JPH10232295A - 残留熱除去系 - Google Patents
残留熱除去系Info
- Publication number
- JPH10232295A JPH10232295A JP9034634A JP3463497A JPH10232295A JP H10232295 A JPH10232295 A JP H10232295A JP 9034634 A JP9034634 A JP 9034634A JP 3463497 A JP3463497 A JP 3463497A JP H10232295 A JPH10232295 A JP H10232295A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- residual heat
- reactor
- reactor water
- heat removal
- pipe
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
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
-
- 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
Landscapes
- Physical Water Treatments (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】本発明の目的は、残留熱除去系配管への放射能
付着を抑制できる残留熱除去系を提供することにある。 【解決手段】残留熱除去系４のうち炉水浄化系８との分
岐点から熱交換器７の入口までの範囲の配管（図中に太
線で示す）、及び残留熱除去系５のうち原子炉圧力容器
１の出口から熱交換器７の入口までの範囲の配管（図中
に太線で示す）の内面に、テフロンをコーティングして
いる。即ち、これらの範囲の炭素鋼配管１４の内面にテ
フロンコーティング１３を施している。
付着を抑制できる残留熱除去系を提供することにある。 【解決手段】残留熱除去系４のうち炉水浄化系８との分
岐点から熱交換器７の入口までの範囲の配管（図中に太
線で示す）、及び残留熱除去系５のうち原子炉圧力容器
１の出口から熱交換器７の入口までの範囲の配管（図中
に太線で示す）の内面に、テフロンをコーティングして
いる。即ち、これらの範囲の炭素鋼配管１４の内面にテ
フロンコーティング１３を施している。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉の残留熱除去
系に係わり、特に沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の残留熱除
去系に好適なものである。
系に係わり、特に沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の残留熱除
去系に好適なものである。
【０００２】
【従来の技術】ＢＷＲプラントでは、炉水の放射能が配
管に付着して定期検査時の作業員の被曝の原因となって
おり、炉水放射能の付着低減の努力がなされている。特
に、原子炉運転中に炉水が通水される再循環系配管及び
炉水浄化系配管に対して一定条件で予備の酸化膜を形成
させるプレフィルミングを適用する技術が、特開昭62−
95498 号公報に記載されている。
管に付着して定期検査時の作業員の被曝の原因となって
おり、炉水放射能の付着低減の努力がなされている。特
に、原子炉運転中に炉水が通水される再循環系配管及び
炉水浄化系配管に対して一定条件で予備の酸化膜を形成
させるプレフィルミングを適用する技術が、特開昭62−
95498 号公報に記載されている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術では、原子炉停止時に炉水が通水される残留熱除
去系配管については考慮されていないので、残留熱除去
系配管への放射能付着は抑制できなかった。残留熱除去
系配管の線量への影響は小さくはなく、特に再循環系の
ない改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では最大の被曝
