JPS59119296A - 沸騰水形原子力発電プラントの酸素量注入システム - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は、沸騰水形原子炉の給・復水系から発生し原子
炉圧力容器内に持ち込まれる腐食生成物を、酸素注入に
より低減させ、従事者の放射線被ばく低減をはかり得る
沸騰水形原子力発電プラントの酸素ｍｌ注入システムに
関する。

し発明の技術的背景］ 一般に洲ｌＩで水彩原子炉における従事者の放射線被ば
くは、給・復水系において発生する腐食生成物が原子炉
圧力容器内に流入し、燃料棒表面へ付着し°Ｃ放射化し
た放射性腐食生成物に起因する。

給・復水系の疾索鋼から発生する腐食生成物の低減化と
して現状では復水下流域からの酸素注入による対策がと
られている。給・復水系内溶存酸素淵瓜と腐食速度との
関係を第１図に示す。また、溶存酸素濃度を、一定に保
持させることが、防食効果上きわめて有効であることか
らも、正確な溶存酸素制御は給・復水系内発生腐食生成
物低減に有効である。

第１図に示した如く、溶存酸素Ｄａとして現状プラント
においては５０〜２００ρｐｂの、濃度範囲が、防食効
果上最適とされている。

なお、第１図は温度１００℃で静止水中での測定条件で
たて軸に腐食速度を、よこ軸に溶存酸素濃度を示してい
る。

沸騰水形原子炉では、原子炉圧力容器内で、冷却水を核
加熱し、主蒸気系に放出し、発電に供する。発電に供さ
れた蒸気は、この後復水器で冷ｆ、ｆｌ凝縮され復水系
に流入する。冷却水は、更に復水脱塩装置を経て、復水
ポンプで加圧され、給水加熱器で加熱され再び原子炉圧
力容器内へ戻る。この様に、冷却水が循環し、熱伝達す
る。

実機プラントでの給・複水系の炭素鋼から発生する１関
食生成物の中で、復水−に流で発生する１１ｇ食生成物
は、復水脱塩装置により除去されるが、復水脱塩装置の
下流から、原子炉圧力容器までの給・復水系にＪ３いて
炭水鋼から発生する腐食生成物に対しては、腐食生成物
発生抑制の立場から復水脱塩器の下流側と復水ポンプの
上流側との間から酸素注入が実施されている。

［背蜆技術の問題点］ しかしながら、上記従来の酸素注入システムでは一次系
配管へｌｌｉ続的に酸素を注入しているために酸素濃度
のコントロール制御が局部的になつ−Ｃ均一に制御され
ず、したがって一定範囲内に保持することが困難である
などの問題点があった。

［発明の目的コ 本発明は上記問題点を解決するためになされたもので、
原子炉圧力容器内への餌食生成物の持ち込み船を低減さ
せるべく酸素量を自動的に注入してより効果的に一次系
配管の腐食防止を行なうことができる沸騰水形原子力発
電プラントの酸素量注入システム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、湘ＤＩ水形原子力
発電プラントの一次冷却水系の復水脱塩器と復水ポンプ
との間に酸素を注入する酸素注入装置を設け、給水加熱
器の第１段の入口および最終段の出口に第１および第２
の採水点を設け、これらの採水点をそれぞれ一次冷却水
系中の酸素量を検知する酸累淵度センザに接続し、この
酸素ｍ度しンリからの信号を制御装置に入力して前記酸
素注入装置から一次冷部水系へ注入する酸素量を８１力
制御することを特徴とする沸騰水形原子力発電プラント
の６Ｄ　素ｆｉｔ　）主人システムである。

［発明の実施例］ 以下、第２図を参照しながら本発明の一実施例を説明す
る。

図中符号１は原子炉圧力容器を示しており、この原子炉
圧力容器１内の炉心から発生した熱を冷却４Ａによって
冷却し、蒸気化して、この蒸気を主蒸気系配管２からタ
ービンへ送り発電機を回転させる。タービンで仕事をし
た冷却水は復水器３で凝縮して復水となる。復水器３か
らの復水は復水脱塩器４で金属イオンなどの不純物が除
去される。

復水脱塩器４で純化された復水は復水ポンプ５から給水
加熱器６で加熱され、給水ポンプ８から給水管を経て原
子炉圧力容器１内へ戻される。復水器３から給水ポンプ
８および給水管に至る管路を復・給水系とくに一次冷却
水系と称する。ここで、復水脱塩器４と復水ポンプ５と
の間に酸素を注入する酸素注入点７が設けられる。この
酸素注入点は酸素ボンベ１１および調節バルブ１５に接
続される。また給水加熱器６の第１段の入口に第１の採
水点９が設（すられ、さらに給水加熱器６の最終段の出
口に第２の採水点１０が設けられている。

これら採水点９．１０はそれぞれ調節バルブ１６′、１
７を介して酸素？ｌ’Ｊ度センυたとえば酸素分析装置
１２に接続されＣいる。それぞれの調節バルブ１５．１
６．１７は信号線（破線で示１）により制御装置１４に
接続されている。また酸素分析装置１２からの信号は発
信機を介して制御装置１４に接続されている。

しかして、本発明は一次冷Ｎ１水系への酸素注入を、自
動化し、溶存酸素濃度を一様に保持するために、復水ポ
ンプ５と給水加熱器６との間に、また給水加熱器６と給
水ポンプ８との間に各々第１および第２の採水点９．１
０を設置し分析して酸素淵度を測定し、各々の測定伯を
もとに酸素ボンベ１１に接続した調整バルブ１５の開度
調整とし、酸素注入点７への注入量を制御する。

制御にあたっては、酸素分析装置１２、発信機１３、お
よび制御’Ｈｆｉｊ　１４を図中に示づ様に、連絡する
。制御装置１４により一定時間、第２の採水点１０Ｃ溶
存酸索濶度を分析装置１２で測定し、発信機１３から制
御３ｎ装置１４へ送られる。その後、第１の採水点９で
同様に測定が実ＸＩｍされる。第１おＪｚび第２の採水
点９．１０での溶存酸素′ａ度を各々Ｃ＋　、Ｃ２（ｐ
ｐｂ　）とし、制御法を下記に示１ｏ尚、適切な溶存酸
漿濃度として第１図から明らかな様に５０〜２００ｐｐ
ｂとした。

（１）Ｃ２＜５０の場合、制御３ｎ装置１４より、酸素
ボンへ１１上のバルブ１５へ信号が送られボンベ間と１
．ｆる。

（２）（Ｅ＋＞１５０の場合、制御装置１４より、ＦＪ
’Ｕ　Ｗ、ボンベ１１−トのバルブ１５へ信号が送られ
、ボンへ閉となる。

［発明の効果１ 上記本発明に係るシステムによれば、給・復水系内の溶
ひ酸素を、一定範囲内に保持づることが可能となる。ま
た従来の断続的に注入するシステ１１と比較して、本発
明のシステムは給・復水内の溶存酸素１ｌｉｉ１度を一
様に一定釦囲内に保持することが容易であり、従つ゛（
炭素鋼の腐食抑制−［、多大な効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図はＢＷＲ発電プラントにおける炭素鋼の溶存酸素
ｍ度と腐食速度の関係を示す曲線図、第２図は本発明に
係るＢＷＲ発電プラントの酸素足制御システムの一実施
例を示す系統図である。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・主蒸気系 ３・・・・・・・・・・・・復水器 ４・・・・・・・・・・・・復水１；（填装置５・・・
・・・・・・・・・復水ポンプ６・・・・・・・・・・
・・給水加熱器７・・・・・・・・・・・・酸素１↑人
点８・・・・・・・・・・・・給水ポンプ９・・・・・
・・・・・・・第１の採水点１０・・・・・・・・・・
・・拘′１２の採水点１１・・・・・・・・・・・・酸
素ボンベ１２・・・・・・・・・・・・酸素分析装置１
　３　・・・　・・・　・・・　・・・　ブｔ　１吉　
Ｉ幾１４・・・・・・・・・・・・制谷口ｇ装置１５・
・・・・・・・・・・・調節バルブ代理人弁理士　　　
須　山　佐　−

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）沸騰水形原子力発電プラントの一次冷却水系の復
   水脱塩器と復水ポンプとの間に酸素を注入する酸素注入
   装置を設け、給水加熱器の第１段の入口および最終段の
   出口に第１および第２の採水点を設け、これらの採水点
   をそれぞれ一次冷却水系中の酸素量を検知する酸素濃度
   センサに接続し、この酸素濃度センサからの信号を制御
   装置に入力して前記酸素注入装置から一次冷却水系へ注
   入する酸素量を出力制御することを特徴とする沸騰水形
   原子力発電プラントの酸素路注入システム。
2. （２）第１および第２の採水点にはそれぞれ調節バルブ
   が接続され、これらの調整バルブの信号は制御装置に入
   力され、この制御Ｖ：ｅ置の出力信号が酸素ボンベの調
   節バルブに入力されて開度調整されることを特徴とする
   特許請求の範囲第１項記載の沸騰水形原子力発電プラン
   トの、＠余量注入システム。