JPH06174891A - 沸騰水型原子力プラント - Google Patents
沸騰水型原子力プラントInfo
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- JPH06174891A JPH06174891A JP43A JP32958892A JPH06174891A JP H06174891 A JPH06174891 A JP H06174891A JP 43 A JP43 A JP 43A JP 32958892 A JP32958892 A JP 32958892A JP H06174891 A JPH06174891 A JP H06174891A
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- 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)
Abstract
(57)【要約】
【目的】タービン系線量率を支配する放射性窒素および
放射性炭素の濃度を定量的に把握しつつ、必要最小限の
水素注入量で炉水溶存酸素濃度および腐食電位を所望の
値まで低減させること。 【構成】放射性窒素および放射性炭素の放射能濃度を測
定する放射線測定手段７と、炉内の一次冷却系に水素を
注入する水素注入手段９と、この水素注入手段９からの
水素の注入による炉水溶存酸素濃度および腐食電位を監
視する監視手段１１，１２と、放射線測定手段７の測定
結果および監視手段１１，１２の監視結果に基づいて水
素注入手段９の水素注入量を制御し、所望の水素注入量
を設定する制御手段１３とを備えたものである。
放射性炭素の濃度を定量的に把握しつつ、必要最小限の
水素注入量で炉水溶存酸素濃度および腐食電位を所望の
値まで低減させること。 【構成】放射性窒素および放射性炭素の放射能濃度を測
定する放射線測定手段７と、炉内の一次冷却系に水素を
注入する水素注入手段９と、この水素注入手段９からの
水素の注入による炉水溶存酸素濃度および腐食電位を監
視する監視手段１１，１２と、放射線測定手段７の測定
結果および監視手段１１，１２の監視結果に基づいて水
素注入手段９の水素注入量を制御し、所望の水素注入量
を設定する制御手段１３とを備えたものである。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は水素注入運転を行う沸騰
水型原子力プラントに係り、特に炉内への水素注入量を
制御することにより、タービン線量率を抑制可能な沸騰
水型原子力プラントに関する。
水型原子力プラントに係り、特に炉内への水素注入量を
制御することにより、タービン線量率を抑制可能な沸騰
水型原子力プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、炉心に
おいて冷却材である水分子中の酸素原子が中性子照射さ
れて放射性窒素（Ｎ−１３，Ｎ−１６）を生成し、この
内、揮発性の形態を備えたものがタービン系に移行す
る。
おいて冷却材である水分子中の酸素原子が中性子照射さ
れて放射性窒素（Ｎ−１３，Ｎ−１６）を生成し、この
内、揮発性の形態を備えたものがタービン系に移行す
る。
【０００３】特に、Ｏ−１６の（ｎ，ｐ）反応で生成す
る放射性窒素Ｎ−１６は、その崩壊時に放出するγ線の
エネルギーが６〜７ＭｅＶと高いため、タービン系線量
率を支配する放射性核種である。また、この他に炉内の
核反応で生成する放射性炭素Ｃ−１５もタービン系で高
エネルギーのγ線を放出するため、線量率を支配する放
射性核種である。
る放射性窒素Ｎ−１６は、その崩壊時に放出するγ線の
エネルギーが６〜７ＭｅＶと高いため、タービン系線量
率を支配する放射性核種である。また、この他に炉内の
核反応で生成する放射性炭素Ｃ−１５もタービン系で高
エネルギーのγ線を放出するため、線量率を支配する放
射性核種である。
【０００４】材料および応力面で鋭敏化ステンレス鋼の
応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策が施されていない沸騰水型
原子力プラントでは、水質による対策として原子炉水中
の溶存酸素濃度を低減させる水素注入技術が適用されつ
つある。この沸騰水型原子力プラントへの水素の注入は
給水系から行われ、過剰の水素が注入された場合には、
タービン系への放射性窒素Ｎ−１６の移行量が増加し、
タービン系の線量率も上昇する。
応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策が施されていない沸騰水型
原子力プラントでは、水質による対策として原子炉水中
の溶存酸素濃度を低減させる水素注入技術が適用されつ
つある。この沸騰水型原子力プラントへの水素の注入は
給水系から行われ、過剰の水素が注入された場合には、
タービン系への放射性窒素Ｎ−１６の移行量が増加し、
タービン系の線量率も上昇する。
【０００５】一方、放射性炭素Ｃ−１５は炭酸ガスの形
態でタービン系へ移行しているが、水素を注入して還元
雰囲気にすることにより、揮発性の低い化学形態に変化
する。このため、放射性炭素Ｃ−１５によるタービン系
線量率の上昇は、水素注入により抑制される。
態でタービン系へ移行しているが、水素を注入して還元
雰囲気にすることにより、揮発性の低い化学形態に変化
する。このため、放射性炭素Ｃ−１５によるタービン系
線量率の上昇は、水素注入により抑制される。
【０００６】従来の水素注入時のタービン系線量率抑制
対策としては、鉄板による遮蔽機能の増加の他、特開平
１−１２７９９９号公報、特開昭６３−１５１９００号
公報に開示された沸騰水型原子炉水素注入装置などが提
案されている。
対策としては、鉄板による遮蔽機能の増加の他、特開平
１−１２７９９９号公報、特開昭６３−１５１９００号
公報に開示された沸騰水型原子炉水素注入装置などが提
案されている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】上記のように、沸騰水
型原子力プラントへの水素注入は、配管および構成材の
応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策として実施されるものの、
対象部位により必要とする水素注入量が異なる。その指
標となるのがステンレス鋼の腐食電位であり、その電位
をしきい値である−２３０ｍＶ（ＳＨＥ）以下に低下さ
せることにより、ステンレス鋼のＳＣＣを防止すること
ができる。
型原子力プラントへの水素注入は、配管および構成材の
応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策として実施されるものの、
対象部位により必要とする水素注入量が異なる。その指
標となるのがステンレス鋼の腐食電位であり、その電位
をしきい値である−２３０ｍＶ（ＳＨＥ）以下に低下さ
せることにより、ステンレス鋼のＳＣＣを防止すること
ができる。
【０００８】例えば、原子炉再循環系（ＰＬＲ）配管を
対象とした水素注入の場合、その注入量は給水濃度に換
算して０．５ｐｐｍ程度で十分であるという結果が海外
のＢＷＲプラントの試験結果で得られている。これに対
して、炉内構造材のＳＣＣ防止を対象とした場合には、
給水濃度に換算して２ｐｐｍ以上の水素注入が必要とな
り、炉内は過度の還元性雰囲気となる。
対象とした水素注入の場合、その注入量は給水濃度に換
算して０．５ｐｐｍ程度で十分であるという結果が海外
のＢＷＲプラントの試験結果で得られている。これに対
して、炉内構造材のＳＣＣ防止を対象とした場合には、
給水濃度に換算して２ｐｐｍ以上の水素注入が必要とな
り、炉内は過度の還元性雰囲気となる。
【０００９】この過度の還元性雰囲気では、炉内の核反
応で生成した放射性窒素Ｎ−１６が揮発性の高いアンモ
ニア（ＮＨ3 ）の形態をとり、タービン系へ移行する一
方、タービン系の線量率を支配する放射性炭素Ｃ−１５
は、通常運転時に炭酸ガスとしてタービン系へ移行して
いると考えられるが、水素注入時には放射性窒素Ｎ−１
６と同様に化学形態が変化するため、タービン系への移
行量も変化すると考えられる。
応で生成した放射性窒素Ｎ−１６が揮発性の高いアンモ
ニア（ＮＨ3 ）の形態をとり、タービン系へ移行する一
方、タービン系の線量率を支配する放射性炭素Ｃ−１５
は、通常運転時に炭酸ガスとしてタービン系へ移行して
いると考えられるが、水素注入時には放射性窒素Ｎ−１
６と同様に化学形態が変化するため、タービン系への移
行量も変化すると考えられる。
【００１０】したがって、水素注入量を制御するに当た
り、その効果である腐食電位および炉水溶存酸素濃度の
低減を定量的に把握することで、線量率を抑制しつつ、
腐食環境を把握することが可能となる。
り、その効果である腐食電位および炉水溶存酸素濃度の
低減を定量的に把握することで、線量率を抑制しつつ、
腐食環境を把握することが可能となる。
【００１１】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、タービン系線量率を支配する放射性窒素および
放射性炭素の濃度を定量的に把握しつつ、必要最小限の
水素注入量で炉水溶存酸素濃度および腐食電位を所望の
値まで低減させることのできる沸騰水型原子力プラント
を提供することを目的とする。
もので、タービン系線量率を支配する放射性窒素および
放射性炭素の濃度を定量的に把握しつつ、必要最小限の
水素注入量で炉水溶存酸素濃度および腐食電位を所望の
値まで低減させることのできる沸騰水型原子力プラント
を提供することを目的とする。
【００１２】
【課題を解決するための手段】本発明に係る沸騰水型原
子力プラントは、上述した課題を解決するために、放射
性窒素および放射性炭素の放射能濃度を測定する放射線
測定手段と、炉内の一次冷却系に水素を注入する水素注
入手段と、この水素注入手段からの水素の注入による炉
水溶存酸素濃度および腐食電位を監視する監視手段と、
上記放射線測定手段の測定結果および上記監視手段の監
視結果に基づいて上記水素注入手段の水素注入量を制御
し、所望の水素注入量を設定する制御手段とを備えたも
のである。
子力プラントは、上述した課題を解決するために、放射
性窒素および放射性炭素の放射能濃度を測定する放射線
測定手段と、炉内の一次冷却系に水素を注入する水素注
入手段と、この水素注入手段からの水素の注入による炉
水溶存酸素濃度および腐食電位を監視する監視手段と、
上記放射線測定手段の測定結果および上記監視手段の監
視結果に基づいて上記水素注入手段の水素注入量を制御
し、所望の水素注入量を設定する制御手段とを備えたも
のである。
【００１３】
【作用】上記の構成を有する本発明においては、炉内の
各部位の腐食環境を溶存酸素濃度および腐食電位を監視
しながら水素注入を行う。これと同時に、一次冷却系の
放射性窒素および放射性炭素の放射能濃度を測定するこ
とにより、タービン系での線量率の減衰も考慮して抑制
した水素注入運転に必要なデータを取得する。これら監
視結果および測定結果に基づいて水素注入量を制御する
ことで、タービン系線量率を低減させ、腐食環境も必要
な部位について緩和することができる。
各部位の腐食環境を溶存酸素濃度および腐食電位を監視
しながら水素注入を行う。これと同時に、一次冷却系の
放射性窒素および放射性炭素の放射能濃度を測定するこ
とにより、タービン系での線量率の減衰も考慮して抑制
した水素注入運転に必要なデータを取得する。これら監
視結果および測定結果に基づいて水素注入量を制御する
ことで、タービン系線量率を低減させ、腐食環境も必要
な部位について緩和することができる。
【００１４】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。
する。
【００１５】図１は本発明に係る沸騰水型原子力プラン
トの一実施例を示す。図１に示すように、沸騰水型原子
炉内に配置された炉心１にて生成した放射性窒素Ｎ−１
３，Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１５は、揮発性成分
として主蒸気配管２を通ってタービン系へと移行する
か、再循環系３において減衰するか、あるいは原子炉水
浄化系４において除去されることにより、マスバランス
を維持している。
トの一実施例を示す。図１に示すように、沸騰水型原子
炉内に配置された炉心１にて生成した放射性窒素Ｎ−１
３，Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１５は、揮発性成分
として主蒸気配管２を通ってタービン系へと移行する
か、再循環系３において減衰するか、あるいは原子炉水
浄化系４において除去されることにより、マスバランス
を維持している。
【００１６】タービン系線量率を支配している放射性窒
素Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１５は、その半減期が
それぞれ７．１秒、２．４秒と短いため、ホットウェル
５内で十分に減衰し、復水浄化系６で除去される。その
ため、給・復水系でこれらの核種が問題になることがな
い。
素Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１５は、その半減期が
それぞれ７．１秒、２．４秒と短いため、ホットウェル
５内で十分に減衰し、復水浄化系６で除去される。その
ため、給・復水系でこれらの核種が問題になることがな
い。
【００１７】しかし、主蒸気配管２内では放射性窒素Ｎ
−１６および放射性炭素Ｃ−１５の双方が減衰するもの
の、線源としての強度が十分にあるため、水素注入時も
含めて線量率を測定する必要がある。その際、本実施例
では主蒸気配管２中の減衰を考慮して主蒸気配管２の軸
方向に対して所定間隔をおいて放射線測定器７を複数配
設し、その強度の変化を測定し、放射性窒素Ｎ−１６お
よび放射性炭素Ｃ−１５の主蒸気中濃度をＮ−１６／Ｃ
−１５濃度換算器８により評価する。
−１６および放射性炭素Ｃ−１５の双方が減衰するもの
の、線源としての強度が十分にあるため、水素注入時も
含めて線量率を測定する必要がある。その際、本実施例
では主蒸気配管２中の減衰を考慮して主蒸気配管２の軸
方向に対して所定間隔をおいて放射線測定器７を複数配
設し、その強度の変化を測定し、放射性窒素Ｎ−１６お
よび放射性炭素Ｃ−１５の主蒸気中濃度をＮ−１６／Ｃ
−１５濃度換算器８により評価する。
【００１８】水素注入装置９により給水系から水素を注
入した場合には、体積比で１／２の酸素を酸素注入装置
１０から注入する必要がある。これらの注入の制御は制
御手段としての水素注入制御盤１３により行われ、この
水素注入制御盤１３は実際に必要な水素注入量を最適化
し、決定する機能をも兼ね備えている。
入した場合には、体積比で１／２の酸素を酸素注入装置
１０から注入する必要がある。これらの注入の制御は制
御手段としての水素注入制御盤１３により行われ、この
水素注入制御盤１３は実際に必要な水素注入量を最適化
し、決定する機能をも兼ね備えている。
【００１９】この決定に際しては、水素注入制御盤１３
にＮ−１６／Ｃ−１５濃度換算器８に示される各水素注
入量での主蒸気中のＮ−１６／Ｃ−１５濃度、水素注入
の効果である腐食環境の緩和効果を示す監視手段として
の炉心腐食環境測定装置１１の測定結果、および監視手
段としての再循環系腐食環境測定装置１２の測定結果を
入力データとして入力させる。
にＮ−１６／Ｃ−１５濃度換算器８に示される各水素注
入量での主蒸気中のＮ−１６／Ｃ−１５濃度、水素注入
の効果である腐食環境の緩和効果を示す監視手段として
の炉心腐食環境測定装置１１の測定結果、および監視手
段としての再循環系腐食環境測定装置１２の測定結果を
入力データとして入力させる。
【００２０】次に、本実施例の作用について説明する。
【００２１】放射線測定器７は主蒸気中の全放射能濃度
を測定する機能を有するとともに、エネルギースペクト
ルを測定する機能を有する。放射性窒素Ｎ−１６および
放射性炭素Ｃ−１５は高エネルギーの固有のγ線を放出
するため、スペクトルの測定と線量率データをＮ−１６
／Ｃ−１５濃度換算器８に出力することにより、主蒸気
中のＮ−１６／Ｃ−１５濃度を評価することができる。
を測定する機能を有するとともに、エネルギースペクト
ルを測定する機能を有する。放射性窒素Ｎ−１６および
放射性炭素Ｃ−１５は高エネルギーの固有のγ線を放出
するため、スペクトルの測定と線量率データをＮ−１６
／Ｃ−１５濃度換算器８に出力することにより、主蒸気
中のＮ−１６／Ｃ−１５濃度を評価することができる。
【００２２】また、測定系である放射線測定器７を所定
間隔をおいて直列に配置することにより、主蒸気配管２
中の減衰を評価でき、タービン系としての線量率および
その組成を定量的に評価できる。さらに、水素注入を行
った場合、放射性窒素Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１
５はその化学形態が変化する。
間隔をおいて直列に配置することにより、主蒸気配管２
中の減衰を評価でき、タービン系としての線量率および
その組成を定量的に評価できる。さらに、水素注入を行
った場合、放射性窒素Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１
５はその化学形態が変化する。
【００２３】すなわち、非注入時の窒素ＮはＮＯ，ＮＯ
2 ，ＮＯ2 - ，ＮＯ3 - に、炭素ＣはＣＯ，ＣＯ2 ，Ｈ
ＣＯＯＨ，ＨＣＯＨにそれぞれ変化する。また、注入時
の窒素ＮはＮＨ3 ，ＮＯに、炭素ＣはＣＨ4 ，ＣＨ3 Ｏ
Ｈ，ＨＣＯＨにそれぞれ変化する。
2 ，ＮＯ2 - ，ＮＯ3 - に、炭素ＣはＣＯ，ＣＯ2 ，Ｈ
ＣＯＯＨ，ＨＣＯＨにそれぞれ変化する。また、注入時
の窒素ＮはＮＨ3 ，ＮＯに、炭素ＣはＣＨ4 ，ＣＨ3 Ｏ
Ｈ，ＨＣＯＨにそれぞれ変化する。
【００２４】放射性窒素Ｎ−１６は注入時に揮発性の大
きな化学形態をとるため、タービン系への移行量が増加
する一方、放射性炭素Ｃ−１５は微小注入する場合、蟻
酸、メタノールのような揮発性の低い化学形態をとり得
るため、タービン系への移行量が減少する。但し、注入
量が増加した場合には、揮発性の高いメタンまで形態が
変化することが考えられるため、放射性炭素Ｃ−１５の
タービン系への移行量を低減させ、且つ水素注入による
腐食環境を緩和するためには、最適水素注入量を決定
し、制御することが必要である。
きな化学形態をとるため、タービン系への移行量が増加
する一方、放射性炭素Ｃ−１５は微小注入する場合、蟻
酸、メタノールのような揮発性の低い化学形態をとり得
るため、タービン系への移行量が減少する。但し、注入
量が増加した場合には、揮発性の高いメタンまで形態が
変化することが考えられるため、放射性炭素Ｃ−１５の
タービン系への移行量を低減させ、且つ水素注入による
腐食環境を緩和するためには、最適水素注入量を決定
し、制御することが必要である。
【００２５】腐食環境緩和効果の指標である炉水溶存酸
素濃度およびステンレス鋼腐食電位については、原子炉
の各部位でその値が異なるため、代表的且つ測定可能な
部位として炉心および再循環系において、それぞれ炉心
腐食環境測定装置１１および再循環系腐食環境測定装置
１２を用いて測定する。
素濃度およびステンレス鋼腐食電位については、原子炉
の各部位でその値が異なるため、代表的且つ測定可能な
部位として炉心および再循環系において、それぞれ炉心
腐食環境測定装置１１および再循環系腐食環境測定装置
１２を用いて測定する。
【００２６】図２はタービン系線量率測定結果および腐
食環境測定結果から最適水素注入量を決定するフローチ
ャートを示す。なお、図２において、Ｓ１からＳ８はフ
ローチャートの各ステップを示している。
食環境測定結果から最適水素注入量を決定するフローチ
ャートを示す。なお、図２において、Ｓ１からＳ８はフ
ローチャートの各ステップを示している。
【００２７】まず、ステップＳ１で水素注入装置９から
給水系を通して水素の注入を開始する。次に、ステップ
Ｓ２で炉心腐食環境測定装置１１および再循環系腐食環
境測定装置１２を用いて腐食環境の定量評価を行い、ス
テップＳ３で腐食環境の緩和が達成されたか否かを判断
し、達成されないと判断された場合には、ステップＳ４
で水素注入装置９からの水素注入量を増加させてステッ
プＳ２に戻る。
給水系を通して水素の注入を開始する。次に、ステップ
Ｓ２で炉心腐食環境測定装置１１および再循環系腐食環
境測定装置１２を用いて腐食環境の定量評価を行い、ス
テップＳ３で腐食環境の緩和が達成されたか否かを判断
し、達成されないと判断された場合には、ステップＳ４
で水素注入装置９からの水素注入量を増加させてステッ
プＳ２に戻る。
【００２８】そして、ステップＳ３で腐食環環境の緩和
が達成された場合には、ステップＳ５でＮ−１６／Ｃ−
１５の濃度をＮ−１６／Ｃ−１５濃度換算器８で評価
し、ステップＳ６で放射性炭素Ｃ−１５は抑制できてい
るかを判断し、抑制できていない場合にはステップＳ７
で水素注入量を減少させてステップＳ２に戻る。一方、
ステップＳ６で放射性炭素Ｃ−１５が抑制できたと判断
された場合には、ステップＳ８に移り、水素注入量を決
定する。
が達成された場合には、ステップＳ５でＮ−１６／Ｃ−
１５の濃度をＮ−１６／Ｃ−１５濃度換算器８で評価
し、ステップＳ６で放射性炭素Ｃ−１５は抑制できてい
るかを判断し、抑制できていない場合にはステップＳ７
で水素注入量を減少させてステップＳ２に戻る。一方、
ステップＳ６で放射性炭素Ｃ−１５が抑制できたと判断
された場合には、ステップＳ８に移り、水素注入量を決
定する。
【００２９】なお、このフローチャートでは放射性炭素
Ｃ−１５の移行量を抑制し、且つ腐食環境を緩和する水
素注入量を決定したが、炉心全体の緩和を対象とした場
合には腐食環境の緩和達成が判断できない場合もある。
Ｃ−１５の移行量を抑制し、且つ腐食環境を緩和する水
素注入量を決定したが、炉心全体の緩和を対象とした場
合には腐食環境の緩和達成が判断できない場合もある。
【００３０】しかし、例えば再循環系を対象とした場
合、図３に示すように、０．５ｐｐｍ程度の給水水素濃
度で腐食環境緩和が達成され、図２に示すフローチャー
トにより最適水素注入量が決定される。
合、図３に示すように、０．５ｐｐｍ程度の給水水素濃
度で腐食環境緩和が達成され、図２に示すフローチャー
トにより最適水素注入量が決定される。
【００３１】また、放射性窒素Ｎ−１６も放射性炭素Ｃ
−１５と同様に本制御系を付加することにより、タービ
ン系の線量率を低減した上で、最適な水素注入量で腐食
環境の緩和が達成される。
−１５と同様に本制御系を付加することにより、タービ
ン系の線量率を低減した上で、最適な水素注入量で腐食
環境の緩和が達成される。
【００３２】このように本実施例では、再循環系および
炉内の各部位の腐食環境を溶存酸素濃度および腐食電位
を監視しながら水素注入を行う。これと同時に、主蒸気
中のの放射性窒素Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１５の
放射能濃度を測定することにより、タービン系での線量
率の減衰も考慮して抑制した水素注入運転に必要なデー
タを取得する。これら監視結果および測定結果に基づい
て水素注入制御盤１３は水素注入装置９から水素注入量
を制御することにより、タービン系線量率を低減させ、
腐食環境も必要な部位について緩和することができる。
炉内の各部位の腐食環境を溶存酸素濃度および腐食電位
を監視しながら水素注入を行う。これと同時に、主蒸気
中のの放射性窒素Ｎ−１６および放射性炭素Ｃ−１５の
放射能濃度を測定することにより、タービン系での線量
率の減衰も考慮して抑制した水素注入運転に必要なデー
タを取得する。これら監視結果および測定結果に基づい
て水素注入制御盤１３は水素注入装置９から水素注入量
を制御することにより、タービン系線量率を低減させ、
腐食環境も必要な部位について緩和することができる。
【００３３】なお、本発明は上記実施例に限らず種々の
変更が可能である。例えば、水素は上記実施例のように
給水系から注入するのではなく、より炉心に近い再循環
系から注入した場合でも同一の制御系を使用することに
より、一段と少ない最適水素注入量を決定することがで
きる。要するに、水素は一次冷却系から注入すればよ
い。
変更が可能である。例えば、水素は上記実施例のように
給水系から注入するのではなく、より炉心に近い再循環
系から注入した場合でも同一の制御系を使用することに
より、一段と少ない最適水素注入量を決定することがで
きる。要するに、水素は一次冷却系から注入すればよ
い。
【００３４】
【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る沸騰
水型原子力プラントによれば、放射性窒素および放射性
炭素の放射能濃度を測定する放射線測定手段と、炉内の
一次冷却系に水素を注入する水素注入手段と、この水素
注入手段からの水素の注入による炉水溶存酸素濃度およ
び腐食電位を監視する監視手段と、上記放射線測定手段
の測定結果および上記監視手段の監視結果に基づいて上
記水素注入手段の水素注入量を制御し、所望の水素注入
量を設定する制御手段とを備えたことにより、タービン
系の運転中線量率を支配している放射性窒素および放射
性炭素の移行量を抑制し、且つ腐食環境を緩和した水素
注入運転が可能となる。その結果、構造材の応力腐食割
れ対策としての水素注入の運用性が向上する。
水型原子力プラントによれば、放射性窒素および放射性
炭素の放射能濃度を測定する放射線測定手段と、炉内の
一次冷却系に水素を注入する水素注入手段と、この水素
注入手段からの水素の注入による炉水溶存酸素濃度およ
び腐食電位を監視する監視手段と、上記放射線測定手段
の測定結果および上記監視手段の監視結果に基づいて上
記水素注入手段の水素注入量を制御し、所望の水素注入
量を設定する制御手段とを備えたことにより、タービン
系の運転中線量率を支配している放射性窒素および放射
性炭素の移行量を抑制し、且つ腐食環境を緩和した水素
注入運転が可能となる。その結果、構造材の応力腐食割
れ対策としての水素注入の運用性が向上する。
【００３５】したがって、原子炉材料の健全性および信
頼性を向上させるとともに、プラント稼働時点検の際の
被曝線量を低減させることができる。
頼性を向上させるとともに、プラント稼働時点検の際の
被曝線量を低減させることができる。
【図１】本発明に係る沸騰水型原子力プラントの一実施
例を示す概略構成図。
例を示す概略構成図。
【図２】図１に示す制御系の動作を示すフローチャート
図。
図。
【図３】再循環系の腐食環境緩和に関するインプラント
試験結果を示すグラフ図。
試験結果を示すグラフ図。
１ 炉心 ２ 主蒸気配管 ３ 再循環系 ４ 原子炉水浄化系 ５ ホットウェル ６ 復水浄化系 ７ 放射線測定器（放射線測定手段） ８ Ｎ−１６／Ｃ−１５濃度換算器 ９ 水素注入装置（水素注入手段） １０ 酸素注入装置 １１ 炉心腐食環境測定装置（監視手段） １２ 再循環系腐食環境測定装置（監視手段） １３ 水素注入制御盤（制御手段）
Claims (1)
- 【請求項１】 放射性窒素および放射性炭素の放射能濃
度を測定する放射線測定手段と、炉内の一次冷却系に水
素を注入する水素注入手段と、この水素注入手段からの
水素の注入による炉水溶存酸素濃度および腐食電位を監
視する監視手段と、上記放射線測定手段の測定結果およ
び上記監視手段の監視結果に基づいて上記水素注入手段
の水素注入量を制御し、所望の水素注入量を設定する制
御手段とを備えたことを特徴とする沸騰水型原子力プラ
ント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP43A JPH06174891A (ja) | 1992-12-09 | 1992-12-09 | 沸騰水型原子力プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP43A JPH06174891A (ja) | 1992-12-09 | 1992-12-09 | 沸騰水型原子力プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06174891A true JPH06174891A (ja) | 1994-06-24 |
Family
ID=18223032
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP43A Pending JPH06174891A (ja) | 1992-12-09 | 1992-12-09 | 沸騰水型原子力プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06174891A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006250828A (ja) * | 2005-03-11 | 2006-09-21 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 原子力発電プラントの実効水素の注入方法 |
| KR101034298B1 (ko) * | 2009-09-16 | 2011-05-16 | 한국수력원자력 주식회사 | 터빈에 의해 작동되는 수소 제어 장치 |
| JP2015175609A (ja) * | 2014-03-13 | 2015-10-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラントおよび原子力発電プラントの防食方法 |
-
1992
- 1992-12-09 JP JP43A patent/JPH06174891A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006250828A (ja) * | 2005-03-11 | 2006-09-21 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 原子力発電プラントの実効水素の注入方法 |
| JP4518984B2 (ja) * | 2005-03-11 | 2010-08-04 | 中国電力株式会社 | 原子力発電プラントの水素の注入方法 |
| KR101034298B1 (ko) * | 2009-09-16 | 2011-05-16 | 한국수력원자력 주식회사 | 터빈에 의해 작동되는 수소 제어 장치 |
| JP2015175609A (ja) * | 2014-03-13 | 2015-10-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力発電プラントおよび原子力発電プラントの防食方法 |
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