源となる。
来技術では、原子炉停止時に炉水が通水される残留熱除
去系配管については考慮されていないので、残留熱除去
系配管への放射能付着は抑制できなかった。残留熱除去
系配管の線量への影響は小さくはなく、特に再循環系の
ない改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）では最大の被曝
源となる。
【０００４】本発明の目的は、残留熱除去系配管への放
射能付着を抑制できる残留熱除去系を提供することにあ
る。
射能付着を抑制できる残留熱除去系を提供することにあ
る。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、原子炉圧力容器に接続された第１の配管
及び第２の配管と、原子炉停止時に前記第１の配管を通
して前記原子炉圧力容器から供給された炉水の残留熱を
除去し該残留熱を除去された炉水を前記第２の配管を通
して前記原子炉圧力容器に戻すための熱交換器とを備え
た残留熱除去系において、前記第１の配管の内面に、該
内面と前記炉水との直接接触を防ぐ皮膜を設ける。
に、本発明は、原子炉圧力容器に接続された第１の配管
及び第２の配管と、原子炉停止時に前記第１の配管を通
して前記原子炉圧力容器から供給された炉水の残留熱を
除去し該残留熱を除去された炉水を前記第２の配管を通
して前記原子炉圧力容器に戻すための熱交換器とを備え
た残留熱除去系において、前記第１の配管の内面に、該
内面と前記炉水との直接接触を防ぐ皮膜を設ける。
【０００６】以下、本発明による作用について説明す
る。原子炉運転中に炉水が通水される再循環系配管及び
炉水浄化系配管に比べて、残留熱除去系配管は原子炉停
止時にのみ炉水が通水される点に特徴がある。このた
め、残留熱除去系配管に通水される炉水温度は１５０℃
以下と低いので、残留熱除去系配管への放射能付着のメ
カニズムは再循環系配管及び炉水浄化系配管と異なると
推定される。
る。原子炉運転中に炉水が通水される再循環系配管及び
炉水浄化系配管に比べて、残留熱除去系配管は原子炉停
止時にのみ炉水が通水される点に特徴がある。このた
め、残留熱除去系配管に通水される炉水温度は１５０℃
以下と低いので、残留熱除去系配管への放射能付着のメ
カニズムは再循環系配管及び炉水浄化系配管と異なると
推定される。
【０００７】再循環系配管及び炉水浄化系配管では、腐
食による酸化膜の成長に伴って炉水中の放射性イオンが
酸化膜中に取り込まれることにより、主に放射能の蓄積
が生じる。しかし、残留熱除去系配管では炉水温度が低
いため腐食速度が小さいので、上記プロセスの寄与は小
さい。このため、発明者らが残留熱除去系配管への放射
能の蓄積メカニズムを詳細に検討した結果、以下のよう
に、高温水中とは異なるプロセスで放射性イオンの付着
が生じていることが判明した。
食による酸化膜の成長に伴って炉水中の放射性イオンが
酸化膜中に取り込まれることにより、主に放射能の蓄積
が生じる。しかし、残留熱除去系配管では炉水温度が低
いため腐食速度が小さいので、上記プロセスの寄与は小
さい。このため、発明者らが残留熱除去系配管への放射
能の蓄積メカニズムを詳細に検討した結果、以下のよう
に、高温水中とは異なるプロセスで放射性イオンの付着
が生じていることが判明した。
【０００８】残留熱除去系配管に使われている炭素鋼
は、高温水中で腐食してヘマタイトやマグネタイトなど
のフェライトを生成する。しかし、低温水中では、水酸
化鉄が主な腐食生成物となる。水酸化鉄は表面積が大き
く、水中のイオンを吸着する性質が強い。従って、炉水
中の放射性イオンを吸着するが、その後に炉水（特に、
放射能濃度の低い炉水）が流れてくれば吸着している放
射性イオンは容易に脱離する（図３（ａ）参照）。実際
には、炉水中の放射性イオン濃度は時間とともに一度最
大となった後は減少するので、配管に一旦付着した放射
性イオンが脱離することにより放射能の蓄積は生じにく
い。
は、高温水中で腐食してヘマタイトやマグネタイトなど
のフェライトを生成する。しかし、低温水中では、水酸
化鉄が主な腐食生成物となる。水酸化鉄は表面積が大き
く、水中のイオンを吸着する性質が強い。従って、炉水
中の放射性イオンを吸着するが、その後に炉水（特に、
