JPH07280794A - 原子炉底部水質計測装置 - Google Patents
原子炉底部水質計測装置Info
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- JPH07280794A JPH07280794A JP6076231A JP7623194A JPH07280794A JP H07280794 A JPH07280794 A JP H07280794A JP 6076231 A JP6076231 A JP 6076231A JP 7623194 A JP7623194 A JP 7623194A JP H07280794 A JPH07280794 A JP H07280794A
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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
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- Investigating Or Analyzing Materials By The Use Of Electric Means (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 本発明の目的は、原子炉水を原子炉圧力容器
内の条件により近い状態で採取および分析することにあ
る。 【構成】 本発明に係る原子炉底部水質計測装置は、原
子炉圧力容器１底部に連通する圧力容器サンプリングラ
イン11と、この圧力容器サンプリングライン11に配置さ
れた水質モニタリング装置である腐食電位計12とから構
成される。
内の条件により近い状態で採取および分析することにあ
る。 【構成】 本発明に係る原子炉底部水質計測装置は、原
子炉圧力容器１底部に連通する圧力容器サンプリングラ
イン11と、この圧力容器サンプリングライン11に配置さ
れた水質モニタリング装置である腐食電位計12とから構
成される。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉底部の水質を計
測する原子炉底部水質計測装置に関する。
測する原子炉底部水質計測装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の原子力発電プラントの一例とし
て、沸騰水型原子力炉（以下ＢＷＲという）を例にとり
説明する。従来のＢＷＲでの原子炉水試料採取方法とＢ
ＷＲ一次系への水素注入量制御装置の系統概要は図８の
とおりである。ＢＷＲ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、低圧タービン（図示せず）に導か
れ、これらのタービンを駆動する。タービンで仕事をし
た蒸気は復水器で冷却され水に戻り、この水が復水ポン
プ、復水浄水系（図示せず）を経て原子炉給水系に送り
込まれ、さらに給水ポンプ５によって昇圧され、原子炉
圧力容器１に注入される。一方、原子炉水は原子炉再循
環ポンプ６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８に導かれる。原子
炉冷却材浄化系再循環ポンプ７、原子炉冷却材浄化系８
を介して浄化された後、原子炉給水ライン３に送り込ま
れる。
て、沸騰水型原子力炉（以下ＢＷＲという）を例にとり
説明する。従来のＢＷＲでの原子炉水試料採取方法とＢ
ＷＲ一次系への水素注入量制御装置の系統概要は図８の
とおりである。ＢＷＲ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、低圧タービン（図示せず）に導か
れ、これらのタービンを駆動する。タービンで仕事をし
た蒸気は復水器で冷却され水に戻り、この水が復水ポン
プ、復水浄水系（図示せず）を経て原子炉給水系に送り
込まれ、さらに給水ポンプ５によって昇圧され、原子炉
圧力容器１に注入される。一方、原子炉水は原子炉再循
環ポンプ６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８に導かれる。原子
炉冷却材浄化系再循環ポンプ７、原子炉冷却材浄化系８
を介して浄化された後、原子炉給水ライン３に送り込ま
れる。
【０００３】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８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16によって原子炉水は試料
分析ラック17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（図示せず）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８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１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、原子炉再循環ポ
ンプ６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17に導く。この場合、原子炉水は高温
・高圧なので、試料は分析ラックの直前で冷却器19、減
圧機構18により、減温・減圧される。試料分析ラック17
においては、溶存酸素濃度、導電率、腐食生成物濃度等
の測定が行われる。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８の入口あるい
は原子炉再循環系ポンプ６出口における水質で代表させ
ている。
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８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16によって原子炉水は試料
分析ラック17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（図示せず）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８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１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、原子炉再循環ポ
ンプ６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17に導く。この場合、原子炉水は高温
・高圧なので、試料は分析ラックの直前で冷却器19、減
圧機構18により、減温・減圧される。試料分析ラック17
においては、溶存酸素濃度、導電率、腐食生成物濃度等
の測定が行われる。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８の入口あるい
は原子炉再循環系ポンプ６出口における水質で代表させ
ている。
【０００４】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 30ppb前後となっている。しかしながら炉
心においては、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、
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 30ppb前後となっている。しかしながら炉
心においては、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、
【０００５】
【数１】 のような反応が起こり、最終的には、Ｈ2 ，Ｏ2 ，Ｈ2
Ｏ2 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、給水濃度が高い。
Ｏ2 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、給水濃度が高い。
【０００６】近年、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、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。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。また、最近の研究データによると、原子炉水溶
存酸素濃度に比べ腐食電位の方がより正確に金属材料の
腐食状態を表すことがわかってきており、原子炉溶存酸
素濃度とともに腐食電位もクローズアップされてきてい
る。
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、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。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。また、最近の研究データによると、原子炉水溶
存酸素濃度に比べ腐食電位の方がより正確に金属材料の
腐食状態を表すことがわかってきており、原子炉溶存酸
素濃度とともに腐食電位もクローズアップされてきてい
る。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】原子炉水溶存酸素濃度
や腐食電位の重要性、そのための原子炉水試料採取方法
は上述のとおりであるが、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１を流出したのち、原子
炉冷却材浄化系熱交換器（図示せず）あるいは原子炉再
循環系サンプリングライン冷却器18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
温状態が続いている。
や腐食電位の重要性、そのための原子炉水試料採取方法
は上述のとおりであるが、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１を流出したのち、原子
炉冷却材浄化系熱交換器（図示せず）あるいは原子炉再
循環系サンプリングライン冷却器18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
温状態が続いている。
【０００８】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、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には単純に水と酸素
に分解するが、系に酸素と水素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。
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、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には単純に水と酸素
に分解するが、系に酸素と水素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。
【０００９】
【数２】 ２Ｈ2 Ｏ2 →２Ｈ2 Ｏ＋Ｏ2 …（２）
【００１０】
【数３】 Ｈ2 Ｏ2 ＋Ｈ2 →２Ｈ2 Ｏ …（３）
【００１１】
【数４】 ２Ｈ2 ＋Ｏ2 →２Ｈ2 Ｏ …（４） この様子を定性的に示すと図７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 ，Ｈ2 Ｏ2 の
重量濃度（任意単位）、横軸は高温状態での保持時間で
ある。これより分かるように、原子炉圧力容器１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、従来技術の課題が存在する。
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 ，Ｈ2 Ｏ2 の
重量濃度（任意単位）、横軸は高温状態での保持時間で
ある。これより分かるように、原子炉圧力容器１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、従来技術の課題が存在する。
【００１２】また、運転プラントにおいては、使用材料
の中に潜在的に応力腐食割れ感受性を有する部位があ
り、特に炉底部には原子炉圧力容器の貫通部やノズル耐
圧部等のいわゆる耐圧バウンダリの健全性を評価すべき
部位がいくつかある。
の中に潜在的に応力腐食割れ感受性を有する部位があ
り、特に炉底部には原子炉圧力容器の貫通部やノズル耐
圧部等のいわゆる耐圧バウンダリの健全性を評価すべき
部位がいくつかある。
【００１３】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濃度の低減効果を的確に把握する必
要があり、具体的には、正確な炉内溶存酸素濃度あるい
は腐食電位によって、水素注入量を制御する必要が生じ
る。
による炉内溶存酸素濃度の低減効果を的確に把握する必
要があり、具体的には、正確な炉内溶存酸素濃度あるい
は腐食電位によって、水素注入量を制御する必要が生じ
る。
【００１４】本発明は上記の点を考慮してなされたもの
で、原子炉水を原子炉圧力容器内の条件により近い状態
で採取および分析すること、さらにその結果に基づき水
素注入運転下で水素注入量の制御を行うことを目的とす
る。
で、原子炉水を原子炉圧力容器内の条件により近い状態
で採取および分析すること、さらにその結果に基づき水
素注入運転下で水素注入量の制御を行うことを目的とす
る。
【００１５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、請求項１の発明においては、原子炉圧力容器底部に
連通する圧力容器サンプリングラインと、この圧力容器
サンプリングラインに配置された水質モニタリング装置
とを有することを特徴とする原子炉底部水質計測装置を
提供する。
に、請求項１の発明においては、原子炉圧力容器底部に
連通する圧力容器サンプリングラインと、この圧力容器
サンプリングラインに配置された水質モニタリング装置
とを有することを特徴とする原子炉底部水質計測装置を
提供する。
【００１６】また、請求項２の発明においては、原子炉
圧力容器底部に連通するドレン配管と、このドレン配管
に分岐して接続されたドレンサンプリングラインと、こ
のドレンサンプリングラインに配置された水質モニタリ
ング装置とを有することを特徴とする原子炉底部水質計
測装置を提供する。
圧力容器底部に連通するドレン配管と、このドレン配管
に分岐して接続されたドレンサンプリングラインと、こ
のドレンサンプリングラインに配置された水質モニタリ
ング装置とを有することを特徴とする原子炉底部水質計
測装置を提供する。
【００１７】また、請求項３の発明においては、前記水
質モニタリング装置が腐食電位計であることを特徴とす
る請求項１または２記載の原子炉底部水質計測装置を提
供する。
質モニタリング装置が腐食電位計であることを特徴とす
る請求項１または２記載の原子炉底部水質計測装置を提
供する。
【００１８】また、請求項４の発明においては、前記水
質モニタリング装置が溶存酸素計であることを特徴とす
る請求項１または２記載の原子炉底部水質計測装置を提
供する。
質モニタリング装置が溶存酸素計であることを特徴とす
る請求項１または２記載の原子炉底部水質計測装置を提
供する。
【００１９】また、請求項５の発明においては、前記水
質モニタリング装置からの信号が入力されて前記原子炉
圧力容器内を循環する原子炉一次系冷却材中に注入され
る水素量を制御する水素注入量制御装置とを具備するこ
とを特徴とする請求項１または２記載の原子炉底部水質
計測装置を提供する。
質モニタリング装置からの信号が入力されて前記原子炉
圧力容器内を循環する原子炉一次系冷却材中に注入され
る水素量を制御する水素注入量制御装置とを具備するこ
とを特徴とする請求項１または２記載の原子炉底部水質
計測装置を提供する。
【００２０】また、請求項６の発明においては、原子炉
圧力容器底部に連通する圧力容器サンプリングライン
と、前記原子炉圧力容器に連通する原子炉再循環系に分
岐して接続される再循環系サンプリングラインと、前記
圧力容器サンプリングライン及び再循環系サンプリング
ラインが合流する合流部と、この合流部に前記圧力容器
サンプリングラインおよび再循環系サンプリングライン
から選択された少なくとも１種のサンプリングラインを
切換えて計測する切換可能水質モニタリング装置とを有
することを特徴とする原子炉底部水質計測装置を提供す
る。
圧力容器底部に連通する圧力容器サンプリングライン
と、前記原子炉圧力容器に連通する原子炉再循環系に分
岐して接続される再循環系サンプリングラインと、前記
圧力容器サンプリングライン及び再循環系サンプリング
ラインが合流する合流部と、この合流部に前記圧力容器
サンプリングラインおよび再循環系サンプリングライン
から選択された少なくとも１種のサンプリングラインを
切換えて計測する切換可能水質モニタリング装置とを有
することを特徴とする原子炉底部水質計測装置を提供す
る。
【００２１】また、請求項７の発明においては、原子炉
圧力容器底部に連通するドレン配管に分岐して接続する
ドレンサンプリングラインと、前記原子炉圧力容器に連
通する原子炉再循環系に分岐して接続された再循環系サ
ンプリングラインと、前記ドレンサンプリングラインお
よび再循環系サンプリングラインが合流する合流部と、
この合流部に前記ドレンサンプリングラインおよび再循
環系サンプリングラインから選択された少なくとも１種
のサンプリングラインを切換えて計測する切換可能水質
モニタリング装置とを有することを特徴とする原子炉底
部水質計測装置を提供する。
圧力容器底部に連通するドレン配管に分岐して接続する
ドレンサンプリングラインと、前記原子炉圧力容器に連
通する原子炉再循環系に分岐して接続された再循環系サ
ンプリングラインと、前記ドレンサンプリングラインお
よび再循環系サンプリングラインが合流する合流部と、
この合流部に前記ドレンサンプリングラインおよび再循
環系サンプリングラインから選択された少なくとも１種
のサンプリングラインを切換えて計測する切換可能水質
モニタリング装置とを有することを特徴とする原子炉底
部水質計測装置を提供する。
【００２２】また、請求項８の発明においては、前記水
質モニタリング装置からの信号が入力されて前記原子炉
圧力容器内を循環する原子炉一次系冷却材中に注入され
る水素量を制御する水素注入量制御装置とを具備するこ
とを特徴とする請求項６または７記載の原子炉底部水質
計測装置を提供する。
質モニタリング装置からの信号が入力されて前記原子炉
圧力容器内を循環する原子炉一次系冷却材中に注入され
る水素量を制御する水素注入量制御装置とを具備するこ
とを特徴とする請求項６または７記載の原子炉底部水質
計測装置を提供する。
【００２３】
【作用】請求項１のように構成された装置においては、
原子炉圧力容器底部に連通する圧力容器サンプリングラ
インに水質モニタリングが配置されたので、原子炉水を
原子炉圧力容器内の条件により近い状態で採取および分
析を行うことができる。
原子炉圧力容器底部に連通する圧力容器サンプリングラ
インに水質モニタリングが配置されたので、原子炉水を
原子炉圧力容器内の条件により近い状態で採取および分
析を行うことができる。
【００２４】請求項２のように構成された装置において
は、原子炉圧力容器底部に連通するドレンサンプリング
ラインに水質モニタが配置されたので、原子炉水を原子
炉圧力容器内の条件により近い状態で採取および分析を
行うことができる。
は、原子炉圧力容器底部に連通するドレンサンプリング
ラインに水質モニタが配置されたので、原子炉水を原子
炉圧力容器内の条件により近い状態で採取および分析を
行うことができる。
【００２５】請求項３のように構成された装置において
は、圧力容器サンプリングラインまたはドレンサンプリ
ングラインに腐食電位計が配置されたので、原子炉水を
採取および分析を行うことができる。
は、圧力容器サンプリングラインまたはドレンサンプリ
ングラインに腐食電位計が配置されたので、原子炉水を
採取および分析を行うことができる。
【００２６】請求項４のように構成された装置において
は、圧力容器サンプリングラインまたはドレンサンプリ
ングラインに溶存酸素計が配置されたので、原子炉水を
採取および分析を行うことができる。
は、圧力容器サンプリングラインまたはドレンサンプリ
ングラインに溶存酸素計が配置されたので、原子炉水を
採取および分析を行うことができる。
【００２７】請求項５のように構成された装置において
は、水質モニタリング装置からの信号が水素注入量制御
装置に入力されるので、原子炉一次冷却材中に注入され
る水素量を、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で
制御できる。
は、水質モニタリング装置からの信号が水素注入量制御
装置に入力されるので、原子炉一次冷却材中に注入され
る水素量を、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で
制御できる。
【００２８】請求項６のように構成された装置において
は、圧力容器サンプリングラインおよび再循環系サンプ
リングラインの合流部に、切換え可能な水質モニタリン
グ装置を配置したので、原子炉圧力容器内の条件により
近い状態で原子炉水を採取および分析を行うことができ
る。
は、圧力容器サンプリングラインおよび再循環系サンプ
リングラインの合流部に、切換え可能な水質モニタリン
グ装置を配置したので、原子炉圧力容器内の条件により
近い状態で原子炉水を採取および分析を行うことができ
る。
【００２９】請求項７のように構成された装置において
は、ドレンサンプリングラインおよび再循環系サンプリ
ングラインの合流部に、切換え可能な水質モニタリング
装置を配置したので、原子炉圧力容器内の条件により近
い状態で原子炉水の採取および分析を行うことができ
る。
は、ドレンサンプリングラインおよび再循環系サンプリ
ングラインの合流部に、切換え可能な水質モニタリング
装置を配置したので、原子炉圧力容器内の条件により近
い状態で原子炉水の採取および分析を行うことができ
る。
【００３０】請求項８のように構成された装置において
は、圧力容器サンプリングラインおよび再循環系サンプ
リングラインの合流部に、またはドレンサンプリングラ
インおよび再循環系サンプリングラインの合流部に設け
られた切換え可能な水質モニタリング装置からの信号が
水素注入制御装置に入力されるので、原子炉一次冷却水
中に注入される水素量を、原子炉圧力容器内に条件によ
り近い状態で制御できる。
は、圧力容器サンプリングラインおよび再循環系サンプ
リングラインの合流部に、またはドレンサンプリングラ
インおよび再循環系サンプリングラインの合流部に設け
られた切換え可能な水質モニタリング装置からの信号が
水素注入制御装置に入力されるので、原子炉一次冷却水
中に注入される水素量を、原子炉圧力容器内に条件によ
り近い状態で制御できる。
【００３１】
【実施例】以下、本発明に係る原子炉底部水質計測装置
の実施例を図１から図６を参照して説明する。図１は、
第１実施例の系統図である。
の実施例を図１から図６を参照して説明する。図１は、
第１実施例の系統図である。
【００３２】原子炉圧力容器１の上部には主蒸気ライン
２が接続され、そのライン２はタービン・復水器等を経
て、給水ライン３に介在する給水ポンプ４で昇圧され、
給水加熱器５で加熱されて、原子炉圧力容器１に接続さ
れている。
２が接続され、そのライン２はタービン・復水器等を経
て、給水ライン３に介在する給水ポンプ４で昇圧され、
給水加熱器５で加熱されて、原子炉圧力容器１に接続さ
れている。
【００３３】原子炉圧力容器１の下部からは、再循環ポ
ンプ６を有する再循環ライン20が設けられており、その
再循環系ライン20からは原子炉冷却材再循環ポンプ７と
原子炉冷却材浄化系８を有する原子炉冷却材浄化系ライ
ン21が分岐している。この原子炉冷却材浄化系ライン21
は給水ライン３に接続されている。また、原子炉再循環
系ライン20からは原子炉再循環系サンプリングライン９
も分岐している。
ンプ６を有する再循環ライン20が設けられており、その
再循環系ライン20からは原子炉冷却材再循環ポンプ７と
原子炉冷却材浄化系８を有する原子炉冷却材浄化系ライ
ン21が分岐している。この原子炉冷却材浄化系ライン21
は給水ライン３に接続されている。また、原子炉再循環
系ライン20からは原子炉再循環系サンプリングライン９
も分岐している。
【００３４】原子炉圧力容器１炉底部には原子炉圧力容
器ボトムドレンライン10が接続されている。そして、水
質モニタリング装置として腐食電位計12を有する原子炉
圧力容器サンプリングライン11が原子炉圧力容器１下部
に設けられている。
器ボトムドレンライン10が接続されている。そして、水
質モニタリング装置として腐食電位計12を有する原子炉
圧力容器サンプリングライン11が原子炉圧力容器１下部
に設けられている。
【００３５】この炉心において蒸気が発生し、この蒸気
は主蒸気ライン２を経て、タービンで仕事し、復水器で
凝縮された後、給水ポンプ４で昇圧し、給水加熱器５で
加熱され、給水ライン３によって原子炉圧力容器１に送
り込まれる。
は主蒸気ライン２を経て、タービンで仕事し、復水器で
凝縮された後、給水ポンプ４で昇圧し、給水加熱器５で
加熱され、給水ライン３によって原子炉圧力容器１に送
り込まれる。
【００３６】また、原子炉水は再循環ポンプ６によって
強制循環されており、その一部が原子炉冷却材再循環ポ
ンプ７、原子炉冷却材浄化系８を介して浄化された後、
原子炉給水に戻る。
強制循環されており、その一部が原子炉冷却材再循環ポ
ンプ７、原子炉冷却材浄化系８を介して浄化された後、
原子炉給水に戻る。
【００３７】上記実施例において、原子炉水は原子炉圧
力容器炉底部から原子炉圧力容器サンプリングライン11
を通じて、水質モニタリング装置である腐食電位計12に
導かれる。この腐食電位計12によって、原子炉水の腐食
電位が測定される。
力容器炉底部から原子炉圧力容器サンプリングライン11
を通じて、水質モニタリング装置である腐食電位計12に
導かれる。この腐食電位計12によって、原子炉水の腐食
電位が測定される。
【００３８】また、水質モニタリング装置として、溶存
酸素計を使用することもできる。次に、このような構成
からなる本実施例の作用について説明する。原子炉水が
原子炉圧力容器１内の高放射線場を流出した後、数秒で
圧力容器サンプリングライン11を通じて水質モニタリン
グ装置である腐食電位計12に達し、原子炉水はその化学
成分の組成が変化しないうちにモニタリングされ、原子
炉圧力容器１内の水質を正確に把握できる。
酸素計を使用することもできる。次に、このような構成
からなる本実施例の作用について説明する。原子炉水が
原子炉圧力容器１内の高放射線場を流出した後、数秒で
圧力容器サンプリングライン11を通じて水質モニタリン
グ装置である腐食電位計12に達し、原子炉水はその化学
成分の組成が変化しないうちにモニタリングされ、原子
炉圧力容器１内の水質を正確に把握できる。
【００３９】このように本実施例によれば、従来、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
再循環ポンプ出口における水質で代表していたのに対
し、原子炉水を原子炉圧力容器内とほぼ同じ水質状態で
評価できる。それにより、炉内構造材の健全性を高める
ことになり、特に炉底部炉内容器の信頼性向上を図るこ
とができる。
炉水の水質を原子炉冷却材浄化系入口、あるいは原子炉
再循環ポンプ出口における水質で代表していたのに対
し、原子炉水を原子炉圧力容器内とほぼ同じ水質状態で
評価できる。それにより、炉内構造材の健全性を高める
ことになり、特に炉底部炉内容器の信頼性向上を図るこ
とができる。
【００４０】図２は、第２実施例の系統図である。なお
図２において、図１と同一部分には同一符号を付し、そ
の部分の構成の説明は省略する。図１との主なる相違点
は、圧力容器サンプリングライン11の代わりに、ドレン
サンプリングライン15を有していることである。
図２において、図１と同一部分には同一符号を付し、そ
の部分の構成の説明は省略する。図１との主なる相違点
は、圧力容器サンプリングライン11の代わりに、ドレン
サンプリングライン15を有していることである。
【００４１】本実施例によれば、図１に示した実施例と
同様の効果が得られるとともに、原子炉圧力容器自身に
サンプリングラインを設ける必要がなく、既存の原子炉
発電プラントにサンプリングラインを設ける際、施工性
や材料節約の面において、図１に示した実施例に比べて
有利となる。
同様の効果が得られるとともに、原子炉圧力容器自身に
サンプリングラインを設ける必要がなく、既存の原子炉
発電プラントにサンプリングラインを設ける際、施工性
や材料節約の面において、図１に示した実施例に比べて
有利となる。
【００４２】図３は、水素注入に係る第３実施例を示
す。なお図３において、図１と同一部分には同一符号を
付し、その部分の構成の説明は省略する。図１との主な
る相違点は、水素注入量制御装置13および水素注入装置
14を有している点である。そして、この水素注入装置14
は給水ライン３に接続されている。
す。なお図３において、図１と同一部分には同一符号を
付し、その部分の構成の説明は省略する。図１との主な
る相違点は、水素注入量制御装置13および水素注入装置
14を有している点である。そして、この水素注入装置14
は給水ライン３に接続されている。
【００４３】次に、このような構成からなる本実施例の
作用について説明する。水質モニタリング装置である腐
食電位計12によって測定された結果が電気信号に変換さ
れて、水素注入量制御装置13に伝達される。水素注入量
制御装置13はその電気信号に基づいて、適正な注入量を
与える電気信号を水素注入装置14に伝達する。
作用について説明する。水質モニタリング装置である腐
食電位計12によって測定された結果が電気信号に変換さ
れて、水素注入量制御装置13に伝達される。水素注入量
制御装置13はその電気信号に基づいて、適正な注入量を
与える電気信号を水素注入装置14に伝達する。
【００４４】このように本実施例によれば、原子炉水と
ほぼ同じ水質状態をより正確に評価でき、そしてそのデ
ータを指標に給水への水素注入量を制御できるので、炉
内溶存酸素濃度が適正に制御され、炉内機器のより高い
信頼性が得られる。
ほぼ同じ水質状態をより正確に評価でき、そしてそのデ
ータを指標に給水への水素注入量を制御できるので、炉
内溶存酸素濃度が適正に制御され、炉内機器のより高い
信頼性が得られる。
【００４５】図４は、水素注入に係る第４実施例を示
す。なお図４において、図３と同一部分には同一符号を
付し、その部分の構成の説明は省略する。図３との主な
る相違点は圧力容器サンプリングライン11の代わりにド
レンサンプリングライン15を有している点である。
す。なお図４において、図３と同一部分には同一符号を
付し、その部分の構成の説明は省略する。図３との主な
る相違点は圧力容器サンプリングライン11の代わりにド
レンサンプリングライン15を有している点である。
【００４６】本実施例によれば、第３実施例と同様に、
施工性や材料の節約の面でも有利となる。図５は、第５
実施例の系統図である。なお、図５において、図３と同
一部分には同一符号を付し、その部分の構成の説明は省
略する。
施工性や材料の節約の面でも有利となる。図５は、第５
実施例の系統図である。なお、図５において、図３と同
一部分には同一符号を付し、その部分の構成の説明は省
略する。
【００４７】図３との主なる相違点は、圧力容器サンプ
リングライン11および再循環系サンプリングライン９の
合流部22に、これらのサンプリングライン９、11を切換
えて計測できる切換可能腐食電位計23を配置したことで
ある。
リングライン11および再循環系サンプリングライン９の
合流部22に、これらのサンプリングライン９、11を切換
えて計測できる切換可能腐食電位計23を配置したことで
ある。
【００４８】本実施例によれば、第３実施例と同様の効
果が得られるだけでなく、再循環系サンプリングライン
20についても水質モニタリングができるので、炉底部だ
けでなく、炉中間部の水質についても正確に把握でき、
その結果を水素注入量に反映できる。また、今まで把み
きれなかった両者の違いについても正しく把握できるよ
うになるので、そのメカニズムについての理解を一層深
めることができる。
果が得られるだけでなく、再循環系サンプリングライン
20についても水質モニタリングができるので、炉底部だ
けでなく、炉中間部の水質についても正確に把握でき、
その結果を水素注入量に反映できる。また、今まで把み
きれなかった両者の違いについても正しく把握できるよ
うになるので、そのメカニズムについての理解を一層深
めることができる。
【００４９】図６は、第６実施例の系統図である。な
お、図６において、図４と同一部分には同一符号を付
し、その部分の構成の説明は省略する。図４との主に異
なる点は、第５実施例と同様に腐食電位計12が切替えで
きることである。本実施例によれば、第５実施例と同様
な効果が得られるとともに、第４実施例のような施工性
や材料節約の有利さも得られるという利点がある。
お、図６において、図４と同一部分には同一符号を付
し、その部分の構成の説明は省略する。図４との主に異
なる点は、第５実施例と同様に腐食電位計12が切替えで
きることである。本実施例によれば、第５実施例と同様
な効果が得られるとともに、第４実施例のような施工性
や材料節約の有利さも得られるという利点がある。
【００５０】
【発明の効果】請求項１の発明によれば、原子炉圧力容
器底部に連通する圧力容器サンプリングラインに水質モ
ニタリングが配置されたので、原子炉水を原子炉圧力容
器内の条件により近い状態で採取および分析を行うこと
ができる。
器底部に連通する圧力容器サンプリングラインに水質モ
ニタリングが配置されたので、原子炉水を原子炉圧力容
器内の条件により近い状態で採取および分析を行うこと
ができる。
【００５１】請求項２の発明によれば、原子炉圧力容器
底部に連通するドレンサンプリングラインに水質モニタ
が配置されたので、原子炉水を原子炉圧力容器内の条件
により近い状態で採取および分析を行うことができる。
底部に連通するドレンサンプリングラインに水質モニタ
が配置されたので、原子炉水を原子炉圧力容器内の条件
により近い状態で採取および分析を行うことができる。
【００５２】請求項３の発明によれば、圧力容器サンプ
リングラインまたはドレンサンプリングラインに腐食電
位計が配置されたので、原子炉水を採取および分析を行
うことができる。
リングラインまたはドレンサンプリングラインに腐食電
位計が配置されたので、原子炉水を採取および分析を行
うことができる。
【００５３】請求項４の発明によれば、圧力容器サンプ
リングラインまたはドレンサンプリングラインに溶存酸
素計が配置されたので、原子炉水を採取および分析を行
うことができる。
リングラインまたはドレンサンプリングラインに溶存酸
素計が配置されたので、原子炉水を採取および分析を行
うことができる。
【００５４】請求項５の発明によれば、水質モニタリン
グ装置からの信号が水素注入量制御装置に入力されるの
で、原子炉一次冷却材中に注入される水素量を、原子炉
圧力容器内の条件により近い状態で制御できる。
グ装置からの信号が水素注入量制御装置に入力されるの
で、原子炉一次冷却材中に注入される水素量を、原子炉
圧力容器内の条件により近い状態で制御できる。
【００５５】請求項６の発明によれば、圧力容器サンプ
リングラインおよび再循環系サンプリングラインの合流
部に、切換え可能な水質モニタリング装置を配置したの
で、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で原子炉水
を採取および分析を行うことができる。
リングラインおよび再循環系サンプリングラインの合流
部に、切換え可能な水質モニタリング装置を配置したの
で、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で原子炉水
を採取および分析を行うことができる。
【００５６】請求項７の発明によれば、ドレンサンプリ
ングラインおよび再循環系サンプリングラインの合流部
に、切換え可能な水質モニタリング装置を配置したの
で、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で原子炉水
の採取および分析を行うことができる。
ングラインおよび再循環系サンプリングラインの合流部
に、切換え可能な水質モニタリング装置を配置したの
で、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で原子炉水
の採取および分析を行うことができる。
【００５７】請求項８の発明によれば、圧力容器サンプ
リングラインおよび再循環系サンプリングラインの合流
部に、またはドレンサンプリングラインおよび再循環系
サンプリングラインの合流部に設けられた切換え可能な
水質モニタリング装置からの信号が水素注入制御装置に
入力されるので、原子炉一次冷却材中に注入される水素
量を、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で制御で
きる。
リングラインおよび再循環系サンプリングラインの合流
部に、またはドレンサンプリングラインおよび再循環系
サンプリングラインの合流部に設けられた切換え可能な
水質モニタリング装置からの信号が水素注入制御装置に
入力されるので、原子炉一次冷却材中に注入される水素
量を、原子炉圧力容器内の条件により近い状態で制御で
きる。
【図１】本発明に係る原子炉底部水質計測装置の第１実
施例を示す系統図。
施例を示す系統図。
【図２】本発明に係る原子炉底部水質計測装置の第２実
施例を示す系統図。
施例を示す系統図。
【図３】本発明に係る原子炉底部水質計測装置の第３実
施例を示す系統図。
施例を示す系統図。
【図４】本発明に係る原子炉底部水質計測装置の第４実
施例を示す系統図。
施例を示す系統図。
【図５】本発明に係る原子炉底部水質計測装置の第５実
施例を示す系統図。
施例を示す系統図。
【図６】本発明に係る原子炉底部水質計測装置の第６実
施例を示す系統図。
施例を示す系統図。
【図７】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。
成比変化の計算による評価例を示す特性図。
【図８】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。
を示す系統図。
１…原子炉圧力容器 ３…給水ライン ９…再循環系サンプリングライン 10…原子炉圧力容器ボトムドレン 11…圧力容器サンプリングライン 12…腐食電位計（水質モニタリング装置） 13…水素注入量制御装置 14…水素注入装置 15…ドレンサンプリングライン 22…合流部 23…切換可能腐食電位計（切換可能水質モニタリング装
置）
置）
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ０１Ｎ 27/06 Ｚ Ｇ２１Ｃ 17/00 ＧＤＢ 17/02 ＧＤＢ Ｇ２１Ｄ 3/08 ＧＤＢ Ｘ
Claims (8)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器底部に連通する圧力容器
サンプリングラインと、この圧力容器サンプリングライ
ンに配置された水質モニタリング装置とを有することを
特徴とする原子炉底部水質計測装置。 - 【請求項２】 原子炉圧力容器底部に連通するドレン配
管と、このドレン配管に分岐して接続されたドレンサン
プリングラインと、このドレンサンプリングラインに配
置された水質モニタリング装置とを有することを特徴と
する原子炉底部水質計測装置。 - 【請求項３】 前記水質モニタリング装置が腐食電位計
であることを特徴とする請求項１または２記載の原子炉
底部水質計測装置。 - 【請求項４】 前記水質モニタリング装置が溶存酸素計
であることを特徴とする請求項１または２記載の原子炉
底部水質計測装置。 - 【請求項５】 前記水質モニタリング装置からの信号が
入力されて前記原子炉圧力容器内を循環する原子炉一次
系冷却材中に注入される水素量を制御する水素注入量制
御装置とを具備することを特徴とする請求項１または２
記載の原子炉底部水質計測装置。 - 【請求項６】 原子炉圧力容器底部に連通する圧力容器
サンプリングラインと、前記原子炉圧力容器に連通する
原子炉再循環系に分岐して接続される再循環系サンプリ
ングラインと、前記圧力容器サンプリングライン及び再
循環系サンプリングラインが合流する合流部と、この合
流部に前記圧力容器サンプリングラインおよび再循環系
サンプリングラインから選択された少なくとも１種のサ
ンプリングラインを切換えて計測する切換可能水質モニ
タリング装置とを有することを特徴とする原子炉底部水
質計測装置。 - 【請求項７】 原子炉圧力容器底部に連通するドレン配
管に分岐して接続するドレンサンプリングラインと、前
記原子炉圧力容器に連通する原子炉再循環系に分岐して
接続された再循環系サンプリングラインと、前記ドレン
サンプリングラインおよび再循環系サンプリングライン
が合流する合流部と、この合流部に前記ドレンサンプリ
ングラインおよび再循環系サンプリングラインから選択
された少なくとも１種のサンプリングラインを切換えて
計測する切換可能水質モニタリング装置とを有すること
を特徴とする原子炉底部水質計測装置。 - 【請求項８】 前記水質モニタリング装置からの信号が
入力されて前記原子炉圧力容器内を循環する原子炉一次
系冷却材中に注入される水素量を制御する水素注入量制
御装置とを具備することを特徴とする請求項６または７
記載の原子炉底部水質計測装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP07623194A JP3483613B2 (ja) | 1994-04-15 | 1994-04-15 | 原子炉底部水質計測装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP07623194A JP3483613B2 (ja) | 1994-04-15 | 1994-04-15 | 原子炉底部水質計測装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07280794A true JPH07280794A (ja) | 1995-10-27 |
| JP3483613B2 JP3483613B2 (ja) | 2004-01-06 |
Family
ID=13599403
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP07623194A Expired - Lifetime JP3483613B2 (ja) | 1994-04-15 | 1994-04-15 | 原子炉底部水質計測装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3483613B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7591922B2 (en) | 2002-01-17 | 2009-09-22 | Dainippon Screen Mfg. Co., Ltd. | Substrate processing apparatus and substrate processing method |
| CN101782478A (zh) * | 2010-03-09 | 2010-07-21 | 中国原子能科学研究院 | 一种热室取样装置 |
| JP2014130064A (ja) * | 2012-12-28 | 2014-07-10 | Toshiba Corp | 洗濯廃液処理装置および洗濯廃液処理方法 |
| KR102475791B1 (ko) * | 2021-12-09 | 2022-12-08 | 삼진공작 (주) | 급수가열기의 진공영역 및 저압영역에서의 시료 채취 및 시료 분석 시스템 |
-
1994
- 1994-04-15 JP JP07623194A patent/JP3483613B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7591922B2 (en) | 2002-01-17 | 2009-09-22 | Dainippon Screen Mfg. Co., Ltd. | Substrate processing apparatus and substrate processing method |
| CN101782478A (zh) * | 2010-03-09 | 2010-07-21 | 中国原子能科学研究院 | 一种热室取样装置 |
| JP2014130064A (ja) * | 2012-12-28 | 2014-07-10 | Toshiba Corp | 洗濯廃液処理装置および洗濯廃液処理方法 |
| KR102475791B1 (ko) * | 2021-12-09 | 2022-12-08 | 삼진공작 (주) | 급수가열기의 진공영역 및 저압영역에서의 시료 채취 및 시료 분석 시스템 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3483613B2 (ja) | 2004-01-06 |
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