JPH055077B2 - - Google Patents
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- JPH055077B2 JPH055077B2 JP59200658A JP20065884A JPH055077B2 JP H055077 B2 JPH055077 B2 JP H055077B2 JP 59200658 A JP59200658 A JP 59200658A JP 20065884 A JP20065884 A JP 20065884A JP H055077 B2 JPH055077 B2 JP H055077B2
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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
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
[発明の技術分野]
本発明は、軽水冷却型原子炉(以後軽水炉とい
う)例えば沸騰水型原子炉を有する発電プラント
における炉水給水装置に関する。
う)例えば沸騰水型原子炉を有する発電プラント
における炉水給水装置に関する。
[発明の技術的背景とその問題点]
沸騰水型原子炉等の軽水炉においては、その運
転時間の増加に伴ない一時冷却水配管あるいは機
器の内面に放射性核種が蓄積し原子炉停止時の放
射線量率が増加する傾向にある。この放射性核種
は原子炉内の機器の腐食あるいは一次冷却水配管
の腐食によつて炉水内に持込まれた腐食生成物が
原子炉内で中性子照射により放射化したものであ
る。
転時間の増加に伴ない一時冷却水配管あるいは機
器の内面に放射性核種が蓄積し原子炉停止時の放
射線量率が増加する傾向にある。この放射性核種
は原子炉内の機器の腐食あるいは一次冷却水配管
の腐食によつて炉水内に持込まれた腐食生成物が
原子炉内で中性子照射により放射化したものであ
る。
そこで、炉内に持込まれる腐食生成物の量を低
減することが放射性核種を低減させることになる
との観点から、長年にわたり種々の対策が研究さ
れ実施されてきた。その1つに給水系から持込ま
れる腐食生成物を低減させるため最近の沸騰水型
原子炉発電プラントは復水浄化系統の能力を増強
することが行なわれている。
減することが放射性核種を低減させることになる
との観点から、長年にわたり種々の対策が研究さ
れ実施されてきた。その1つに給水系から持込ま
れる腐食生成物を低減させるため最近の沸騰水型
原子炉発電プラントは復水浄化系統の能力を増強
することが行なわれている。
ところで、放射性腐食生成物には溶解性のもの
と不溶解性のものとがあり、これら二種類の放射
性腐食生成物は共に一次系配管表面線量率の上昇
原因をなすので、両者をともに減少させることが
被曝低減化のために重要なことである。そして、
不溶解性の放射性腐食生成物は微粒子状態である
ため原子炉一次系配管の流速停滞部に溜り易く、
特定の個所に付着する傾向を有し、また、溶解性
の放射性腐食生成物は原子炉一次系配管内を自由
に動きまわり、ほぼ均一に付着する傾向を有する
ことが判つてきた。
と不溶解性のものとがあり、これら二種類の放射
性腐食生成物は共に一次系配管表面線量率の上昇
原因をなすので、両者をともに減少させることが
被曝低減化のために重要なことである。そして、
不溶解性の放射性腐食生成物は微粒子状態である
ため原子炉一次系配管の流速停滞部に溜り易く、
特定の個所に付着する傾向を有し、また、溶解性
の放射性腐食生成物は原子炉一次系配管内を自由
に動きまわり、ほぼ均一に付着する傾向を有する
ことが判つてきた。
ところが、最近の沸騰水型原子炉プラントでは
給水系から持ち込まれる不溶解性放射性腐食生成
物は減少したものの溶解性放射性腐食生成物が増
加し一次系配管の主要部分にほぼ均一に放射性腐
食生成物が付着しているという現象が見られるよ
うになつてきた。そこで、この原因を調査したと
ころ復水浄化系統の能力増強により、不溶解性の
放射性腐食生成物を除去したために原子炉内で溶
解性の放射性腐食生成物をとり込み微粒子化させ
る核となりうる腐食生成物が少なくなつたこと
が、溶解性の放射性腐食生成物が多くなつた理由
であることが判つてきた。すなわち、復水浄化系
統の能力増強により給水系から原子炉内に持込ま
れる鉄の腐食生成物の量が大幅に低減されたが、
このことは給水加熱器の初期腐食を増大させると
ともに給水加熱器管材のステンレス鋼中のニツケ
ルの溶出もプラント運転初期に多くなることが判
つてきた。しかして、ニツケルは原子炉内で放射
性の58Coになるため、ニツケルの原子炉内への持
込はできるだけさけねばならない。特にニツケ
ル/鉄の原子炉内持込濃度比率が1/2以上とな
るような場合には炉内で安定なニツケルの化合物
を生成することになり、より多くのニツケルが中
性子照射を受け、その結果、より多くの58Coが生
成するという不具合が生ずることになる。
給水系から持ち込まれる不溶解性放射性腐食生成
物は減少したものの溶解性放射性腐食生成物が増
加し一次系配管の主要部分にほぼ均一に放射性腐
食生成物が付着しているという現象が見られるよ
うになつてきた。そこで、この原因を調査したと
ころ復水浄化系統の能力増強により、不溶解性の
放射性腐食生成物を除去したために原子炉内で溶
解性の放射性腐食生成物をとり込み微粒子化させ
る核となりうる腐食生成物が少なくなつたこと
が、溶解性の放射性腐食生成物が多くなつた理由
であることが判つてきた。すなわち、復水浄化系
統の能力増強により給水系から原子炉内に持込ま
れる鉄の腐食生成物の量が大幅に低減されたが、
このことは給水加熱器の初期腐食を増大させると
ともに給水加熱器管材のステンレス鋼中のニツケ
ルの溶出もプラント運転初期に多くなることが判
つてきた。しかして、ニツケルは原子炉内で放射
性の58Coになるため、ニツケルの原子炉内への持
込はできるだけさけねばならない。特にニツケ
ル/鉄の原子炉内持込濃度比率が1/2以上とな
るような場合には炉内で安定なニツケルの化合物
を生成することになり、より多くのニツケルが中
性子照射を受け、その結果、より多くの58Coが生
成するという不具合が生ずることになる。
[発明の目的]
本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、
その目的は、原子炉内で放射性腐食生成物を取込
む核となる物質の不足と給水加熱器管材からの腐
食によるニツケルの溶出増加を解決するための鉄
注入系統を備えた炉水給水装置を提供することに
ある。
その目的は、原子炉内で放射性腐食生成物を取込
む核となる物質の不足と給水加熱器管材からの腐
食によるニツケルの溶出増加を解決するための鉄
注入系統を備えた炉水給水装置を提供することに
ある。
[発明の概要]
本発明は、上記目的を達成するために、軽水冷
却形原子炉を有する発電プラントにおいて、前記
原子炉への炉水給水配管に給水又は炉水中の鉄の
濃度をニツケルの濃度の2倍以上10倍以下となる
ように鉄を注入して調整する鉄注入系を接続した
炉水給水装置に関するものである。そして、この
鉄注入系としては鉄腐食タンク又は薬注タンクが
用いられる。
却形原子炉を有する発電プラントにおいて、前記
原子炉への炉水給水配管に給水又は炉水中の鉄の
濃度をニツケルの濃度の2倍以上10倍以下となる
ように鉄を注入して調整する鉄注入系を接続した
炉水給水装置に関するものである。そして、この
鉄注入系としては鉄腐食タンク又は薬注タンクが
用いられる。
[発明の実施例]
本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第1図は本発明の一実施例の沸騰水型原子炉発
電プラントの炉水給水系統を示すもので、原子炉
圧力容器1内に燃料集合体および制御棒等からな
る炉心2が配置されるとともに冷却材(以後炉水
という)3が循環されている。原子炉圧力容器1
には再循環ポンプ4を有する再循環系配管5が接
続されて炉水3を強制循環させている。このと
き、炉水3は炉心2を下方から上方に向けて上昇
し、その際昇温して水と蒸気の2相流となる。こ
こで発生した蒸気は原子炉圧力容器1に接続して
いる主蒸気配管6を介して蒸気タービン7に送ら
れる。そして、蒸気タービン7を駆動させた蒸気
は主復水器8に導かれて復水となり、復水ポンプ
9により復水浄化系10を通過して浄化された後
ポンプ11により給水加熱器12に送水され、加
熱された後原子炉給水ポンプ13により昇圧され
給水管14を介して原子炉圧力容器1に戻され
る。再循環配管5には浄化系ポンプ16を介して
低温浄化系15が接続されている。この浄化系1
5は、再生熱交換器17と非再生熱交換器18と
イオン交換樹脂を充填した脱塩装置19とから構
成されている。脱塩装置19で浄化された水は再
生熱交換器17により給水と同程度の温度(プラ
ント設計によつて異なるが通常180℃〜220℃程
度)に再加熱されて給水配管14に合流する配管
20を介して原子炉圧力容器に戻される。
電プラントの炉水給水系統を示すもので、原子炉
圧力容器1内に燃料集合体および制御棒等からな
る炉心2が配置されるとともに冷却材(以後炉水
という)3が循環されている。原子炉圧力容器1
には再循環ポンプ4を有する再循環系配管5が接
続されて炉水3を強制循環させている。このと
き、炉水3は炉心2を下方から上方に向けて上昇
し、その際昇温して水と蒸気の2相流となる。こ
こで発生した蒸気は原子炉圧力容器1に接続して
いる主蒸気配管6を介して蒸気タービン7に送ら
れる。そして、蒸気タービン7を駆動させた蒸気
は主復水器8に導かれて復水となり、復水ポンプ
9により復水浄化系10を通過して浄化された後
ポンプ11により給水加熱器12に送水され、加
熱された後原子炉給水ポンプ13により昇圧され
給水管14を介して原子炉圧力容器1に戻され
る。再循環配管5には浄化系ポンプ16を介して
低温浄化系15が接続されている。この浄化系1
5は、再生熱交換器17と非再生熱交換器18と
イオン交換樹脂を充填した脱塩装置19とから構
成されている。脱塩装置19で浄化された水は再
生熱交換器17により給水と同程度の温度(プラ
ント設計によつて異なるが通常180℃〜220℃程
度)に再加熱されて給水配管14に合流する配管
20を介して原子炉圧力容器に戻される。
沸騰水型原子炉発電プラントの運転中は給水水
質、原子炉水質を監視するためそれぞれ給水加熱
器出口側試料採取系21と原子炉水試料採取系2
2によつて採水し化学分析を行なつて給水、原子
炉水中の金属不純物量を測定する。
質、原子炉水質を監視するためそれぞれ給水加熱
器出口側試料採取系21と原子炉水試料採取系2
2によつて採水し化学分析を行なつて給水、原子
炉水中の金属不純物量を測定する。
また、弁23と加圧器注入ポンプ24及び流量
計25A,25B、薬注タンク26A又は鉄腐食
タンク26Bから構成される鉄注入系27を給水
加熱器12の入口側に接続する。この鉄注入系2
7の運用は、プラント運転中の給水、原子炉水中
の金属不純物の化学分析によりどちらかの水中の
ニツケルと鉄の比率(ニツケル/鉄比)が1/2
に近づいたとき弁23を開き加圧注入ポンプ24
を起動して薬注タンク26A内に貯えられた鉄イ
ンオン及び鉄微粒子を含む水又は鉄腐食タンク2
6B内で自然に腐食された鉄分を含有する水を給
水加熱器12の入口側に注入する。このとき、好
ましくはニツケル/鉄比が1/4以下となるよう
にする。また、炉水給水中の鉄の濃度をニツケル
濃度の10倍以上にすると炉水中での微粒子が増大
して、原子炉一次系の特定個所の付着する現象が
みられるので、炉水給水中の鉄の濃度をニツケル
濃度の10倍以下にすることが好ましい。
計25A,25B、薬注タンク26A又は鉄腐食
タンク26Bから構成される鉄注入系27を給水
加熱器12の入口側に接続する。この鉄注入系2
7の運用は、プラント運転中の給水、原子炉水中
の金属不純物の化学分析によりどちらかの水中の
ニツケルと鉄の比率(ニツケル/鉄比)が1/2
に近づいたとき弁23を開き加圧注入ポンプ24
を起動して薬注タンク26A内に貯えられた鉄イ
ンオン及び鉄微粒子を含む水又は鉄腐食タンク2
6B内で自然に腐食された鉄分を含有する水を給
水加熱器12の入口側に注入する。このとき、好
ましくはニツケル/鉄比が1/4以下となるよう
にする。また、炉水給水中の鉄の濃度をニツケル
濃度の10倍以上にすると炉水中での微粒子が増大
して、原子炉一次系の特定個所の付着する現象が
みられるので、炉水給水中の鉄の濃度をニツケル
濃度の10倍以下にすることが好ましい。
なお、鉄腐食タンク26Bは例えばステンレス
鋼と炭素鋼を接触させたものを純水中に浸漬して
おくもの、あるいは炭素鋼電極を水中に浸漬し
て、水中放電によつて鉄イオン、鉄微粒子を生じ
させたものなどが用いられる。また、薬注タンク
26Aには水酸化鉄溶液に鉄微粉、マグネタイド
粉末などを添加して貯蔵したものを用いる。
鋼と炭素鋼を接触させたものを純水中に浸漬して
おくもの、あるいは炭素鋼電極を水中に浸漬し
て、水中放電によつて鉄イオン、鉄微粒子を生じ
させたものなどが用いられる。また、薬注タンク
26Aには水酸化鉄溶液に鉄微粉、マグネタイド
粉末などを添加して貯蔵したものを用いる。
[発明の効果]
原子炉水または給水中のニツケル/鉄比が1/
2に近くなつてきたとき炉水給水に鉄を注入しス
テンレス鋼の溶出を抑制して水中のニツケルを減
少させるとともに鉄濃度を増加させることができ
るので、放射性核種の親核種の1つであるニツケ
ルの炉内持込を抑制することができる。しかも、
炉内に持込まれた鉄粒子が炉内で生成した放射性
核種の取込核となり溶解性の放射性腐食生成物を
も減少させるので、原子炉水を通水する各種系統
の配管内に均一に付着する放射性核種を減少させ
ることができる。
2に近くなつてきたとき炉水給水に鉄を注入しス
テンレス鋼の溶出を抑制して水中のニツケルを減
少させるとともに鉄濃度を増加させることができ
るので、放射性核種の親核種の1つであるニツケ
ルの炉内持込を抑制することができる。しかも、
炉内に持込まれた鉄粒子が炉内で生成した放射性
核種の取込核となり溶解性の放射性腐食生成物を
も減少させるので、原子炉水を通水する各種系統
の配管内に均一に付着する放射性核種を減少させ
ることができる。
図は本発明の一実施例の沸騰水型原子炉発電プ
ラントの炉水給水系統図である。 1……原子炉圧力容器、2……炉心、3……炉
水、7……蒸気タービン、8……主復水器、12
……給水加熱器、14……給水管、15……低温
浄化系、21,22…試料採取系、26A……薬
注タンク、26B……鉄腐食タンク、27……鉄
注入系。
ラントの炉水給水系統図である。 1……原子炉圧力容器、2……炉心、3……炉
水、7……蒸気タービン、8……主復水器、12
……給水加熱器、14……給水管、15……低温
浄化系、21,22…試料採取系、26A……薬
注タンク、26B……鉄腐食タンク、27……鉄
注入系。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 軽水冷却型原子炉を有する発電プラントにお
いて、前記原子炉への炉水給水配管に鉄を注入す
る鉄注入系を接続し、この鉄注入系は給水又は炉
水中の鉄の濃度がニツケルの濃度の2倍以下とな
つた時に起動して鉄を注入しかつ10倍以上となつ
た時に停止して成ることを特徴とする炉水給水装
置。 2 鉄注入系は鉄腐食タンク又は薬注タンクを備
えている特許請求の範囲第1項記載の炉水給水装
置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59200658A JPS6179194A (ja) | 1984-09-27 | 1984-09-27 | 炉水給水装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59200658A JPS6179194A (ja) | 1984-09-27 | 1984-09-27 | 炉水給水装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6179194A JPS6179194A (ja) | 1986-04-22 |
JPH055077B2 true JPH055077B2 (ja) | 1993-01-21 |
Family
ID=16428065
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59200658A Granted JPS6179194A (ja) | 1984-09-27 | 1984-09-27 | 炉水給水装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6179194A (ja) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0666000B2 (ja) * | 1984-12-21 | 1994-08-24 | 株式会社日立製作所 | 沸謄水型原子力プラントの復水浄化系統の制御方法 |
JPS61205897A (ja) * | 1985-03-11 | 1986-09-12 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント |
JPH0631816B2 (ja) * | 1986-10-03 | 1994-04-27 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントにおける冷却水中への放射性物質の溶出抑制方法及びその装置 |
JPH079477B2 (ja) * | 1987-09-09 | 1995-02-01 | 株式会社日立製作所 | 原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラント |
JP2808970B2 (ja) * | 1992-03-19 | 1998-10-08 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント及びその水質制御方法並びにその運転方法 |
WO1996022605A1 (fr) * | 1995-01-18 | 1996-07-25 | Hitachi, Ltd. | Centrale electrique nucleaire et procede de fonctionnement |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5563798A (en) * | 1978-11-08 | 1980-05-14 | Hitachi Ltd | Corrosion protection method of bwr type power atomic plant |
-
1984
- 1984-09-27 JP JP59200658A patent/JPS6179194A/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5563798A (en) * | 1978-11-08 | 1980-05-14 | Hitachi Ltd | Corrosion protection method of bwr type power atomic plant |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS6179194A (ja) | 1986-04-22 |
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