放射能濃度の低い炉水）が流れてくれば吸着している放
射性イオンは容易に脱離する（図３（ａ）参照）。実際
には、炉水中の放射性イオン濃度は時間とともに一度最
大となった後は減少するので、配管に一旦付着した放射
性イオンが脱離することにより放射能の蓄積は生じにく
い。
【０００９】しかし、図３（ｂ）に示すように、水酸化
鉄は約１００℃以上でＮｉなどの炉水中の金属イオンと
反応してフェライトとなる。この際に放射性イオンも入
り込むので、この温度領域で付着した放射性イオンは脱
離し難くなる。即ち、残留熱除去系配管における放射能
の蓄積はこのメカニズムによるものと考えられる。
鉄は約１００℃以上でＮｉなどの炉水中の金属イオンと
反応してフェライトとなる。この際に放射性イオンも入
り込むので、この温度領域で付着した放射性イオンは脱
離し難くなる。即ち、残留熱除去系配管における放射能
の蓄積はこのメカニズムによるものと考えられる。
【００１０】従って、残留熱除去系配管への放射性イオ
ンの付着防止は、炭素鋼の腐食で水酸化鉄が生成しない
ようにすることで実現できる。具体的な方法としては、
炭素鋼の表面に被膜を設けて炭素鋼と水との接触を防止
する方法、炭素鋼を他の合金に取り替えて腐食に伴う水
酸化鉄の発生を防止する方法などが考えられる。
ンの付着防止は、炭素鋼の腐食で水酸化鉄が生成しない
ようにすることで実現できる。具体的な方法としては、
炭素鋼の表面に被膜を設けて炭素鋼と水との接触を防止
する方法、炭素鋼を他の合金に取り替えて腐食に伴う水
酸化鉄の発生を防止する方法などが考えられる。
【００１１】高温水中で耐えることのできる被膜は限ら
れており高価であるが、１５０℃以下の炉水しか流れな
い残留熱除去系配管に対しては、多くの材質が適用可能
である。材質選定に際しては、コスト，施工性，他の用
途での実績などを考慮して最適のものを選ぶべきであ
る。
れており高価であるが、１５０℃以下の炉水しか流れな
い残留熱除去系配管に対しては、多くの材質が適用可能
である。材質選定に際しては、コスト，施工性，他の用
途での実績などを考慮して最適のものを選ぶべきであ
る。
【００１２】被膜の材質としては、有機物の塗膜が比較
的安価で施工が容易である。しかし、１５０℃程度の高
温水に耐える必要があるので、この点を考慮するとテフ
ロン，ポリイミドなどの耐熱性樹脂を用いるのが適切で
ある。特に、テフロンは不活性でイオンの吸着も生じに
くいので、大きな効果が期待できる。
的安価で施工が容易である。しかし、１５０℃程度の高
温水に耐える必要があるので、この点を考慮するとテフ
ロン，ポリイミドなどの耐熱性樹脂を用いるのが適切で
ある。特に、テフロンは不活性でイオンの吸着も生じに
くいので、大きな効果が期待できる。
【００１３】また、セラミックもコーティング材として
は耐食性が高く適切である。但し、多孔質の被膜になり
易く、一部にＣｏに対する吸着性を有するものがあるの
で、この点を考慮して選ぶ必要がある。具体的には、ア
ルミナ，ガラス（シリカ）などが使用できる。これら
は、耐磨耗性があるため被膜が長持ちし、炉水中の固体
粒子による磨耗で消耗しにくい利点がある。
は耐食性が高く適切である。但し、多孔質の被膜になり
易く、一部にＣｏに対する吸着性を有するものがあるの
で、この点を考慮して選ぶ必要がある。具体的には、ア
ルミナ，ガラス（シリカ）などが使用できる。これら
は、耐磨耗性があるため被膜が長持ちし、炉水中の固体
粒子による磨耗で消耗しにくい利点がある。
【００１４】金属もコーティング材として適切である
が、コストの観点から安価なものを選ぶべきである。非
鉄金属としては、アルミニウム，黒鉛，クロム，銅など
の純金属を用いることができる。このうち、クロムや亜
鉛はメッキできるために製造が容易となるので、コスト
的に有利である。
が、コストの観点から安価なものを選ぶべきである。非
鉄金属としては、アルミニウム，黒鉛，クロム，銅など
の純金属を用いることができる。このうち、クロムや亜
鉛はメッキできるために製造が容易となるので、コスト
的に有利である。
【００１５】しかし、銅は炉水中に溶出して燃料棒表面
に付着すると部分的な腐食を誘起して燃料破損の原因と
なる可能性があるので、避けた方が良い。また、インコ
ネルのような耐食性の高いＦｅ含有量の少ない合金（イ
ンコネル系合金）も用いることができる。
に付着すると部分的な腐食を誘起して燃料破損の原因と
なる可能性があるので、避けた方が良い。また、インコ
ネルのような耐食性の高いＦｅ含有量の少ない合金（イ
ンコネル系合金）も用いることができる。
【００１６】
【発明の実施の形態】以下、図１を用いて本発明による
残留熱除去系の第１実施例を説明する。本実施例は、Ａ
ＢＷＲに本発明を適用した例である。原子炉周りは、主
に原子炉圧力容器１，残留熱除去系４及び５，炉水浄化
系８，給水系１２，主蒸気系１７などから構成される。
残留熱除去系の第１実施例を説明する。本実施例は、Ａ
ＢＷＲに本発明を適用した例である。原子炉周りは、主
に原子炉圧力容器１，残留熱除去系４及び５，炉水浄化
系８，給水系１２，主蒸気系１７などから構成される。
【００１７】原子炉圧力容器１の中に核燃料を装荷した
炉心２が設置されており、炉心２が炉水を加熱・沸騰さ
せて蒸気として主蒸気系１７を介してタービン系(図示
せず)に送り、タービン系で発電を行う。炉水は、複数
のインターナルポンプ３により再循環される。従来のＢ
ＷＲと異なり、ＡＢＷＲでは再循環系配管がなく、原子
炉圧力容器１に接続されている配管は、２系統の残留熱
除去系４及び５が主体となる。
炉心２が設置されており、炉心２が炉水を加熱・沸騰さ
せて蒸気として主蒸気系１７を介してタービン系(図示
せず)に送り、タービン系で発電を行う。炉水は、複数
のインターナルポンプ３により再循環される。従来のＢ
ＷＲと異なり、ＡＢＷＲでは再循環系配管がなく、原子
炉圧力容器１に接続されている配管は、２系統の残留熱
除去系４及び５が主体となる。
【００１８】原子炉運転中は残留熱除去系には炉水は通
水されず、原子炉停止時にのみ150℃以下の炉水が残留
熱除去系に通水される。残留熱除去系にはポンプ６，熱
交換器７が設置されており、炉水は熱交換器７で常温
（室温）近くまで冷却され、再び原子炉圧力容器１に戻
される。
水されず、原子炉停止時にのみ150℃以下の炉水が残留
熱除去系に通水される。残留熱除去系にはポンプ６，熱
交換器７が設置されており、炉水は熱交換器７で常温
（室温）近くまで冷却され、再び原子炉圧力容器１に戻
される。
【００１９】一方の残留熱除去系４からは炉水浄化系８
が分岐しており、炉水浄化系８には原子炉運転中に高温
の炉水が通水される。炉水浄化系８には熱交換器９，ポ
ンプ１０，浄化装置１１が設置されており、炉水は熱交
換器９で冷却されポンプ１０で昇圧された後、浄化装置
１１で不純物が除去され、給水系１２に合流して再び原
子炉圧力容器１に戻される。
が分岐しており、炉水浄化系８には原子炉運転中に高温
の炉水が通水される。炉水浄化系８には熱交換器９，ポ
ンプ１０，浄化装置１１が設置されており、炉水は熱交
換器９で冷却されポンプ１０で昇圧された後、浄化装置
１１で不純物が除去され、給水系１２に合流して再び原
子炉圧力容器１に戻される。
【００２０】本実施例では、残留熱除去系４のうち炉水
浄化系８との分岐点から熱交換器７の入口までの範囲の
配管（図中に太線で示す）、及び残留熱除去系５のうち
原子炉圧力容器１の出口から熱交換器７の入口までの範
囲の配管(図中に太線で示す)の内面に、テフロンをコー
ティングしている。即ち、これらの範囲の炭素鋼配管１
４の内面にテフロンコーティング１３を施している。
浄化系８との分岐点から熱交換器７の入口までの範囲の
配管（図中に太線で示す）、及び残留熱除去系５のうち
原子炉圧力容器１の出口から熱交換器７の入口までの範
囲の配管(図中に太線で示す)の内面に、テフロンをコー
ティングしている。即ち、これらの範囲の炭素鋼配管１
４の内面にテフロンコーティング１３を施している。
【００２１】本構成によれば、テフロンコーティングは
放射性イオンの付着を防ぐだけでなく、微粒子の付着も
防ぐので、炉水中の放射性クラッドの配管への堆積を抑
制できる。この際、上記範囲における炉水温度は常時２
００℃以下であり、テフロンコーティングは２００℃以
下ではほとんど変質しないので、長期間にわたって上記
の効果を安定して得られる。
放射性イオンの付着を防ぐだけでなく、微粒子の付着も
防ぐので、炉水中の放射性クラッドの配管への堆積を抑
制できる。この際、上記範囲における炉水温度は常時２
００℃以下であり、テフロンコーティングは２００℃以
下ではほとんど変質しないので、長期間にわたって上記
の効果を安定して得られる。
【００２２】また、残留熱除去系のうち熱交換器７より
下流側は炉水温度が低温となるため、一度配管に放射性
イオンが付着しても、その後で炉水（特に、放射能濃度
の低い炉水）が流れれば付着している放射性イオンは脱
離する。よって、熱交換器７より下流側の配管は、テフ
ロンコーティングなしでも線量率が高くなることはな
い。
下流側は炉水温度が低温となるため、一度配管に放射性
イオンが付着しても、その後で炉水（特に、放射能濃度
の低い炉水）が流れれば付着している放射性イオンは脱
離する。よって、熱交換器７より下流側の配管は、テフ
ロンコーティングなしでも線量率が高くなることはな
い。
【００２３】尚、より厳密には、残留熱除去系４のうち
炉水浄化系８との分岐点近くの下流側、及び残留熱除去
系５のうち原子炉圧力容器１の出口近くの下流側には、
それぞれバルブ（図示せず）が設置されている。残留熱
除去系は原子炉停止時のみに通水されるので、これらの
バルブは原子炉運転中は閉、原子炉停止時は開となるよ
うに、自動又は手動で制御される。よって、より厳密に
は、これらのバルブ出口から熱交換器７の入口までの範
囲の配管にテフロンコーティングを施すことになる。
炉水浄化系８との分岐点近くの下流側、及び残留熱除去
系５のうち原子炉圧力容器１の出口近くの下流側には、
それぞれバルブ（図示せず）が設置されている。残留熱
除去系は原子炉停止時のみに通水されるので、これらの
バルブは原子炉運転中は閉、原子炉停止時は開となるよ
うに、自動又は手動で制御される。よって、より厳密に
は、これらのバルブ出口から熱交換器７の入口までの範
囲の配管にテフロンコーティングを施すことになる。
【００２４】以上説明したように、本実施例によれば残
留熱除去系配管に炉水中の放射能が付着することを抑制
できる。
留熱除去系配管に炉水中の放射能が付着することを抑制
できる。
【００２５】次に、図２を用いて本発明による残留熱除
去系の第２実施例を説明する。本実施例が第１実施例と
異なる点は、残留熱除去系４及び５の何れも、原子炉圧
力容器１の出口から熱交換器７の出口までの範囲の配管
の内面にクロムをメッキしていることである。即ち、こ
れらの範囲の炭素鋼配管１６の内面にクロムメッキ１５
を施している。
去系の第２実施例を説明する。本実施例が第１実施例と
異なる点は、残留熱除去系４及び５の何れも、原子炉圧
力容器１の出口から熱交換器７の出口までの範囲の配管
の内面にクロムをメッキしていることである。即ち、こ
れらの範囲の炭素鋼配管１６の内面にクロムメッキ１５
を施している。
【００２６】クロムメッキは比較的耐熱性に優れている
ので、炉水温度が高くなる部分（残留熱除去系４のうち
原子炉圧力容器１の出口から炉水浄化系８との分岐点ま
での範囲の配管）にも使用できる。この炉水温度が高く
なる部分では、メッキされたクロムの一部は炉水中に溶
解するものの、炉水中に溶解したクロムは炉水浄化系８
の浄化装置１１で除去されるので、問題とはならない。
ので、炉水温度が高くなる部分（残留熱除去系４のうち
原子炉圧力容器１の出口から炉水浄化系８との分岐点ま
での範囲の配管）にも使用できる。この炉水温度が高く
なる部分では、メッキされたクロムの一部は炉水中に溶
解するものの、炉水中に溶解したクロムは炉水浄化系８
の浄化装置１１で除去されるので、問題とはならない。
【００２７】また、クロムメッキは伝熱にほとんど影響
しないので、熱交換器７内の配管にも適用できる。これ
により、残留熱除去系のより広い範囲の配管に対して、
放射性イオンの付着を防止できる。
しないので、熱交換器７内の配管にも適用できる。これ
により、残留熱除去系のより広い範囲の配管に対して、
放射性イオンの付着を防止できる。
【００２８】本実施例でも、第１実施例と同様に、残留
熱除去系配管への炉水中の放射能の付着抑制効果を得る
ことができる。更に、本実施例の場合、残留熱除去系４
の炉水温度が高くなる部分、及び熱交換器７内の配管に
放射能が付着することも抑制できるので、第１実施例に
比べてより効果的となる。
熱除去系配管への炉水中の放射能の付着抑制効果を得る
