JPS60220898A - 原子炉水質制御方法及び装置 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）及び新
屋転換炉（以下ＡＴＲという）等の原子炉の熱によシ直
接蒸気を発生し、タービンを駆動してｄ力を発生する直
接サイクル型軽水炉の水質制御方法及び装置に関する。

〔発明の背景〕

従来のＢＷＲ，−次系の構成を第１図に示す。

ＢＷＲ，−次系においては、高純度で中性の冷却水が再
循環ポンプ１６によシ炉心部２に送〕込まれ、一部は炉
心部２における発熱によ）蒸気となり、主蒸気系１２を
経て、高圧タービン１０と低圧タービン１１の駆動源と
なる。低圧タービン１１には、コンデンサ９が結合して
おり、炉心２で生成した蒸気は、ここで凝縮し、水とな
る。凝縮水は、復水ポンプ８と復水脱塩器６を経た後、
給水ポンプ７により加圧され、加熱した後、再び圧力容
器１内に戻される。ＢＷＲにおいては、構造材料の腐食
抑制及び原子炉の核熱特性の劣化防止のため冷却水の水
質を中性とし、炉浄化系４と復水脱塩器６で不純物を除
去して純度を高く保っている。

冷却水中のガス成分、特に材料の腐食に大きな影響をも
たらす酸素等に対しては、我国のＢＷＲにおりては、原
子炉の出力を上げる前に、コンデンサ９を真空脱気運転
して水中の酸素濃度をあらかじめ数十ｐｐｂ前後に低く
している。スウェーデンのＢＷＲでは、同じく出力上昇
以前に、緊急炉心冷却系より窒素を吹き込み酸素濃度を
低く抑えている。このように、種々の方策を施した結果
、ＢＷＲの通常運転時の溶存酸・水素濃度は、それぞれ
１５０〜２５０ｐｐｂ、５〜１０　ｐｐｂ前後になる。

先に示した脱気運転時より高くなるのは、これらの酸・
水素が、原子炉炉心部２で水が中性子・ガンマ線によっ
て照射される結果生じる放射線分解生成物だからである
。炉心２で放射線分解の結果生じる酸素、水素等の揮発
生成分については大部分が主蒸気系１２を経て、空気抽
出器１３゜再結合器１４．スタック１５等からなるオフ
ガス系に送り込まれる。炉心２で生成した分解生成種の
ごくわずかの部分が液相にとどまり、前記した濃度の酸
素、水素濃度として炉外で検出される。

ＢＷＲの温度と圧力条件（２８５Ｃ，７０ＭＰａ）では
、２５０ｐｐｂの酸素濃度は、構造材料の腐食抑制とい
う面から十分に低い値とされているが、近年、材料の防
食をさらに確実なものとするために、スウェーデン及び
米国のＢＷＲ，で、−次冷却系への水素注入が実施され
、注目を集めている。

水素注入は、水素を冷却水中に注入することによシ、水
の放射線分解そのものを抑制する効果がある。実際の例
では、復水脱塩器６の下流から水素を注入し、オフガス
中及び再循環系の酸・水素濃度を実測することによシそ
の効果をモニタしている。その結果、第２図に示す様に
、酸素ガス放出量については、大きな低減効果は見られ
ないものの、再循環系の酸素濃度については比較的少な
い水素注入量で大きな低減効果があることが見出された
。

しかしながら、これらの−次冷却系のサンプリング値に
基づく知見には以下に示す様に、いくつかの点で問題が
ある。

（１）　冷却水をサンプリングし、冷却した後の手分析
による測定値は、数多くの水の放射線分解生成物が、最
終的に安定な酸素、水素になった結果の値であるため、
サンプリング点での分解生成物の濃度そのものは不明で
ある。

（１１）炉心部で生成した、酸素、水素、過酸化水素を
はじめとする水の放射線分解生成種の濃度は、−次系各
領域における放射線線量率あるいは、炉心部からの経過
時間等に対応して決まる。したがって、仮υにサンプリ
ング値が、サンプリング点での濃度を正しく与えるもの
であってもそれから、−次系の他の領域における状況を
知ることはできない。

特に、近年は、再循環系以外の部位、例えば、炉心上方
の上昇管における酸素濃度を抑制する等の要請もあり、
−次系全体の水質を管理することが基本的な考え方にな
シつつある。しかしながら、先に述べた問題点から明ら
かな様に、従来実プラントで利用されてきた技術でこの
様な要請に応えることは、不可能である。そこで、発明
者らは、こうした要請に応える手段を提供するために、
（１）高温・高圧水用溶存酸素計 （ｌｉ）　Ｂ　Ｗ　Ｒ炉水の放射線分解の理論評価モデ
ルを開発してきた。以下、上記（１）、　（Ｉｉ）の技
術の概略を説明する。

中　高温・高圧水用溶存酸素計 第３図は高温高圧水用溶存酸素針の概略構造図である。

センサー本体１８は容器１７中の被測定液２８１Ｃ浸漬
される。被測定液２８は、センサーの一端で、酸素に対
して選択的な透過性を持つテフロン膜２３を介して、Ｋ
Ｃｔを溶かした内部電解液２０に接している。テフロン
膜の機械的強度を保つため、膜の外側に金属性、例えば
、ステンレス鋼のフィルタ２４、膜の内側に陰極を兼ね
た金の多孔板２２を配しである。内部電解液２０内の一
端には陽極２１が配置される。耐熱構造とするために、
センサー本体１８は全てテフロン等の耐熱材料で形成し
、側面に、電解液の熱膨張を吸収するベローズ１９を設
けである。この様な構造。

材料にすると、ＢＷＲ炉水条件（２８５Ｃ，７０ＭＰａ
）での使用が可能となる。炉水中の酸素は、＼＼ テフロン膜を透過し、金電極２２上で、次の反応によシ
環元される。

Ｃｈ　＋　２　ＨｚＯ＋　４６−　＋４０Ｈ−””（１
）一方、この反応に伴い、Ａｇ／ＡｇＣｔ電極上でＡ　
ｇ　＋　Ｃｔ−→ＡｇＣ１＋　ｅ−・・・・・・（２）
の反応が進行する結果、両電極間に電流が流れる。

テフロン膜２３を介して電解液２０内に透過してくる酸
素の流入率は、被測定液の酸素濃度にほぼ比例するため
に、電流計２６で測定した電流値によシ、被測定液の酸
素濃度を知ることができる。

（ＩＩ）　Ｂ　Ｗ　Ｒ炉水の放射線分解の理論評価モデ
ル本手法は、ＢＷＲ炉水の放射線分解生成物濃度の時々
刻々の変化を、−次冷却水の流体素片に乗って数値解析
によりめるものである。モデルの内容は、この〔発明の
背景〕の車床に示した参考文献に詳しいので、ここでは
、モデルの概略と結果のみ示す。

水が、ガンマ線、中性子線等の放射線の照射を受けると
、−次生成物として次の分解生成種が形成される。

ｎ、ｆ Ｈ２Ｏ−ＭＮ−→ｅ＆−，ａＨ”ｍ　Ｈｅ　Ｈｚ　Ｉ　
ＯＨ，０・・・・・・・・・（３） これら−次生成物の生成率はｇ値（吸収エネルギー１０
０ｅＶ当シの生成個数）と呼ばれ、高温水に対しては、
表１に示すような実測値が得られている。

一次生成物間の相互反応により、０２　、　ＨｅＯｚ　
ａＨＯ！　、　（ｈ−、ＨＯｚ−等の二次生成物が生成
する。

これらの生成反応を含め、−次、二次生成物相互には表
２に示すような化学反応が進行するとされている。

そこで、単位体積当たりの照射による吸収エネルギーを
Ｑとすれば、分解生成種濃度の時間的変化は単相溶液中
の一様反応の場合は次式で表わされる。

・・・・・・・・・（→ ここで、ｋＢ　：　１種、ｊ種の分解生成種間の反応速
度定数 ＣＩ：・１種分解生成橿の液相中濃度 ＢＷＲの炉心の沸騰二相流の様に、ガス成分の相関移行
が生じる不均一反応の場合は、ここで、ｖｔ　：ボイド
率 ε：ガス放出係数 ６１：ガス吸収係数 ｘ（ｔ）：時刻ｔにおける流体素片の位置ＣＦ（ｘ）：
位置Ｘにおける１種分解生成種の蒸気中濃度 一方、蒸気中濃度に対しては ・・・・・・・・・・・・（６） ここで、Ｖｔ：液相流速 ｖｌ：蒸気流速 が成立つ。

ＢＷＲラジオリシスモデルでは、以上の様な表弐に基づ
き、ＢＷ几−次冷却系の全流路に沿って積分を実行し、
放射線分離生成種の濃度をめている。第４図は、このよ
うにしてめた分解生成種濃度のうち、酸素の一次冷却系
の濃度分布を示したもので、三次元の軸は水平軸が一次
冷却系の位置゛、垂直軸が酸素濃度、斜めの軸が水素注
入率である。図から、通常運転を含め、水素注入下にお
いても酸素濃度には大きな分布がつくことが判る。第２
図に、水素注入実験の屏析結果を併せて示した。両プラ
ントにつめて、解析値は、水素注入率の高い領域（ドレ
スデン２号炉において注入率４０　Ｎｍ”／ｈ以上）を
除いて、実測値と２０チ以内の誤差で一致しておシ、定
性的な傾向については、水素注入の全領域で一致してい
る。

ここで示した二手法は、ＢＷＲ，炉水の真の水質を知る
上で有効な手段となりうるものであるが、実根の水質制
御という意味では依然以下に掲げる問題点を有している
。

（１）高温・高圧水用溶存酸素計は、取付は位置におけ
る酸素濃度を測定することはできるが、他の位置及び二
相流部の液相中の濃度等を算定。

実測不可能である。

（１１）理論解析モデルは、個々のプラント毎に入力値
が異なるために、例えば、運転条件が変わるたびに数値
シミュレーションを行ｂ１水素江入率を決めるという様
な制御の仕方になると考えられるが、このためには大容
量で高速の計算機がそれぞれのプラントの水質制御シス
テム毎に必要である。

く参考文献〉 Ｅ、　ｘｂｅ　ａｎｄ　Ｓ、　Ｕｃｈｉｄａ、　＠Ａｎ
ａｌ）’ｔｉｃａｌｅｖａｌｕａｔｉｏｎ　ｏｆ　ｗａ
ｔｅｒ　ｒａｄｉｏｌｙｓｉｓ　ｉｎ　ＢＷＲｓ’Ｐｒ
ｏＣｅｅｄｉｎｇＳ　ｏｆ　Ｊｎｔｅｒｎａｔｊｏｎａ
ｌ　ＣｏｎｆｅｒｅｎｃｅＯｎ　Ｗａｔｅｒ　Ｃｈｅｍ
ｉｓｔｒ／　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　１％ｅａｃｔｏｒ
Ｓｙｓｔｅｍｓ、　Ｂｏｕｒｎｍｏｕｔｈ、　Ｕ、に、
　ｏｃｔ、　１７−２１　。

１９８３、　Ｖａｔ、　１．　ｐ、　１７　（１９８３
）〔発明の目的〕 本発明の目的は、ＢＷＲ−次系全体の簡便で高信頼性の
水質算定システムとこれに基づく水質制御方法及び装置
を提供することである。

〔発明の概要〕

本発明は、スウェーデン及び米国のＢＷＲにおいて為さ
れた水素注入実験及び理論評価モデルにより見出された
新しい知見に基づいている。先ず、その内容を以下に示
す。

（１）　実験から得られた知見 先ず、実効的注入水素濃度を次式によって定義する。

ここで、ＣＨ：実効的注入水素濃度　（１）Ｉ）ｂ）Ｇ
ｘ　：水素注入率　（ｇ／５） ＱＣ：炉心流量　（ｇ／ｓ） この時、ＢＷＲ商用商用酸素ガス放出率の低減率及び再
循環系中の酸素１度は、第５図、第６図に示すように次
式によって比較的良く実測値と一致する値が得られる。

几＝　１．００８ＸＩ）　（−０，００９８５ＣＭ）　
・”−（８）Ｃｏ＝１９１．３８ＸＩ）（−０，０４８
３ＣＩ）　”・・（９）ここで、Ｒ：酸素ガス放出率　
（−） Ｃｏ　：再循環系の酸素濃度（１）ｐｂ）０１）理論解
析モデルによる知見 理論解析モデルでは、特定のプラントについて、通常運
転時又は水素注入時の分解生成種濃度分布をめることが
できる。しかしながら、実際には各プラント毎、あるい
は同じプラントであっても、以下に示す４＊なパラメー
タの相違によって濃度分布は変わりうる。

（１）炉心出力密度 （２）炉心流量 （３）給水流量 （４）エネルギー吸収率の炉心外の領域における分布 （５）　冷却材の一次系領域における滞留時間（６）　
ジェットポンプの有無 そこで、これらのパラメータにつｂて、現実的にＭり得
る範囲で入力値を変えて解析した結果、分解生成種の濃
度相互間に数多くの線型関係が成立つことが見出された
。−例を第７図に示す。

第７図は炉心部に２ける分解生成種間の濃度相関を示し
たもので、図中の円又は三角形の印は、各種条件におけ
る計算値を示している。図から、条件によって分解生成
種の濃度は一定の幅で変動するが、大部分は、相互に一
定の関係を保ちながら変動していることが判る。このこ
とは、ある分解生成種の濃度が判れば、自動的に他の分
解生成種濃度も高い確率で算定できることを意味する。

すなわち、同図０では、炉心の過酸化水素濃度が判れば
、同じく炉心の酸素、水素濃度も算定できることになる
。このよりな二変量の一次線型相関の強さは、通常は相
関係数ｒを用いて表わされる。

第７図に示した例では、全て０．９５以上である。

この様な相関は、ＢＷＲ−次系の全ての位置の分解生成
種濃度間についてめられる。これを相関係数行列の上玉
角部として示したのが第８図である。第８図では、相関
係数行列の概略の様子を示すために、要素の絶対値が０
，９を越えるものについて黒抜き（０，９以上）又は点
を散布して示してあり、各要素の縦・横に対応する位置
の分解生成種濃度間に高い相関が有り、互いに算定可能
であることを示す。

以上が本発明の基礎となる知見である。本発明は、以上
の知見に基づき、主蒸気系の酸・水素濃度及び再循環系
の酸素濃度の測定値から、ＢＷＲ−次系全体の水質を算
定し、この算定値により、水素注入装置の制御量をめ、
ＢＷＲの水質を制御することを骨子とする。

更に具体的には、第８図において、主蒸気系の酸素、水
素の濃度と炉心、セパレータ、ミキシングプレナム部の
放射線分解生成種の濃度との間に特に強い相関関係があ
ること、及びダウンカマから下部プレナム部内の放射線
分解生成種の互いの間にも強り相関関係があることに着
目し、これらの世間に成立する一次線型関係を利用して
各濃度を算定し、この算定値が目標とする濃度になるよ
うに系統への水素注入率を決めて、水質を制御するよう
にしたものである。

一方、具体的な制御量として挙げられるものは、（１）
水系注入率（給水系） （１１）再結合用酸素又は空気注入率（オフガス系）で
あって、本発明によってＢＷＲの水質及び水素注入装置
を経済的、かつ適正に制御できる。

〔発明の実施例〕

ステンレス鋼の応力腐食割れ（ＳＣＣ）を完全に防ぐに
は現在、溶存酸素濃度を２８５０で２０〜４０　ｐＩ）
ｂ以下に抑制することが望ましいとされている。発明者
らの理論解析によれば、炉水中には、酸素の他に過酸化
水素、０２−なども含まれており、これらの分解生成種
の材料腐食への影響は、必ずしも明らかにされておらず
、今後の研究の進展に伴って、新たな拘束条件の付加あ
るいは溶存酸素濃度の目標値の緩和がなされることが有
り得る。したがって、制御の目標は、変わり得るが、具
体的に水質の制御方法を示すために、ここでは、以下を
仮の目標とする。

制御目標：ダウンカマ及び上昇管（セパレータ）部にお
ける液相の酸素濃度を４０　ｐｐｂ　（９，３Ｘｌ　０
−７ｍｏｔ／ｌ）、　２００　ｐｐｂ　（４，６４Ｘ１
０−’ｍｏｌ／　ｔ　）以下にそれぞれ制御する。

先ず、以下の手順により、ダウンカマ及び上昇管内の酸
素濃度が４０１）Ｐｂになった時の主蒸気系。

再循環系の酸素濃度を算定する。

（１）炉心部液相の酸素濃度を下記により算定する。

（０２）（上昇管）＝０．９４ｘ［Ｏｉ〕（炉心）＋１
．０４Ｘ１０−７・・・・・・・・・αＯ 例では、 ２０８．１　ｐｐｂ　（４，８３ｘ　１０−’　ｍｏｔ
／　ｚ）となる。

（（１）次に、この値から、蒸気中の酸素濃度を下記に
よ請求める。

（Ｏｚｌ（炉心）＝０．４０２ＸＣ０２１（蒸気）＋１
．６８Ｘ１０−’・・・・・・・・・（ロ） 例では、 ７、　Ｉ　Ｐ　（７，８２Ｘ　１０−’ｍｏｔ／ｌ）と
なる。

（＋＋＋）上でめた値に主蒸気流量を掛けて、酸素の放
出率の低減率Ｒをめ、式（８）により、実効的注入水素
濃度ＣＨをめる。

（１ｖ）一方、ダウンカマ部での酸素濃度が４０　ｐｐ
ｂ（９，３Ｘ１０−７ｍｏｔ／ｌ）になった時の再循環
系の酸素濃度を下記によ請求める。

［：０ｚ）（ダウンカマ）＝１．０５Ｘｌ：０２）（再
循環系）・・・・・・・・・＠ 例では、 ３８　ｐｉ）ｂ　（８，９Ｘ　Ｉ　Ｑ−’　ｍｏｌ／ｌ
　）となる。

（Ｖ）式（９）によシ、必要な実効的注入水素濃度をめ
る。例では、ａａ、５ｐｐｂとなる。

（ｖｉ）　（ｉｆｆ）でめたＣＢと上記の値を比較し、
大きい方を選び、安全係数を掛けて、これを実効的水素
濃度の目標値ＣＭとする。

（ｖｉｌ）Ｃｉ＋に炉心流量を掛けて、水素注入率０！
を算出し、水素注入装置の制御を行う。

（ｖｉｉＤ式（８）により、水素注入下の酸素ガス放出
低減率をめ、これに、主蒸気流量を掛けて、酸素ガス体
積放出率をめる。

（ｉｘ）次式により、水素の過剰体積放出率をめる。

（水素の過剰体積放出率） ＝（水素体積注入率）−２Ｘ（酸素ガス体積放出率）・
・・・・・・・・０ （Ｘ）次式により、オフガス系に注入する酸素又は空気
の体積注入率をめ、安全係数を掛けて、オフガス系への
酸素注入率を決め、注入装置を制御する。

（酸素体積注入率）＝（水素の過剰体積放出率）／２・
・・・・・・・・α→ 以上示した手順は、初期の制御量の設定法であって、実
際忙、水素注入を開始してからの手順は、以下による。

（１）主蒸気中の酸素・水素濃度の実測値から、上昇管
の酸素濃度を弐〇〇、（ロ）により算定する。

（１１）再循環系の酸素濃度の実測値から、ダウンカマ
部での酸素濃度を式＠により算定する。

（ｉ１＋）それぞれの推測値が目標値に一致するように
、水素注入率を増減する。

（１ｖ）主蒸気中の酸素、水素ガス濃度から、オフガス
系への酸素又は空気注入率を決める。

以上、示した例で、ダウンカマ内の濃度の算定には、再
循環系の実測値、上昇管内の一度の算定には主蒸気中濃
度を用いたが、これは、第８図に見られる様に、ＢＷＲ
−次系の放射線分解生成物の挙動に （１）主蒸気系、炉心、七ノくレータ、ミキシングプレ
ナム、を一体とした領域、及び、 （１１）ダウンカマから、下部プレナムに至る領域の二
鎖域のそれぞれの内部で強い相関があるためである。例
では、酸素についてのみ示したが、各領域における過酸
化水素、水素他の分解生成種濃度も同じ手順で算定でき
ることは第８図から明らかである。

第９図は、以上の算定制御法を実現するためのシステム
構成を示したもので、−次系水質算定制御装置３５には
、入力信号として、蒸気９酸・水素濃度、再循環系中の
酸素濃度、水素注入率、オフガス酸素（空気）注入率、
炉心流量、給水流量。

主蒸気流量等が必要である。これらの信号は、抽気系２
９等に設けられた蒸気中成分計側装置３６゜炉浄化系上
流等に設けた高温高圧水用溶存酸素計３２、水素注入装
置３３．酸素注入装置３１．一般のプロセス計装系より
、ケーブル３４により導かれる。

第１０図は、算定制御装置の初期水素、酸素注入率の設
定のアルゴリズムを一般化してブロック図で示したもの
で、濃度の目標値の値や種類が異っても同じアルゴリズ
ムで対応できる。

第１１図は、同じく、水素注入中の制御法のブロック図
を一般化して示したものである。

〔発明の効果〕

本発明は、これまで算定を実測も不可能であったＢＷＲ
−次系の水質の制御に初めて具体的な手法を与えるもの
であり、本発明によれば、ＢＷＲの安全性、健全性を大
きく高めると共に、水素注入によるＢＷＲの水質改善を
効率的かつ経済的に行うことができる原子炉水質制御方
法及び装置が得られる。

【図面の簡単な説明】

第１図はＢＷＲ−次系の概略構成を示す図、第２図はス
ウェーデンのオスカージャム２号炉及び米国のドレスデ
ン２号炉における水素注入実験の結果を、オフガス系へ
の酸素、水素放出量及び再循環系における酸素、水素濃
度について示す図（実線及び破線は、理論モデルによる
解析値）、第３図は従来の高温高圧水用溶存酸素計の概
略構造図、第４図は理論モデルによるＢＶＩ−次系の溶
存酸素濃度分布を水素注入率の関数として示す図、第５
図はＢＷＲの水素注入下の酸素ガス放出率の低減率を示
す図、第６図は水素注入下の再循環系の溶存酸素濃度を
示す図、第７図は炉心部の放射線分解生成種濃度相互の
相関を示す図、第８図はＢＷＲ−次系全領域の分解生成
種濃度相互の相関係数行列の上玉角部の概略を示す図、
第９図は本発明のシステム構成を示す図、第１θ図は水
質推測制御装置の初期値設定のアルゴリズムを示すブロ
ック図、第１１図は同じく水素注入実施中の制御のアル
ゴリズムを示すブロック図である。 １・・・ＢＷＲ圧力容器、２・・・炉心、３・・・再循
環系、４・・・炉浄化系、５・・・給水系、６・・・復
水脱塩器、７・・・給水ポンプ、８・・・復水ポンプ、
９・・・コンデンサ、１０・・・高圧タービン、１１・
・・低圧タービン、１２・・・主蒸気配管、１３・・・
空気抽出器、１４・・・酸・水素再結合装置、１５・・
・スタック、１６・・・再循環ポンプ、１７・・・容器
、１８・・・センサ本体、１９・・・ベローズ、２０・
・・電解液（ＫＣ１溶液）、２１・・・銀電極、２２・
・・金電極、２３・・・テフロン膜、２４・・・ステン
レスフィルタ、２５・・・注入ポンプ、２６・・・電流
計、２７・・・直流区源、２８・・・被測定液、２９・
・・抽気系配管、３１・・・酸素注入装置、３’２・・
・高温高圧水用溶存酸素濃度計、３３・・・水素注入装
置、３４・・・信号ケーブル、３５・・・ＢＷ凡−次系
水質算定制御装置、３６・・・蒸気中濃度計測装置。 茅　１　目 茅　２　目 ＄３　目 茅、５″　目 θ　（０７σθ 友！ｊｊ′Ｊ注入水素濃度　（ｒｔｙｂ）第２　目 θ　１０　／θθ 史効注入水索　濃度　（ｆ’Ｐｂジ ［ＨｚＪ　（報０１／＋ン （ｂン 酸素カス成上中（ＮＪ／ｈ） ７　目 Ｘ／ｌ）−’　（Ｃ） ｔＨ２θｚ）　Ｃｔｒｉｃｏ＋乃） （Ｈｚ（ｈ）　（ｑｕｌ　／ｌ　） 草９　図 １／ 茅１０　目

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉の一次冷却系に水素を注入して炉水の水質を
   制御する原子炉の水質制御方法において、主蒸気系の酸
   素及び水素の少なくともひとつの濃度から、炉心、セパ
   レータ、ミキシングブレナム部の放射線分解生成種の濃
   度を、一方、再循環系の酸素及び水素の少なくともひと
   つの濃度から、ダウンカマから下部ブレナムに至る系統
   の放射線分解生成種の濃度を、これらの葉間に成立する
   一次線型関係を利用して算定し、この算定値が目標とす
   る濃度になるように、−次冷却系への水素注入率を決め
   ることを特徴とする原子炉水質制御方法。 ２、原子炉の一次冷却系に水素を圧入する水素注入装置
   を有し水素の注入率を変えて炉水の水質を制御する原子
   炉の水質制御装置において、主蒸気系の酸素及び水素の
   少なくともひとつの濃度を計測する装置と、再循環系の
   酸素及び水素の少なくともひとつの濃度を計測する装置
   と、主蒸気系のそれら濃度から炉心、セパレータ、ミキ
   シングブレナム部の放射線分解生成種の濃度をまた再循
   環系のそれら濃度からダウンカマより下部ブレナムまで
   の系統の放射線分解生成種の濃度をこれらの葉間の一次
   線型関係を利用して算定しこの算定値が目標とする濃度
   となるように水素注入装置を調節する一次系水質算定制
   御装置とからなることを特徴とする原子炉水質制御装置
   。