JPS6017079B2 - 原子力プラントにおけるタ−ビン主復水器ホットウェル水中の溶存酸素節装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子力プラントの溶存酸素、特に、沸騰水型
原子力発電プラントの主復水器および復水給水系配管の
漆存酸素の調節方法およびその装置に関するものである
。

第１図は原子力プラントの概略を示す系統図で、１は原
子炉圧力容器２内に設けられている原子炉、…ま原子炉
圧力容器２内で発生し、主蒸気配管３を介して送られた
蒸気によって発電機５を回転させるタービン、６は管巣
７およびホットウェル８を有する復水器、９，１０，１
１および１２は、それぞれ復水ポンプ、復水脱塩装置、
給水加熱器および給水ポンプ、１４は抽出空気入口弁１
３の設けられている抽出空気配管、１５はェゼクター、
１６はチヤコールフイルター、１７はスタツクである。

この原子炉を起動する場合には、まず、復水器６内の真
空度を上昇させるため、管巣７の中心部に取り付けられ
た抽出空気配管１４より、非凝縮性ガス（窒素、酸素、
水素ガス等）が抽出空気入口弁１３を経由して、ェゼク
ター１５又は真空ポンプで引き出され、引き出されたガ
スは、チャコールフィルター１６等で処理され、スタツ
ク１７に導かれる。この過程で、空気中の酸素が溶解し
ていたホットウェル８の水は、真空度の上昇につれて、
ヘンリーの法則により、酸素ガスを脱気し、その漆存酸
素濃度はｌｏｐｐｂ以下になる。このようにして脱気さ
れた水は、復水ポンプ９で復水脱塩装置１０‘こ送り、
イオン状純物や不溶解固形物を除去し、浄化した後、給
水加熱器１１で加熱し、給水ポンプ１２で原子炉圧力容
器２に供給される。原子炉１で加熱された水は、蒸気と
なり、主蒸気配管３を経て、タービン４を駆動し、発電
機５を回転させ、発電を行う。そして、従釆の火力プラ
ントや原子力プラントにおいては、復水給水中の溶存酸
素濃度は、腐蝕生成物等の不純物の抑制の観点から１他
ｐｂ以下と低いほどよいとされていた。

しかしながら、沸騰水型原子力プラントにおいては、中
性純水で水質管理されており、このような状態において
は、２０ｐｐｂ以下の溶存酸素濃度では、逆に炭素鋼材
料の腐蝕が促進されることが明らかとなってきた。第２
図は、炭素鋼の腐蝕実験結果の一例を示すもので、機軸
、縦軸に、それぞれ、溶存酸素濃度（ｐｐｂ）、腐蝕速
度（柵／ｄｍ２．ｍｏ）がとってあり、Ａ、Ｂは、それ
ぞれ、２５００、９５『０の場合を示しており、溶存酸
素濃度２岬ｐｂ以下および２００ｐｐｂ以上では、温度
が高くなるのに従って、腐蝕速度が大きくなることを示
している。従って、従来のタービン主復水器ホットウェ
ル水は、主復水器の真空度が真空上昇能力の最大限で運
転されていたため、溶存酸素濃度は１肋ｐｂ以下となっ
ており、そのため、炭素鋼からイオン状の鉄が溶出し、
給水水質を悪化させる原因となっていた。また、沸騰水
型原子力プラントにおいては、特に、給水系からの鉄の
特込みは、それらが炉内で放射化されることにより、プ
ラントの放射線量率を上昇させる原因にななり、従業員
の被曝の問題につながるので、腐蝕防止対策が望まれて
いる。

本発明は、主復水器ホットウェル水の溶存酸素濃度を適
正濃度に制御する方法とその方法を実施するのに最も好
適な装置を提供することを目的とし、原子炉起動時にタ
ービン主復水器を真空にする原子力プラントにおいて、
起動時における真空度を３０〜６仇ｍｍＨｇとし、運転
中この真空度範囲内で運転することを第一の特徴とし、
タービン主復水器を真空にする手段と、抽出空気流量を
調整する手段とを有する原子力プラントにおいて、抽出
空気流量を調整する手段の抽出空気入口弁が、設定真空
度に制御するための真空調節弁の設けられたバイパス流
路を有することを第二の特徴とするものである。すなわ
ち、本発明は、炭素鋼の溶存酸素による不働館化作用を
効果的に制御して目的を達成するもので、実機プラント
の起動時、運転中および停止時の主復水器真空度と復水
溶存酸素濃度との関係を調査および実験によって確認し
、ホットウェルの綾存酸素濃度を制御するために主復水
器の真空度を調節し、主復水器中の酸素分圧を変化させ
ることにより、ホットウェル水中に溶存する酸素を制御
するもので、ヘンリーの法則を応用したものである。