ことができる。更に、本実施例の場合、残留熱除去系４
の炉水温度が高くなる部分、及び熱交換器７内の配管に
放射能が付着することも抑制できるので、第１実施例に
比べてより効果的となる。
【００２９】
【発明の効果】本発明によれば、残留熱除去系配管に炉
水中の放射能が付着することを抑制することができる。
水中の放射能が付着することを抑制することができる。
【図１】本発明による残留熱除去系の第１実施例を示す
概略構成図。
概略構成図。
【図２】本発明による残留熱除去系の第２実施例を示す
概略構成図。
概略構成図。
【図３】残留熱除去系における放射性イオンの付着メカ
ニズムを示す模式図。
ニズムを示す模式図。
１…原子炉圧力容器、４，５…残留熱除去系、６…ポン
プ、７…熱交換器、８…炉水浄化系、１２…給水系、１
３…テフロンコーティング、１４，１６…炭素鋼配管、
１５…クロムメッキ。
プ、７…熱交換器、８…炉水浄化系、１２…給水系、１
３…テフロンコーティング、１４，１６…炭素鋼配管、
１５…クロムメッキ。
Claims (6)
- 【請求項１】原子炉圧力容器に接続された第１の配管及
び第２の配管と、原子炉停止時に前記第１の配管を通し
て前記原子炉圧力容器から供給された炉水の残留熱を除
去し該残留熱を除去された炉水を前記第２の配管を通し
て前記原子炉圧力容器に戻すための熱交換器とを備えた
残留熱除去系において、 前記第１の配管の内面に、該内面と前記炉水との直接接
触を防ぐ皮膜を設けたことを特徴とする残留熱除去系。 - 【請求項２】請求項１において、前記皮膜を設ける範囲
は、第１の配管のうち炉水浄化系との分岐点から熱交換
器の入口までの範囲であることを特徴とする残留熱除去
系。 - 【請求項３】請求項１において、更に、熱交換器内の配
管にも前記皮膜を設けたことを特徴とする残留熱除去
系。 - 【請求項４】請求項１又は２において、前記皮膜は、テ
フロン，耐熱性樹脂，セラミックの何れかで構成される
ことを特徴とする残留熱除去系。 - 【請求項５】請求項１又は３において、前記皮膜は、ア
ルミニウム，亜鉛，クロム，インコネル系合金の何れか
で構成されることを特徴とする残留熱除去系。 - 【請求項６】複数のインターナルポンプを有する原子炉
圧力容器と、原子炉停止時に炉水の残留熱を除去する残
留熱除去系と、炉水中の不純物を除去する炉水浄化系と
を備えたＢＷＲプラントにおいて、 前記残留熱除去系として、請求項１乃至５の何れかに記
載の残留熱除去系を用いたことを特徴とするＢＷＲプラ
ント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03463497A JP3269417B2 (ja) | 1997-02-19 | 1997-02-19 | 残留熱除去系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03463497A JP3269417B2 (ja) | 1997-02-19 | 1997-02-19 | 残留熱除去系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10232295A true JPH10232295A (ja) | 1998-09-02 |
| JP3269417B2 JP3269417B2 (ja) | 2002-03-25 |
Family
ID=12419848
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP03463497A Expired - Fee Related JP3269417B2 (ja) | 1997-02-19 | 1997-02-19 | 残留熱除去系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3269417B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013231531A (ja) * | 2012-04-27 | 2013-11-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 熱交換器 |
-
1997
- 1997-02-19 JP JP03463497A patent/JP3269417B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013231531A (ja) * | 2012-04-27 | 2013-11-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 熱交換器 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3269417B2 (ja) | 2002-03-25 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| AU2011283740B2 (en) | Method for suppressing corrosion of plant, and plant | |
| US6856665B2 (en) | Method for controlling water quality in nuclear reactor and nuclear power plant to which the method is applied | |
| JPH10339793A (ja) | 水質制御システムおよび水質制御方法 | |
| JP3269417B2 (ja) | 残留熱除去系 | |
| JP2000352597A (ja) | 原子力発電プラントおよびその運転方法 | |
| JP2011106914A (ja) | 高温水系の腐食防止構造および腐食防止方法 | |
| JP2008007851A (ja) | 腐食抑制皮膜生成方法及び原子力発電プラント | |
| JPS6295498A (ja) | 原子力発電プラントの製造法 | |
| JP5872286B2 (ja) | 耐食性部材 | |
| JP2000292590A (ja) | 凝縮性媒体流通プラントおよびその水質制御方法 | |
| KR102309765B1 (ko) | 원자로의 강 표면의 내부-윤곽 부동태화 방법 | |
| Tsubakizaki et al. | Achievement on OT (Oxygenated Feed-Water Treatment) application and introduction of countermeasures for powdered scale deposit | |
| JPH0229364Y2 (ja) | ||
| JP2008095123A (ja) | 炭素鋼配管、その製造方法および炭素鋼配管の腐食低減方法 | |
| JPS62233796A (ja) | 原子力プラントの放射能低減方法及び原子力プラント | |
| JPH0862384A (ja) | 沸騰水型原子炉の線量低減方法 | |
| Breden et al. | Summary of Corrosion Investigations on High-Temperature Aluminum Alloys. Period Covered: February 1955-October 1956 | |
| JPS629296A (ja) | 原子炉一次冷却系の構造材 | |
| JPS6193996A (ja) | 原子力発電プラントの放射能低減方法 | |
| JPH06148386A (ja) | 原子力プラントの腐食生成物抑制方法 | |
| JPH08304584A (ja) | 原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法 | |
| JP4560114B2 (ja) | 原子力発電プラント | |
| JP2009280840A (ja) | タービンケーシングの耐食コーティング処理方法 | |
| Griess et al. | SOLUTION CORROSION GROUP QUARTERLY REPORT FOR THE PERIOD ENDING APRIL 30, 1956 | |
| JPS6296898A (ja) | 発電プラント |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |