60℃まで昇温さ
せるのは、配管末端における温度降下が大きいこ
とを考慮して所定の期間（例えば何日後かの検査
日まで）温度維持するためである。また場合によ
つては仮設ヒータを設置して昇温するようなこと
もなされている。
次に加圧であるが、原子炉圧力容器１および原
子炉回り配管２が昇温された後、仮設循環ライン
６に介挿された循環ライン仕切弁１３、原子炉回
り配管弁２ａ、原子炉圧力容器ドレンライン弁１
４（この原子炉圧力容器ドレンライン弁１４は原
子炉圧力容器ドレンライン１５に介挿されてい
る）を閉弁して、仮設加圧ポンプ１６を運転す
る。この仮設加圧ポンプ１６の吸込配管１７は前
記仮設循環ライン６に分岐接続されている。この
仮設加圧ポンプ１６の運転により仮設ヘツダ１
８、仮設ライン１９、PLRポンプ７、PLR吐出
弁２０ｂおよび吐出配管８を介して原子炉圧力容
器１内に加圧された蒸気が供給され、それによつ
て原子炉圧力容器１内は加圧される。尚図中符号
２０ａは吸込弁である。また所定の圧力まで加圧
されたか否かについては、原子炉圧力容器１の上
部に取付けられた耐圧用圧力計装置２１により監
視する。この耐圧用圧力計装置２１は２台の圧力
計よりなり、その内圧力計２１ａが正式であつて
圧力計２１ｂが確認用である。以下の操作により
所定の加圧を行なう。また以上各設備は全て仮設
の設備であつて、使用する前に耐圧試験を行な
い、その健全性の確認がなされた後使用されるこ
ととなる。尚図中符号２２は機器サンプであり、
この機器サンプ２２には前記仮設循環ライン６よ
りサンプライン２３が配設されているとともに、
仮設循環ライン１０に分岐接続された配管２４か
らもサンプライン２５が配設されている。また図
中符号２６で示すのは全て開閉弁である。尚第６
図中破線で示したのは全て本設備に対する仮設の
設備であることを意味している。
子炉回り配管２が昇温された後、仮設循環ライン
６に介挿された循環ライン仕切弁１３、原子炉回
り配管弁２ａ、原子炉圧力容器ドレンライン弁１
４（この原子炉圧力容器ドレンライン弁１４は原
子炉圧力容器ドレンライン１５に介挿されてい
る）を閉弁して、仮設加圧ポンプ１６を運転す
る。この仮設加圧ポンプ１６の吸込配管１７は前
記仮設循環ライン６に分岐接続されている。この
仮設加圧ポンプ１６の運転により仮設ヘツダ１
８、仮設ライン１９、PLRポンプ７、PLR吐出
弁２０ｂおよび吐出配管８を介して原子炉圧力容
器１内に加圧された蒸気が供給され、それによつ
て原子炉圧力容器１内は加圧される。尚図中符号
２０ａは吸込弁である。また所定の圧力まで加圧
されたか否かについては、原子炉圧力容器１の上
部に取付けられた耐圧用圧力計装置２１により監
視する。この耐圧用圧力計装置２１は２台の圧力
計よりなり、その内圧力計２１ａが正式であつて
圧力計２１ｂが確認用である。以下の操作により
所定の加圧を行なう。また以上各設備は全て仮設
の設備であつて、使用する前に耐圧試験を行な
い、その健全性の確認がなされた後使用されるこ
ととなる。尚図中符号２２は機器サンプであり、
この機器サンプ２２には前記仮設循環ライン６よ
りサンプライン２３が配設されているとともに、
仮設循環ライン１０に分岐接続された配管２４か
らもサンプライン２５が配設されている。また図
中符号２６で示すのは全て開閉弁である。尚第６
図中破線で示したのは全て本設備に対する仮設の
設備であることを意味している。
上記構成によると以下のような問題があつた。
(1) まず原子炉圧力容器１および原子炉回り配管
２等の昇温および加圧は各仮設設備を使用して
行なう構成であるので、該仮設設備を設置した
後でなければ昇温・加圧作業を行なうことはで
きず、同時に試験終了後原子炉圧力容器１回り
の電気・計装工事を行なう場合には上記仮設設
備を撤去した後でなければ不可能であつた。こ
れは電気・計装工事以外の場合も同様であり、
仮設設備の仮設配管が屋外〜屋内〜原子炉圧力
容器１に亘つて配設されており、これらを撤去
しないと小配管あるいはサポート類の施行が不
可能であり、かつ作業条件も悪い。このように
仮設設備の設置およびその撤去がBWRプラン
ト建設工期の延長を将来していた。
２等の昇温および加圧は各仮設設備を使用して
行なう構成であるので、該仮設設備を設置した
後でなければ昇温・加圧作業を行なうことはで
きず、同時に試験終了後原子炉圧力容器１回り
の電気・計装工事を行なう場合には上記仮設設
備を撤去した後でなければ不可能であつた。こ
れは電気・計装工事以外の場合も同様であり、
仮設設備の仮設配管が屋外〜屋内〜原子炉圧力
容器１に亘つて配設されており、これらを撤去
しないと小配管あるいはサポート類の施行が不
可能であり、かつ作業条件も悪い。このように
仮設設備の設置およびその撤去がBWRプラン
ト建設工期の延長を将来していた。
(2) 次に原子炉圧力容器１および原子炉回りの昇
温に際しては多量の蒸気を消費することとな
り、上記仮設設備と相まつてプラント建設に要
するコストを上昇させる結果となつていた。
温に際しては多量の蒸気を消費することとな
り、上記仮設設備と相まつてプラント建設に要
するコストを上昇させる結果となつていた。
（発明が解決しようとする問題点）
このように従来にあつては、原子炉圧力容器お
よび原子炉回りの配管類の昇温・加圧の為の仮設
設備の設置および撤去がプラント建設工期の延長
を将来するとともに、仮設設備はもとより多量の
蒸気を使用することによりコストの上昇をも来た
しており、本発明はまさにこのような点に基づい
てなされたものでその目的とするところは、プラ
ント建設に要する工期を短縮するとともに、コス
トの低減をも図り得る沸騰水型原子炉の一次水圧
試験方法を提供することにある。
よび原子炉回りの配管類の昇温・加圧の為の仮設
設備の設置および撤去がプラント建設工期の延長
を将来するとともに、仮設設備はもとより多量の
蒸気を使用することによりコストの上昇をも来た
しており、本発明はまさにこのような点に基づい
てなされたものでその目的とするところは、プラ
ント建設に要する工期を短縮するとともに、コス
トの低減をも図り得る沸騰水型原子炉の一次水圧
試験方法を提供することにある。
［発明の構成］
（問題点を解決するための手段）
すなわち本発明による沸騰水型原子炉の一次水
圧試験方法は、復水タンク内の復水を残留熱除去
系ラインおよび再循環配管を通じて原子炉圧力容
器内に供給する水張工程と、前記原子炉圧力容器
内に供給された復水を前記残留熱除去系ラインに
介挿された残留熱除去系ポンプの軸動力により所
定温度に昇温させる昇温工程と、前記残留熱除去
系ポンプの軸動力により所定温度に昇温した復水
を所定圧力に加圧する加圧工程とを有するもので
ある。
圧試験方法は、復水タンク内の復水を残留熱除去
系ラインおよび再循環配管を通じて原子炉圧力容
器内に供給する水張工程と、前記原子炉圧力容器
内に供給された復水を前記残留熱除去系ラインに
介挿された残留熱除去系ポンプの軸動力により所
定温度に昇温させる昇温工程と、前記残留熱除去
系ポンプの軸動力により所定温度に昇温した復水
を所定圧力に加圧する加圧工程とを有するもので
ある。
（作用）
つまり従来一次水圧試験方法にあつて、原子炉
圧力容器および原子炉圧力容器回り配管類の昇
温・加圧をそれ専用の仮設設備を設置して行なつ
ていたのに対して、本設備機器を使用して行なう
ものである。
圧力容器および原子炉圧力容器回り配管類の昇
温・加圧をそれ専用の仮設設備を設置して行なつ
ていたのに対して、本設備機器を使用して行なう
ものである。
（実施例）
以下第１図および第２図は参照して本発明の第
１実施例を説明する。尚従来と同一部分には同一
符号を付して示しその説明は省略する。本実施例
は従来原子炉圧力容器１および原子炉回り配管２
の昇温・加圧を仮設設備を使用して行なつていた
のに対して、これを本設備および一部の仮設設備
を使用して行なうもので、それによつて工期の短
縮およびコストの低減を図るものである。その際
本実施例ではまず原子炉回り配管２の最低使用温
度を従来の38℃から10℃まで下げる操作が行なわ
れた。これは従来行なわれていた材料試験温度を
低下させ、該低下させた温度で所定の試験を行な
つて所望の特性を満足させたことが確認されれば
よいものである。本実施例ではその結果上述した
ように10℃まで最低使用温度を低下させることが
できた。したがつて原子炉圧力容器１については
その最低使用温度は従来通り21℃であり、原子炉
回り配管２については10℃である。よつて昇温工
程では21℃に５℃を付加した26℃まで昇温させる
こととした。
１実施例を説明する。尚従来と同一部分には同一
符号を付して示しその説明は省略する。本実施例
は従来原子炉圧力容器１および原子炉回り配管２
の昇温・加圧を仮設設備を使用して行なつていた
のに対して、これを本設備および一部の仮設設備
を使用して行なうもので、それによつて工期の短
縮およびコストの低減を図るものである。その際
本実施例ではまず原子炉回り配管２の最低使用温
度を従来の38℃から10℃まで下げる操作が行なわ
れた。これは従来行なわれていた材料試験温度を
低下させ、該低下させた温度で所定の試験を行な
つて所望の特性を満足させたことが確認されれば
よいものである。本実施例ではその結果上述した
ように10℃まで最低使用温度を低下させることが
できた。したがつて原子炉圧力容器１については
その最低使用温度は従来通り21℃であり、原子炉
回り配管２については10℃である。よつて昇温工
程では21℃に５℃を付加した26℃まで昇温させる
こととした。
図中符号１０１は復水タンクであり、この復水
タンク１０１には蒸気ライン１０２が接続されて
いる。蒸気復水タンク１０１内に貯留されている
水温15℃の復水は、MUWC（復水補給水系）ポン
プ１０３により、MUWCライン１０４、RHR
（残留熱除去系）ライン１０５、PLR配管８を介
して原子炉圧力容器１内に供給され、水張がなさ
れる。次にRHRポンプ１０６の運転を行なう。
すなわち原子炉圧力容器１内に供給された上記復
水の水温は前述したように15℃であり、これを上
記RHRポンプ１０６の軸動力による熱量を利用
して26℃まで昇温させるものである。その際原子
炉圧力容器１からの放熱を考慮すると、温度上昇
率は１℃／hr程度であり、よつて11℃（26℃−15
℃）上昇させるためには、約11時間の運転が必要
となる。また昇温後の温度降下は0.1℃／40hr程
度であり、大気温度約10℃のデータからすると、
検査日までの期間を３日として21℃以下に低下す
ることはない。以上が昇温操作である。尚図中符
号１０６ａはRHR熱交換器であり、また符号１
０６ｂはRHR隔離弁である。
タンク１０１には蒸気ライン１０２が接続されて
いる。蒸気復水タンク１０１内に貯留されている
水温15℃の復水は、MUWC（復水補給水系）ポン
プ１０３により、MUWCライン１０４、RHR
（残留熱除去系）ライン１０５、PLR配管８を介
して原子炉圧力容器１内に供給され、水張がなさ
れる。次にRHRポンプ１０６の運転を行なう。
すなわち原子炉圧力容器１内に供給された上記復
水の水温は前述したように15℃であり、これを上
記RHRポンプ１０６の軸動力による熱量を利用
して26℃まで昇温させるものである。その際原子
炉圧力容器１からの放熱を考慮すると、温度上昇
率は１℃／hr程度であり、よつて11℃（26℃−15
℃）上昇させるためには、約11時間の運転が必要
となる。また昇温後の温度降下は0.1℃／40hr程
度であり、大気温度約10℃のデータからすると、
検査日までの期間を３日として21℃以下に低下す
ることはない。以上が昇温操作である。尚図中符
号１０６ａはRHR熱交換器であり、また符号１
０６ｂはRHR隔離弁である。
次に加圧作業であるが、SLC（ほう酸水注入系）
ポンプ１０７によりSLCタンク１０８内の水を
SLC配管１０９を介して原子炉圧力容器１内に底
部より注入する。これによつて原子炉圧力容器１
内の加圧をなす。上記SLC配管１０９にはSLC隔
離弁１０９ａが介挿されている。原子炉圧力容器
１の最高使用圧力は87.9Kg／cm2であり、耐圧試験
としてはその1.25倍の109.875Kg／cm2、約110Kg／
cm2を必要とする。しかしながら原子炉圧力容器１
の高さは約22〓であり、よつてその上部と下部と
では約2.2Kg／cm2の圧力差がある。したがつて上
部ではさらに５Kg／cm2を付加して115Kg／cm2の圧
力にて試験を行なう必要がある。ところが前記
SLCポンプ１０７では約80Kg／cm2程度までしか昇
圧させることはできず、そこで仮設加圧ポンプ１
１０（図中破線で示す）を使用する。この仮設加
圧ポンプ１１０により80Kg／cm2から115Kg／cm2ま
での加圧をなす。尚図中符号１１１は仮設ヘツ
ダ、１１２は仮設加圧ラインである。
ポンプ１０７によりSLCタンク１０８内の水を
SLC配管１０９を介して原子炉圧力容器１内に底
部より注入する。これによつて原子炉圧力容器１
内の加圧をなす。上記SLC配管１０９にはSLC隔
離弁１０９ａが介挿されている。原子炉圧力容器
１の最高使用圧力は87.9Kg／cm2であり、耐圧試験
としてはその1.25倍の109.875Kg／cm2、約110Kg／
cm2を必要とする。しかしながら原子炉圧力容器１
の高さは約22〓であり、よつてその上部と下部と
では約2.2Kg／cm2の圧力差がある。したがつて上
部ではさらに５Kg／cm2を付加して115Kg／cm2の圧
力にて試験を行なう必要がある。ところが前記
SLCポンプ１０７では約80Kg／cm2程度までしか昇
圧させることはできず、そこで仮設加圧ポンプ１
１０（図中破線で示す）を使用する。この仮設加
圧ポンプ１１０により80Kg／cm2から115Kg／cm2ま
での加圧をなす。尚図中符号１１１は仮設ヘツ
ダ、１１２は仮設加圧ラインである。
このように本実施例の場合には従来のように仮
設の設備を使用して原子炉圧力容器１の昇温・加
圧作業を行なうのではなく、本設備を使用して行
なうものであり、加圧の一部についてのみ仮設の
設備を使用するものである。尚図中符号１１２は
RCIC（原子炉隔離時冷却系）であり、また符号１
１３はドレンラインである。また符号１１４は開
閉弁である。
設の設備を使用して原子炉圧力容器１の昇温・加
圧作業を行なうのではなく、本設備を使用して行
なうものであり、加圧の一部についてのみ仮設の
設備を使用するものである。尚図中符号１１２は
RCIC（原子炉隔離時冷却系）であり、また符号１
１３はドレンラインである。また符号１１４は開
閉弁である。
以上本実施例によると以下のような効果を奏す
ることができる。
ることができる。
(1) まず原子炉圧力容器１の昇温および加圧作用
に際して、従来のように仮設の設備のみにより
行なうのではなく、本設備を使用して行なつて
いる。したがつて仮設設備の設置および撤去作
業が大幅に軽減され、その結果プラント建設に
要する工数が大幅に軽減される。そして従来仮
設設備の設置・撤去の為に他の作業（電気計装
工事、小配管の設置等）への着手が遅延してい
たのに対して、本実施例ではそのようなことは
なく、プラント建設工期を大幅に短縮すること
ができる。従来の場合と本実施例の場合とを比
較した第２図をみると工期が短縮されることが
明確に理解される。第２図中ATは空圧、HT
は耐圧（水によつて行なう）、検は検査を夫々
示す。またECCSは非常要炉心冷却系、CRは
制御棒、CRDは制御棒駆動機構を夫々示す。
この第２図から明らかなように工期が大幅に短
縮されている（具体的には14日程度）。
に際して、従来のように仮設の設備のみにより
行なうのではなく、本設備を使用して行なつて
いる。したがつて仮設設備の設置および撤去作
業が大幅に軽減され、その結果プラント建設に
要する工数が大幅に軽減される。そして従来仮
設設備の設置・撤去の為に他の作業（電気計装
工事、小配管の設置等）への着手が遅延してい
たのに対して、本実施例ではそのようなことは
なく、プラント建設工期を大幅に短縮すること
ができる。従来の場合と本実施例の場合とを比
較した第２図をみると工期が短縮されることが
明確に理解される。第２図中ATは空圧、HT
は耐圧（水によつて行なう）、検は検査を夫々
示す。またECCSは非常要炉心冷却系、CRは
制御棒、CRDは制御棒駆動機構を夫々示す。
この第２図から明らかなように工期が大幅に短
縮されている（具体的には14日程度）。
(2) さらに作業性に関しても仮設設備が大幅に低
減されたことにより改善され、安全性向上を図
ることが可能となる。
減されたことにより改善され、安全性向上を図
ることが可能となる。
(3) そして従来のように大規模な仮設設備を必要
とせず、かつ大量の蒸気も必要としないので、
コストの低減を図る上で極めて効果的である。
とせず、かつ大量の蒸気も必要としないので、
コストの低減を図る上で極めて効果的である。
次に第３図を参照して第２実施例を説明する。
この実施例はSLCポンプ１７を115Kg／cm2まで使
用可能なものとして、前記第１実施例における仮
設加圧ポンプ１１０の使用を不要としたものであ
る。他の構成は前記第１実施例と同様であり、そ
の説明は省略する。
この実施例はSLCポンプ１７を115Kg／cm2まで使
用可能なものとして、前記第１実施例における仮
設加圧ポンプ１１０の使用を不要としたものであ
る。他の構成は前記第１実施例と同様であり、そ
の説明は省略する。
したがつて前記第１実施例と同様の効果を奏す
ることはもとより、仮設設備を全つく使用しない
ものであるので、プラント建設工期を第１実施例
以上に短縮することができる等その効果は大であ
る。これを第４図に示す。この第４図も前記第２
図と同様、この実施例と従来例とを比較したもの
で、それによるとプラント建設工期を20日程度短
縮させることができ、前記第１実施例以上の効果
を奏するものであることがわかる。
ることはもとより、仮設設備を全つく使用しない
ものであるので、プラント建設工期を第１実施例
以上に短縮することができる等その効果は大であ
る。これを第４図に示す。この第４図も前記第２
図と同様、この実施例と従来例とを比較したもの
で、それによるとプラント建設工期を20日程度短
縮させることができ、前記第１実施例以上の効果
を奏するものであることがわかる。
尚第５図は前記第１実施例、第２実施例および
従来の場合について、原子炉圧力容器一次水圧日
程を詳細に比較したものであり、前記第１施例が
従来に比べて工期を大幅に短縮させること、さら
には第２実施例がそれ以上に工期を短縮するもの
であることが理解できる。
従来の場合について、原子炉圧力容器一次水圧日
程を詳細に比較したものであり、前記第１施例が
従来に比べて工期を大幅に短縮させること、さら
には第２実施例がそれ以上に工期を短縮するもの
であることが理解できる。
尚前記第１および第２実施例では加圧をSLC系
により行なうようにしているが、これに限定され
るものではなく、CRD系を使用することも可能
である。この場合にはCRD系の駆動水を利用し
て加圧することとなる。また原子炉圧力容器およ
び原子炉回り配管類の最低使用温度をさらに低下
させることも考えられており、それによつて昇温
工程を大幅に軽減させる、あるいは無くすことも
可能である。
により行なうようにしているが、これに限定され
るものではなく、CRD系を使用することも可能
である。この場合にはCRD系の駆動水を利用し
て加圧することとなる。また原子炉圧力容器およ
び原子炉回り配管類の最低使用温度をさらに低下
させることも考えられており、それによつて昇温
工程を大幅に軽減させる、あるいは無くすことも
可能である。
［発明の効果］
以上詳述したように本発明による沸騰水型原子
炉の一次水圧試験方法によると、水圧試験に際し
て仮設の設備を一部の工程でしか必要としない、