第３図は、実機プラントの調査および実験結果を調整し
て、主復水器真空度と復水器出○溶存酸素濃度との関係
を求めたもので、横軸に真空度（ｍｍＨｇ）、縦藤に主
復水器出口溶存酸素濃度（ｐｐｂ）がとってあり、Ｃ以
下が腐蝕環境を示している。

この図から明らかなように、起動時にタービン主復水器
の真空度が上昇すると、主復水器出口溶存酸素濃度は、
実線Ｅにそって低減する。

従釆は、真空能力の最大限で運転しているので、真空度
は２５〜３仇ｈｍＨｇとなる。主復水器の真空度を運転
操作により変化させる場合、短期間では、実線Ｆで示す
ように、溶存酸素濃度はほとんど変化を示すことはない
。しかし、長時間（約１週間）その真空度を維持させる
と、溶存酸素濃度は、実線Ｇで示すように少しずつ増加
する。一方、第２図から、主復水器等を構成する炭素鋼
が不働態化する溶存酸素濃度範囲は、２伽ｐｂを下限と
し、２０皿ｐｂを上限とすることになる。

しかし、沸騰水型原子炉においては、炉内の溶存酸素濃
度は約１５０〜１８岬ｐｂであるので、さらに多量の余
剰酸素が加わることは好ましくなく、配管系に酸化被膜
が形成される酸素量を考慮した場合においても、主復水
器出口の溶存酸素濃度の上限は第３図のＤで示すように
５０ｐｐｂ以下であることが望ましい。従って、主復水
器出口の溶存酸素濃度を２０〜５政ｐｂにする必要があ
り、このようにするためには、第３図に示されるように
、真空度が３０〜６肌ｍＨｇの範囲にあれ‘まよいこと
がわかる。

第３図の１、Ｊはその一例を示すもので、起動から通常
運転に至るまでの過渡期間において、真空度を約４０〜
４飢ｍＨｇとしたもので、腐蝕環境に入ることなく運転
することができる。プラントが停止する場合には、主復
水器の真空度は、除々に低くなるので、日やＫに沿って
変化することになる。

すなわち、主復水器真空度を３０〜６皿ｍＨｇ範囲で運
転すれば、ホットウェル水を適切な溶存酸素状態にする
ことが可能である。

以下、実施例について説明する。

第４図は、一実施例の原子力プラントの概略を示す系統
図で、第１図と同一部分には同一符号が付付してあり、
第１図と異なるところは、抽出空気配管１４に設けられ
ている抽出空気入口弁１３に電動弁１９と真空度調節弁
２０の設けられているバイパス配管１８が設けられ、こ
の真空調節弁２０が、管巣７と抽出空気入口弁１３との
間の圧力検出用の圧力発信器２１、真空度を設定する圧
力調節器２２、圧力調節器２２の設定真空度と圧力発信
器２１の検出圧力との比較結果にもとづき動作する変換
器２３によって制御されるようになっている点である。

復水器６の真空度を調整するには、抽出空気入口弁１３
を１〜２％の関度まで絞りこんで、抽出空気量を調整す
ればよいが、３０インチの大型弁の微動調整は、困難を
きたすため、真空調節弁２０に自動制御機能をもたせて
、真空度の調整を行なうようにしたものである。このバ
イパス配管の設けられている装置で真空度を調整するに
際して、主復水器６の真空度が５０ｈｍＨｇ近くまでは
、抽出空気入口弁１３は全開にしておく。

そして、５仇ｈｍＨｇより真空度を上昇させるためには
、抽出空気入口弁１３のバイパス配管１８を使って、徴
量制御する。すなわち、設定真空度を圧力調節器２２に
設定し、圧力発信器２１および変換器２３により、真空
調節弁を制御して、一定真空度となるようにすることが
できる。ここで、設定真空度を、３０〜６肌ｍＨｇとな
るように設定すれば、ホットウェル水落存酸素濃度を２
０〜５倣ｐｂにすることができる。第５図ａおよびｂは
、タービン主復水器真空上昇時の真空度および復水溶存
酸素濃度の特性図で、機軸には時間（時）がとってあり
、縦軸には、ａでは復水器真空度（ｍｍＨｇ）、ｂでは
復水器溶存酸素濃度（ｐｐｂ）がとってあり、Ｌが本発
明の方法、Ｍが従来の方法を用いた場合の結果を示して
いる。

従来の方法においては、真空限界能力で運転していたた
ため、溶存酸素濃度は１岬ｐｂ以下であったが、本発明
の方法においては、真空度は約４肌ｍＨｇで一定圧力に
設定することができるので、溶存酸素濃度は２のｐｂ以
上にすることができる。第６図ａおよびｂは、真空度限
界能力で定常運転に入り、ある時点で、抽出空気流量を
絞って、真空度を５ｍｈｍＨｇにした場合を示したもの
で、機軸には時間（日）がとつてあり、縦軸には、ａで
は復水器真空度（ｍｍＨｇ）、ｂでは復水溶存酸素濃度
（ｐｐｂ）がとってあり、Ｎが真空調整しなかった場合
、０が真空調整した場合を示しており、この場合の復水
溶存酸素濃度は徴量な変化となる。

これは、溶存酸素濃度がｌｏｐｐｂ以下となったホット
ウェル水に、主蒸気中の放射線分解によってて生成した
酸素ガスが溶解して平衡状態に達するまでに、かなりの
時間を要するためと考えられる。このことは、真空調整
は、主復水器の真空上昇の初期から実施することが重要
であることを示している。従って、この原子力プラント
の溶存酸素調節方法は、‘ィ｝ ホットウェル水溶存酸
素濃度を２０〜５加ｐｂに制御できるので、主復水器構
造材である炭素鋼の腐蝕抑制が可能となる。

‘ｏー ホットウェル水の溶存酸素濃度が２０〜５加ｐ
ｂであるということは、復水および給水においても、こ
の程度の溶存酸素濃度下にあると考えられるので、復水
および給水系炭素鋼配管の腐蝕抑制も可能となる。

し一 復水脱塩器上流の腐蝕が抑制されれば、腐蝕生成
物の量が少なくなり、復水脱塩装置への負担が軽減され
、結果的には、廃棄物処理量の軽減が可能となる。

Ｑ 炉水の放射線分解によって生成した酸素ガスが、復
水器ホットウェルに回収されることになり、外部から酸
素ガスを注入しなくてもよい。

等の効果を有するものである。以上の如く、本発明の原
子力プラントの溶存酸素調節方法およびその装置は、主
復水器ホットウェル水の溶存酸素濃度を適正濃度に制御
することを可能とするもので、産業上の効果の大なるも
のである。

【図面の簡単な説明】

第１図は、従来技術を説明する原子力プラントの概要を
示す系統図、第２図は、炭素鋼の溶存酸素濃度と腐蝕速
度との関係を示す線図、第３図は、主復水器真空度と復
水器出□溶存酸素濃度の関係を示す線図、第４図は、本
発明の原子力プラントの溶存酸素調節装置の一実施例の
概略を示す系統図、第５図ａおよびｂは、本発明の原子
力プラントの溶存酸素調節方法における主復水器真空上
昇時の真空度と溶存酸素濃度との関係を従来方法との比
較において示す線図、第６図はａおよびｂは、同じく、
定常運転状態に入って本発明を実施した場合の主復水器
真空上昇時の真空度と溶存酸素濃度との関係を従釆方法
との比較において示す線図である。 １・・・・・・原子炉、６…・・・復水器、７・…’・
管巣、８…．・・ホットウェル、１３・・・・・・抽出
空気入口弁、１４・・・・・・抽出空気配管、１５・・
・・・・ェゼクタ−、１８・・…・バイパス酸管、２０
・・・・・・真空調節弁、２１・・・・・・圧力発信器
、２２・・・・・・圧力調節器、２３・・・・・・変換
器。 第１図 第２図 第３図 第４図 第５図 第６図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉起動時にタービン主復水器を真空にする原子
   力プラントにおいて、前記起動時における真空度を３０
   〜６０ｍｍＨｇとし、運転中この真空度範囲内で運転す
   ることを特徴とする原子力プラントの溶存酸素調節方法
   。 ２ 前記真空度の調整を前記主復水器排ガス系統の抽出
   空気流量の調整により行なう特許請求の範囲第１項記載
   の原子力プラントの溶存酸素調節方法。 ３ タービン主復水器を真空にする手段と、抽出空気流
   量を調整する手段とを有する原子力プラントにおいて、
   前記抽出空気流量を調整する手段の抽出空気入口弁が、
   設定真空度に制御するための真空調節弁の設けられたバ
   イパス流路を有することを特徴とする原子力プラントの
   溶存酸素調節装置。 ４ 前記真空調節弁が、真空度を設する圧力調節器の設
   定真空度と、前記バイパス流路入口側に接続されている
   圧力発信器の検出圧力との比較結果にもとづき動作する
   変換器によつて制御される特許請求の範囲第３項記載の
   原子力プラントの溶存酸素調装置。