JPH0721554B2 - 原子炉への水素注入量制御装置 - Google Patents
原子炉への水素注入量制御装置Info
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- JPH0721554B2 JPH0721554B2 JP61097437A JP9743786A JPH0721554B2 JP H0721554 B2 JPH0721554 B2 JP H0721554B2 JP 61097437 A JP61097437 A JP 61097437A JP 9743786 A JP9743786 A JP 9743786A JP H0721554 B2 JPH0721554 B2 JP H0721554B2
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- hydrogen
- water
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- hydrogen injection
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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
- Control Of Non-Electrical Variables (AREA)
- Flow Control (AREA)
- 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と略す）における原
子炉一次系への水素注入量制御装置に関する。
子炉一次系への水素注入量制御装置に関する。
（従来の技術） 従来のBWR一次系への水素注入量制御装置の系統概要お
よび原子炉水試料採取方法を第２図により説明する。BW
R一次系においては、高純度水が冷却材として用いられ
ている。原子炉炉心１において発生する熱により蒸気が
発生し、この蒸気は主蒸気管２を経て高圧タービン３、
低圧タービン４に導かれ、これらのタービン３、４を駆
動する。タービン３、４で仕事をした蒸気は復水器５に
よって冷却され、凝縮して水に戻る。この水は復水ポン
プ６、復水浄化系７を経て原子炉給水系に送り込まれ、
さらに給水ポンプ８によって昇圧され、原子炉圧力容器
９に注入される。
よび原子炉水試料採取方法を第２図により説明する。BW
R一次系においては、高純度水が冷却材として用いられ
ている。原子炉炉心１において発生する熱により蒸気が
発生し、この蒸気は主蒸気管２を経て高圧タービン３、
低圧タービン４に導かれ、これらのタービン３、４を駆
動する。タービン３、４で仕事をした蒸気は復水器５に
よって冷却され、凝縮して水に戻る。この水は復水ポン
プ６、復水浄化系７を経て原子炉給水系に送り込まれ、
さらに給水ポンプ８によって昇圧され、原子炉圧力容器
９に注入される。
一方、原子炉水は原子炉再循環ポンプ10によってその一
部または全部が炉外を再循環している。これは強制的に
炉心流量を大きくし、より多くの熱を炉心１から除去す
るためである。
部または全部が炉外を再循環している。これは強制的に
炉心流量を大きくし、より多くの熱を炉心１から除去す
るためである。
さらに、この再循環水の一部は原子炉冷却材浄化系12に
導かれ、原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ11、原子炉冷
却材浄化系12を介して浄化された後、原子炉給水に送り
込まれる。
導かれ、原子炉冷却材浄化系再循環ポンプ11、原子炉冷
却材浄化系12を介して浄化された後、原子炉給水に送り
込まれる。
従来のBWRプラントにおいては、通常、原子炉水の試料
採取を以下のように行っている。すなわち、原子炉冷却
材浄化系12の入口に設けられた試料採取点によりサンプ
リングライン13によって原子炉水は試料分析ラック14に
導かれる。この場合、原子炉水は原子炉冷却材浄化系熱
交換器15によって熱交換されているので、試料採取後に
減温、減圧する必要はない。ただし、原子炉冷却材浄化
系の系統流量は少なく、流速も遅いため、原子炉水が原
子炉圧力容器９を出てから試料採取点に到達するまでに
はかなりの時間を要する。また、原子炉冷却材浄化系隔
離時には、原子炉再循環系ポンプ10の出口に設けられた
試料採取点より原子炉水を採取し、分析ラック14に導
く。この場合、原子炉水は高温、高圧なので、試料は分
析ラック直前で冷却器16、減圧機構17により、減温、減
圧される。試料分析ラック14においては、溶存酸素濃
度、導電率、腐食生成物濃度、シリカ濃度等の測定が行
われる。
採取を以下のように行っている。すなわち、原子炉冷却
材浄化系12の入口に設けられた試料採取点によりサンプ
リングライン13によって原子炉水は試料分析ラック14に
導かれる。この場合、原子炉水は原子炉冷却材浄化系熱
交換器15によって熱交換されているので、試料採取後に
減温、減圧する必要はない。ただし、原子炉冷却材浄化
系の系統流量は少なく、流速も遅いため、原子炉水が原
子炉圧力容器９を出てから試料採取点に到達するまでに
はかなりの時間を要する。また、原子炉冷却材浄化系隔
離時には、原子炉再循環系ポンプ10の出口に設けられた
試料採取点より原子炉水を採取し、分析ラック14に導
く。この場合、原子炉水は高温、高圧なので、試料は分
析ラック直前で冷却器16、減圧機構17により、減温、減
圧される。試料分析ラック14においては、溶存酸素濃
度、導電率、腐食生成物濃度、シリカ濃度等の測定が行
われる。
なお、図中符号21は原子炉格納容器を示す。
このように、通常のBWRにおいては原子炉水の水質を原
子炉冷却材浄化系入口、あるいは原子炉再循環系ポンプ
出口における水質で代表させている。
子炉冷却材浄化系入口、あるいは原子炉再循環系ポンプ
出口における水質で代表させている。
さて、原子炉を構成している金属材料の腐食という観点
からは、炉水溶存酸素濃度が最も重要な因子の一つであ
る。BWRの運転においてはこの溶存酸素濃度が給水系に
おいて厳しくコントロールされており、原子炉給水で30
ppb前後となっている。しかしながら、炉心１において
は、中性子およびガンマ線による放射線量率が非常に高
いため、水の放射線分解が生じる。
からは、炉水溶存酸素濃度が最も重要な因子の一つであ
る。BWRの運転においてはこの溶存酸素濃度が給水系に
おいて厳しくコントロールされており、原子炉給水で30
ppb前後となっている。しかしながら、炉心１において
は、中性子およびガンマ線による放射線量率が非常に高
いため、水の放射線分解が生じる。
すなわち、 のような反応が起こり、最終的にはH2、O2、H2O2のよう
な化学的に安定な化学種が生成する。このため、原子炉
水の溶存酸素濃度は200ppb前後となっており、給水濃度
より高い。
な化学的に安定な化学種が生成する。このため、原子炉
水の溶存酸素濃度は200ppb前後となっており、給水濃度
より高い。
海外のBWRプラントにおいては、この溶存酸素濃度をさ
らに低くして材料の健全性をより確実にするために、近
年、プラントへの水素注入技術が開発され、実施されて
いる。これは、給水系から水素を注入して炉内の状態を
還元性の雰囲気に保ち、炉心部における酸素の発生を抑
制しようという方法である。ちなみに、米国プラントに
おける溶存酸素低減の一例を第３図に示す。
らに低くして材料の健全性をより確実にするために、近
年、プラントへの水素注入技術が開発され、実施されて
いる。これは、給水系から水素を注入して炉内の状態を
還元性の雰囲気に保ち、炉心部における酸素の発生を抑
制しようという方法である。ちなみに、米国プラントに
おける溶存酸素低減の一例を第３図に示す。
図において縦軸は炉水溶存酸素濃度（ppb）、横軸は京
水溶存水素濃度（ppm）であり、◇印は原子炉出力が81
％、◆印は95％の場合である。これから分るように給水
中の水素濃度を高くしていくと、炉内の溶存酸素が低減
される。
水溶存水素濃度（ppm）であり、◇印は原子炉出力が81
％、◆印は95％の場合である。これから分るように給水
中の水素濃度を高くしていくと、炉内の溶存酸素が低減
される。
これらの先行プラントにおける水素注入試験において
は、水素注入による溶存酸素低減効果の指標を、原子炉
水溶存酸素濃度、主蒸気中酸素濃度としている。特に前
者は炉心における水質状態を直接的に示唆するものとし
て重要視されており、水素注入量を制御する上で重要な
パラメータとなっている。すなわち、材料の健全性を高
温水中で維持するために、その値を20ppb以下に制御す
る必要があるとされている。
は、水素注入による溶存酸素低減効果の指標を、原子炉
水溶存酸素濃度、主蒸気中酸素濃度としている。特に前
者は炉心における水質状態を直接的に示唆するものとし
て重要視されており、水素注入量を制御する上で重要な
パラメータとなっている。すなわち、材料の健全性を高
温水中で維持するために、その値を20ppb以下に制御す
る必要があるとされている。
（発明が解決しようとする問題点） 従来の原子炉水試料採取方法は前述の通りであるが、こ
れによると、原子炉水は高放射線場である原子炉圧力容
器９を流出したのち、原子炉冷却材浄化系熱交換器15、
あるいは原子炉再循環系サンプリングライン冷却器16に
到達するまでに、かなりの時間（数分間）を要する。そ
して、この間は高温状態が維持されている。
れによると、原子炉水は高放射線場である原子炉圧力容
器９を流出したのち、原子炉冷却材浄化系熱交換器15、
あるいは原子炉再循環系サンプリングライン冷却器16に
到達するまでに、かなりの時間（数分間）を要する。そ
して、この間は高温状態が維持されている。
一方、炉心部の高放射線場において放射線分解を起こし
た原子炉水には酸素、水素および過酸化水素が含まれて
いると考えられる。このうち、酸素および水素は原子炉
温度（約280℃）程度では安定であるが、過酸化水素は
速やかに熱分解することが知られている。そして、炉水
中に水素が存在しない場合は単純に水と酸素に分解する
が、系に酸素と水素とが共存する場合は反応が複雑にな
り、過酸化水素と水素との再結合反応、過酸化水素が触
媒的に作用する酸素と水素との再結合反応が並行して進
行する。すなわち、次の３つの反応によって、原子炉水
中の酸素、水素、過酸化水素の組成比が大きく変化する
ことになる。
た原子炉水には酸素、水素および過酸化水素が含まれて
いると考えられる。このうち、酸素および水素は原子炉
温度（約280℃）程度では安定であるが、過酸化水素は
速やかに熱分解することが知られている。そして、炉水
中に水素が存在しない場合は単純に水と酸素に分解する
が、系に酸素と水素とが共存する場合は反応が複雑にな
り、過酸化水素と水素との再結合反応、過酸化水素が触
媒的に作用する酸素と水素との再結合反応が並行して進
行する。すなわち、次の３つの反応によって、原子炉水
中の酸素、水素、過酸化水素の組成比が大きく変化する
ことになる。
2H2O2→2H2O＋O2 …………（２） H2O2＋H2→2H2O ……………（３） 2H2＋O2→2H2O ………………（４） この様子を定性的に示すと第４図のようになる。
同図は活性種を含む10種類以上の化学種に対して、40個
以上の相互の化学反応を仮定して、実際の化学変化を模
擬した計算による評価であるが、縦軸はO2、H2、H2O2の
重量濃度（任意単位）、横軸は高温状態（280℃）での
保持時間である。これより分るように、原子炉圧力容器
９を出た原子炉水は最初、過酸化水素を含んでいるもの
の、この過酸化水素は熱分解により速やかに消失し、か
つ酸素、水素の組成も変化している。そして、過酸化水
素は分解によって単に酸素に変換されるのではなく、酸
素と水素の水への再結合反応を促進する効果を持つこと
に注意すべきである。従って、現状のサンプリング方法
では炉心における原子炉水の水質を必ずしも代表してい
ないと考えられる。ここに、従来技術の問題点が存在す
る。しかしながら現状では、サンプリングによって得ら
れたデータから炉内の状態を精度良く評価する手法は確
立されておらず、第４図のように計算で予測するといっ
た間接的な手法があるにすぎない。
以上の相互の化学反応を仮定して、実際の化学変化を模
擬した計算による評価であるが、縦軸はO2、H2、H2O2の
重量濃度（任意単位）、横軸は高温状態（280℃）での
保持時間である。これより分るように、原子炉圧力容器
９を出た原子炉水は最初、過酸化水素を含んでいるもの
の、この過酸化水素は熱分解により速やかに消失し、か
つ酸素、水素の組成も変化している。そして、過酸化水
素は分解によって単に酸素に変換されるのではなく、酸
素と水素の水への再結合反応を促進する効果を持つこと
に注意すべきである。従って、現状のサンプリング方法
では炉心における原子炉水の水質を必ずしも代表してい
ないと考えられる。ここに、従来技術の問題点が存在す
る。しかしながら現状では、サンプリングによって得ら
れたデータから炉内の状態を精度良く評価する手法は確
立されておらず、第４図のように計算で予測するといっ
た間接的な手法があるにすぎない。
一方、水素注入技術においては、水素注入による炉内溶
存酸素低減効果を正確に把握する必要があり、具体的に
は正確な炉内溶存酸素濃度によって、水素注入量を制御
する必要が生じる。また、酸素のみならず、過酸化水素
の存在の把握も材料健全性評価の上から重要である。
存酸素低減効果を正確に把握する必要があり、具体的に
は正確な炉内溶存酸素濃度によって、水素注入量を制御
する必要が生じる。また、酸素のみならず、過酸化水素
の存在の把握も材料健全性評価の上から重要である。
以上により、本発明においては、原子炉水をより原子炉
圧力容器内の条件に近い状態で採取、分析し、かつその
結果により水素注入運転下での水素注入量制御を行うた
めの装置を提供することを目的とする。
圧力容器内の条件に近い状態で採取、分析し、かつその
結果により水素注入運転下での水素注入量制御を行うた
めの装置を提供することを目的とする。
［発明の構成］ （問題点を解決するための手段） 本発明では前述した問題点を解決するため、次の構成要
素から成り立っている。すなわち、本発明は、原子炉圧
力容器内の水炉をサンプリングして冷却し原子炉格納容
器内に設けられた冷却器および減圧機構と、この減圧機
構の下流側に設置され前記原子炉格納容器外に設けられ
た試料分析ラックと、この試料分析ラックからの溶存酸
素を入力信号とし適量な水素注入量を出力信号とする水
素注入量調節装置と、この水素注入量調節装置の出力信
号を入力しかつ給水系配管に水素を注入する水素ガス注
入量調節ラックとを具備したことを特徴とする原子炉へ
の水素注入量制御装置である。
素から成り立っている。すなわち、本発明は、原子炉圧
力容器内の水炉をサンプリングして冷却し原子炉格納容
器内に設けられた冷却器および減圧機構と、この減圧機
構の下流側に設置され前記原子炉格納容器外に設けられ
た試料分析ラックと、この試料分析ラックからの溶存酸
素を入力信号とし適量な水素注入量を出力信号とする水
素注入量調節装置と、この水素注入量調節装置の出力信
号を入力しかつ給水系配管に水素を注入する水素ガス注
入量調節ラックとを具備したことを特徴とする原子炉へ
の水素注入量制御装置である。
（作用） 原子炉水が原子炉圧力容器内の高放射線場を流出した
後、10秒間を経過しない時点で試料が冷却される位置に
冷却器を設置する。この10秒間という時間は、第４図の
計算評価において酸素および水素濃度の変化が10％以内
となる時間として決定している。試料は40℃以下に冷却
されるものとする。
後、10秒間を経過しない時点で試料が冷却される位置に
冷却器を設置する。この10秒間という時間は、第４図の
計算評価において酸素および水素濃度の変化が10％以内
となる時間として決定している。試料は40℃以下に冷却
されるものとする。
冷却された試料は試料採取用配管により分析ラックに導
かれ、水質の測定が行われる。
かれ、水質の測定が行われる。
さらに、このようにして求められた水質データのうち、
溶存酸素濃度に着目し、その値が目標値を下回るように
制御して給水系に水素を注入する装置を設置する。
溶存酸素濃度に着目し、その値が目標値を下回るように
制御して給水系に水素を注入する装置を設置する。
このように構成された装置においては、原子炉水はその
化学成分の組成が変化しないうちに冷却、固定され、原
子炉圧力容器内の水質を正確に把握できる。その結果、
水素注入運転において適正な水素注入量を制御すること
が可能となる。
化学成分の組成が変化しないうちに冷却、固定され、原
子炉圧力容器内の水質を正確に把握できる。その結果、
水素注入運転において適正な水素注入量を制御すること
が可能となる。
（実施例） 以下、第１図を参照しながら本発明に係る原子炉への水
素注入量制御装置の一実施例を説明する。
素注入量制御装置の一実施例を説明する。
第１図において、炉心１を内蔵した原子炉圧力容器９の
上部側面には主蒸気管２が接続され、主蒸気管２の下流
側には高圧タービン３および低圧タービン４が接続され
ている。低圧タービン４の下流側には復水器５が接続さ
れており、復水器５は復水ポンプ６を介して復水浄化系
７に接続されている。復水浄化系７は給水系配管８によ
って復水ポンプ8aを介して原子炉圧力容器９の側面に接
続されている。
上部側面には主蒸気管２が接続され、主蒸気管２の下流
側には高圧タービン３および低圧タービン４が接続され
ている。低圧タービン４の下流側には復水器５が接続さ
れており、復水器５は復水ポンプ６を介して復水浄化系
７に接続されている。復水浄化系７は給水系配管８によ
って復水ポンプ8aを介して原子炉圧力容器９の側面に接
続されている。
原子炉圧力容器９の底部Ａ点から再循環ポンプ10を有す
る原子炉圧力容器９の側面に至る再循環系配管11が設け
られ、再循環系配管11を分岐して熱交換器15を有する原
子炉冷却材浄化系12の配管12aが設けられ、この配管12a
は給水系配管８に接続されている。
る原子炉圧力容器９の側面に至る再循環系配管11が設け
られ、再循環系配管11を分岐して熱交換器15を有する原
子炉冷却材浄化系12の配管12aが設けられ、この配管12a
は給水系配管８に接続されている。
再循環系配管11から分岐して冷却器16が接続され、この
冷却器16の下流側に減圧機構17が接続されている。この
減圧機構17は原子炉格納容器外に設けられた試料分析ラ
ック14に接続している。
冷却器16の下流側に減圧機構17が接続されている。この
減圧機構17は原子炉格納容器外に設けられた試料分析ラ
ック14に接続している。
この試料分析ラック14の出力信号は水素注入量調節装置
18へ送られ、この水素注入量調節装置18の出力信号は水
素ガス注入量調節ラック19へ入力される。この調節ラッ
ク19は水素ガス供給装置20および水素ガス圧力調節ラッ
ク21に接続されている。水素ガス注入量調節ラック19は
復水浄化系７の下流側配管に接続されている。
18へ送られ、この水素注入量調節装置18の出力信号は水
素ガス注入量調節ラック19へ入力される。この調節ラッ
ク19は水素ガス供給装置20および水素ガス圧力調節ラッ
ク21に接続されている。水素ガス注入量調節ラック19は
復水浄化系７の下流側配管に接続されている。
ここで炉心において、蒸気が発生し、この蒸気は主蒸気
管２を経て高圧タービン３、低圧タービン４に導かれ
る。仕事をした蒸気は復水器５によって凝縮され、復水
ポンプ６、復水浄化系７によって原子炉給水系に送り込
まれ、さらに給水ポンプ８によって昇圧され、原子炉圧
力容器９に注入される。
管２を経て高圧タービン３、低圧タービン４に導かれ
る。仕事をした蒸気は復水器５によって凝縮され、復水
ポンプ６、復水浄化系７によって原子炉給水系に送り込
まれ、さらに給水ポンプ８によって昇圧され、原子炉圧
力容器９に注入される。
また、原子炉水は再循環ポンプ10によって強制循環させ
られており、その一部は原子炉冷却材再循環ポンプ11、
原子炉冷却材浄化系12を介して浄化された後、原子炉給
水に戻る。
られており、その一部は原子炉冷却材再循環ポンプ11、
原子炉冷却材浄化系12を介して浄化された後、原子炉給
水に戻る。
上記実施例においては、原子炉水試料採取点を原子炉再
循環系の再循環ポンプ上流で圧力容器出口に近い位置に
定める。そして、冷却器16を、図中Ａ点からＢ点までの
試料水滞在時間が10秒を越えない位置に設定し、試料を
40℃以下に冷却する。その後、減圧機構17によって減圧
された試料は、試料分析ラック14に導かれる。この分析
ラック14においては、自動溶存酸素計によって溶存酸素
濃度が連続監視される。溶存酸素濃度の他に溶存水素濃
度、過酸化水素濃度およびその他の水質データの測定も
必要に応じて行われる。
循環系の再循環ポンプ上流で圧力容器出口に近い位置に
定める。そして、冷却器16を、図中Ａ点からＢ点までの
試料水滞在時間が10秒を越えない位置に設定し、試料を
40℃以下に冷却する。その後、減圧機構17によって減圧
された試料は、試料分析ラック14に導かれる。この分析
ラック14においては、自動溶存酸素計によって溶存酸素
濃度が連続監視される。溶存酸素濃度の他に溶存水素濃
度、過酸化水素濃度およびその他の水質データの測定も
必要に応じて行われる。
続いて、この溶存酸素濃度は電気信号に変換されて、水
素注入量調節装置18に伝達され、同装置は水素ガス注入
量調節ラック19に流量制御弁の開度を指示する電気信号
を伝達する。そして、このバルブ開度に従って、水素ガ
ス供給装置20および水素ガス圧力調節ラック21によって
所定圧力に調節された水素ガスが給水系に連続して供給
される。
素注入量調節装置18に伝達され、同装置は水素ガス注入
量調節ラック19に流量制御弁の開度を指示する電気信号
を伝達する。そして、このバルブ開度に従って、水素ガ
ス供給装置20および水素ガス圧力調節ラック21によって
所定圧力に調節された水素ガスが給水系に連続して供給
される。
次に、本実施例の効果としては、従来の高温状態で長い
時間保持した後に冷却する試料採取方法にくらべ、短時
間で冷却を行うので炉心の水質状態をより正確に評価で
きる。そして、このデータに基づいて給水への水素注入
量を決定するのであるから、炉内構造材の健全性にとっ
て非常に影響の出にくい溶存酸素濃度に正確に制御する
ことが極めて容易となる。本発明によれば、従来間接的
に評価していた水素注入量を直接的に評価することが可
能となるのである。
時間保持した後に冷却する試料採取方法にくらべ、短時
間で冷却を行うので炉心の水質状態をより正確に評価で
きる。そして、このデータに基づいて給水への水素注入
量を決定するのであるから、炉内構造材の健全性にとっ
て非常に影響の出にくい溶存酸素濃度に正確に制御する
ことが極めて容易となる。本発明によれば、従来間接的
に評価していた水素注入量を直接的に評価することが可
能となるのである。
尚、他の実施例としては、試料採取点を原子炉圧力容器
に接続されている再循環配管以外の配管、あるいは原子
炉圧力容器自体に設ける例がある。また、水素注入点は
原子炉給復水系のいずれの位置でもよい。これらの場合
の構成、作用および効果は、前述の実施例に準ずる。
に接続されている再循環配管以外の配管、あるいは原子
炉圧力容器自体に設ける例がある。また、水素注入点は
原子炉給復水系のいずれの位置でもよい。これらの場合
の構成、作用および効果は、前述の実施例に準ずる。
［発明の効果］ 本発明によれば、原子炉水を原子炉圧力容器内の条件に
近い状態で採取することが可能となるので、それより得
られる溶存酸素濃度を入力パラメータとして給水系への
水素注入量を適性に制御することができる。
近い状態で採取することが可能となるので、それより得
られる溶存酸素濃度を入力パラメータとして給水系への
水素注入量を適性に制御することができる。
【図面の簡単な説明】 第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は従来
のBWR一次系および原子炉水試料採取系を示す系統図、
第３図は米国ドレスデン２号炉における給水水素注入試
験結果の一例を示す特性図、第４図は高温水中での過酸
化水素熱分解による酸素濃度、水素濃度組成比変化の計
算による評価例を示す特性図である。 １……炉心 ７……復水浄化系 ９……原子炉圧力容器 12……原子炉冷却材浄化系 13……サンプリングライン 14……試料分析ラック 15……原子炉冷却材浄化系熱交換器 16……冷却器 17……減圧機構 18……水素注入量調節装置 19……水素ガス注入量調節ラック 20……水素ガス供給装置 21……水素ガス圧力調節ラック
のBWR一次系および原子炉水試料採取系を示す系統図、
第３図は米国ドレスデン２号炉における給水水素注入試
験結果の一例を示す特性図、第４図は高温水中での過酸
化水素熱分解による酸素濃度、水素濃度組成比変化の計
算による評価例を示す特性図である。 １……炉心 ７……復水浄化系 ９……原子炉圧力容器 12……原子炉冷却材浄化系 13……サンプリングライン 14……試料分析ラック 15……原子炉冷却材浄化系熱交換器 16……冷却器 17……減圧機構 18……水素注入量調節装置 19……水素ガス注入量調節ラック 20……水素ガス供給装置 21……水素ガス圧力調節ラック
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉圧力容器内の水炉をサンプリングし
て冷却し原子炉格納容器内に設けられた冷却器および減
圧機構と、この減圧機構の下流側に設置され前記原子炉
格納容器外に設けられた試料分析ラックと、この試料分
析ラックからの溶存酸素を入力信号とし適量な水素注入
量を出力信号とする水素注入量調節装置と、この水素注
入量調節装置の出力信号を入力しかつ給水系配管に水素
を注入する水素ガス注入量調節ラックとを具備したこと
を特徴とする原子炉への水素注入量制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61097437A JPH0721554B2 (ja) | 1986-04-26 | 1986-04-26 | 原子炉への水素注入量制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61097437A JPH0721554B2 (ja) | 1986-04-26 | 1986-04-26 | 原子炉への水素注入量制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62254099A JPS62254099A (ja) | 1987-11-05 |
| JPH0721554B2 true JPH0721554B2 (ja) | 1995-03-08 |
Family
ID=14192336
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61097437A Expired - Fee Related JPH0721554B2 (ja) | 1986-04-26 | 1986-04-26 | 原子炉への水素注入量制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0721554B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2654050B2 (ja) * | 1988-02-02 | 1997-09-17 | 株式会社東芝 | 原子力プラント |
| US8295426B1 (en) | 2003-06-13 | 2012-10-23 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Method of reducing corrosion of nuclear reactor structural material |
| JP4634709B2 (ja) * | 2003-12-26 | 2011-02-16 | 株式会社東芝 | 原子炉構造材の腐食低減方法 |
-
1986
- 1986-04-26 JP JP61097437A patent/JPH0721554B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62254099A (ja) | 1987-11-05 |
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