又は全く必要としないので、プラント建設工期を
大幅に短縮させ、かつ建設に要する工数の低減を
図ることができ、コストの低減および安全性の向
上を図る上で極めて効果的である。
炉の一次水圧試験方法によると、水圧試験に際し
て仮設の設備を一部の工程でしか必要としない、
又は全く必要としないので、プラント建設工期を
大幅に短縮させ、かつ建設に要する工数の低減を
図ることができ、コストの低減および安全性の向
上を図る上で極めて効果的である。
第１図は本発明の第１実施例の実施を示す系統
図、第２図は従来と第１実施例の工程を比較して
示す図、第３図は第２実施例の実施を示す系統
図、第４図は第２実施例と従来との工程を比較し
て示す図、第５図は第１実施例および第２実施例
と従来との工程を比較して示す図、第６図は従来
例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、２……原子炉介り配
管、２ａ……原子炉介り配管弁、１０６……
RHR系ポンプ、１０７……SLC系ポンプ、１１
０……仮設加圧ポンプ。
図、第２図は従来と第１実施例の工程を比較して
示す図、第３図は第２実施例の実施を示す系統
図、第４図は第２実施例と従来との工程を比較し
て示す図、第５図は第１実施例および第２実施例
と従来との工程を比較して示す図、第６図は従来
例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、２……原子炉介り配
管、２ａ……原子炉介り配管弁、１０６……
RHR系ポンプ、１０７……SLC系ポンプ、１１
０……仮設加圧ポンプ。
Claims (1)
- １ 復水タンク内の復水を残留熱除去系ラインお
よび再循環配管を通じて原子炉圧力容器内に供給
する水張工程と、前記原子炉圧力容器内に供給さ
れた復水を前記残留熱除去系ラインに介挿された
残留熱除去系ポンプの軸動力により所定温度に昇
温させる昇温工程と、前記残留熱除去系ポンプの
軸動力により所定温度に昇温した復水を所定圧力
に加圧する加圧工程とを有することを特徴とする
沸騰水型原子炉の一次水圧試験方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61117957A JPS62273494A (ja) | 1986-05-22 | 1986-05-22 | 沸騰水型原子炉の一次水圧試験方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61117957A JPS62273494A (ja) | 1986-05-22 | 1986-05-22 | 沸騰水型原子炉の一次水圧試験方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62273494A JPS62273494A (ja) | 1987-11-27 |
| JPH0469758B2 true JPH0469758B2 (ja) | 1992-11-09 |
Family
ID=14724427
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61117957A Granted JPS62273494A (ja) | 1986-05-22 | 1986-05-22 | 沸騰水型原子炉の一次水圧試験方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62273494A (ja) |
-
1986
- 1986-05-22 JP JP61117957A patent/JPS62273494A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62273494A (ja) | 1987-11-27 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |