JPS61180189A - Ｃｒｄ冷却水システム - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は沸騰水型原子力発電所の制御棒駆動水圧系に係
わシ、本系統を構成する小口径ステンレス管の大気腐食
発生の抑制に好適なＣ凡り冷却システムに関する。

〔発明の背景〕

第３図に沸騰水型原子力発１所のプラント全体構成図を
示す。

原子炉圧力容器ＩＶｃで発生し之蒸気は、主蒸気管２を
通ジタービン３へ供給されタービンと直結し次発電機４
を回わすことによシ発電を行ってｈる。

タービンに供給された蒸気は、復水器５にて復水器れた
復水は復水ポンプ１０によｉｔ水ろ過装置６、復水脱塩
装置７に送水されて浄化した後、復水昇圧ポンプ２０で
昇圧後低圧給水加熱器８を経て給水ポンプ３０にて更に
昇圧後、高圧給水加熱器９にて高温に昇温され給水管１
１ｔ−通＃）原子炉圧力容器１へ給水として戻てれる。

また、原子炉圧力容器１に内蔵される炉心１２は燃料集
合体と制御棒によシ構成される。

炉心１２の出力は制御棒を、炉心内を上下方向に移動し
核反□応を適切に保つことによシ行なわれる。

制御棒の移動は、制−棒駆動水圧装［１１３によシ供絽
される水圧にて行なわれる。

この水圧は、制御棒駆動水圧ボンダ１４により駆動水を
昇圧することにより得らｎる。

駆動水の水源は、復水脱塩装置１７の出口給水配管よ多
分岐したスピルオーバ配管１５又は復水貯麓タンク１６
となっている。

発電所通常運転中は、駆動水はスピルオーバ配管１５か
らの給水を使用している。

これは、もう一方の駆動水源である復水貯蔵タンク１６
が大気開放タンクであるためタンク内貯蔵水の溶存酸素
濃度が大気飽和状態の７〜８ｐｐｍと高い状態におシブ
ラント通常運転中の原子炉水の水質環境ではこれが腐食
の加速因子と１１７炉内構造物に悪形譬を与える可能性
かめるためで溶存酸素濃度が５ｏｐｐｂ程度と億く低い
前記スピルオーバ配管１５からの給水を用いることによ
りこれらの腐食要因から運転条件がｒｃｆｒｔ、るよう
に配慮したものである。

第４図は、制御棒駆動水圧装抗の概略を示す図である。

制御棒駆動水圧装置１３は、各制御棒を相互に独立に駆
動する必要があるため各制御弾毎に１個づつ設けている
。

例えば、発ｗＬ機出力１１００ＭＷｅ級の沸騰水型原子
力発電所では、制御棒駆動水圧装置１１３は１８５台設
置されている。

各制御棒駆動水圧装［１３は原子炉格納容器内に設置ｇ
ｎでいるため、原子炉格納容器２０を貫通して制御棒の
動作に必要な駆動木賃２１制御禅が高温（約２８０Ｃ）
の炉水に直接触ｎているため計測装置を制温よＶ珠護す
る冷却水を供給する冷却水管２２および原子炉の異常時
に生じるスクラム後に各制御棒水圧装置２３に充填水を
供給する充填水・ｇ２３と各制御棒駆動水圧装置当ｆｃ
＃）合計３本の小ロ桃ステンレス管を有している。

このため制御棒駆動水圧系状は、制御棒駆動水圧装置１
ｔｉａに接続される多数（１１００Ｍｗｅ　級発電所で
約５５５本）の原子炉格納容器を貫通する小口径管の集
合により構成されていることがわρ・る。

一方、取返の発電所運転経験及び研究開発によシ得られ
た知見から原子炉格納容器内の制御棒駆動水圧系配管に
は大気腐食が原因と考えられる配管表部腐食が発生する
り油性があることが明らかとなってきた。

従来の研究開発から得られている知見では、配管材料の
表面に腐食性の塩化′４ｊが付着し、材料の表面で結露
状態及び乾燥状態を繰シ返すことにより付着した塩化物
が濃縮し材料環境上、厳しい腐食環境を咋り大気腐食に
よる配管表部腐食が進展すめと考えらｎていた。

即ち、配管材料の表面温度（内Ｓ流体の温度の影４＃金
受ける）が材料の置かｎｆｃ雰囲気の露点温度ニジ低ぐ
材料表面の相対繊度が１００チとなることが大気腐食の
主な発生原因と考えら７’していた。

上記の様な従来の考え方では、材料表面の相対湿度が１
００％禾満の雰囲気条件では、大気腐食を原因とする配
管獣面腐食進展は起こフ得ないことになる。

ところが最近の研究開発によジ得られた各種知見によれ
ば、上記のような相対湿度１００％未満の配管材料表面
が結露しない条件化でも大気腐食による配管表面腐食が
進展する可能性があることが明らかとなってきた。

このため、上記の解決策を見つける必要がでてきた。

又、制御棒駆動水圧系の給水は、前述の様にタービン系
のスピルオーバ配管１５から供給するためプラントの運
転状態により水温変化があυ高温炉水と接する際に原子
炉圧力容器に不要な熱応力発生を供ったυ、原子炉系ヘ
タ−ビン系より注水するため原子炉まわシ水バランスが
保ち難かった。

第５図には、従来技術における原子炉冷却材浄化系の系
統構成図を示す。

原子炉圧力容器１から吸込管３０を介してＭｌ出された
原子炉冷却材は、再生熱交換器３１および非再生熱交換
器３２によって所定の冷却材温度約５０Ｃに冷却される
。

冷却材温度約５０Ｃは、非再生熱交換器３２の胴側に冷
却水として供給される原子炉補機冷却水系統に設けた温
度調節弁３９により常時一定に保持される。

非再生熱交換器３２を通過した後の原子炉冷却材は、圧
力調節弁３３により所定の圧力約７Ｋｇ／ｉｇに減圧さ
れ、更にろ過装置３４、脱塩装置−浄化した後の原子炉
冷却材は、循環ポンプ３６にて昇圧され、吐出管３７お
よび給水管１１を介して原子炉ｌへ戻される。

なお吐出管３８の途中には、流量調節うｐ３７を設置し
て本系統の系統流量を一定に制御している。

本系統は、前述制御棒駆動水圧系統の制御棒駆動水圧ポ
ンプ１４とほぼ同場程の循環ポンプ３６を有しておシブ
ラント通常運転中及び停止中ｔとわず原子炉冷却材を浄
化するため連続的に運転している。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、制御棒駆動水圧系の原子炉格納容器内
に設置された制御棒駆動水圧装置を連絡する小口径ステ
ンレス管の大気腐食を防止するのに適したＣ１（、Ｄ冷
却システムを提供することにある。

〔発明の概要〕

原子炉冷却材浄化系が原子炉−次冷却材を浄化する機能
を有していること、又、原子炉冷却材浄化系ろ過説塩器
３５、出口の原子炉−次冷却材が適切に＠度制御（約５
０Ｃに保持）され、従来の制御棒駆動水圧系の給水よシ
高臨の水を供給できることに着目し、原子炉冷却材浄化
系のろ過脱塩器出口配管と制御棒駆動水圧系ポンプ１４
の吸込配管（復水系スピルオーバ配管又は復水貯蔵タン
クを水源）を接続し、制御ｌ＃駆動水圧系ポンプ１４の
水源を切シ替えを行なえる系統設備を提供することによ
り、制御棒駆動水圧系の給水を現状より昇温し給水条件
を改善したものである。

制御棒駆動水圧系の昇温は、最近の実験結果等による知
見から次に示す制限値内で行う必要があることがわかっ
ている。

制限１、制御棒駆動水圧系の給水は、制御棒駆動水圧系
配管の大気腐食発生防止のため配管の設置される雰囲気
の雰囲気露点に対する配管の相対湿度を腐食が発生しな
いと考えらする値（相対湿度２０チ）以下にする温度（
約４２Ｃ以上）を有する必要がある。

制限２、制御棒駆動水圧系の給水は、供給先の機器の温
度制限値（約５５Ｃ以下）を守る必要かめる。

又、前述、原子炉冷却材浄化系と？５１Ｊ　御棒駆動水
圧系の接続配管を原子炉冷却材浄化系の循環ポンプ３６
の吐出側よジ分岐し、接続配管内に昇圧ポンプを設Ｖブ
ることによシ制御棒駆動水圧系の内耐却水ラインを独立
に構成したものである。

〔発明の実施例〕

第１図に本発明の一英施列を示す。

第４図と相違する点は、制御棒駆動水圧ポンプ１４、吸
込部に原子炉冷却材糸のろ過説埴器３５、出口部からの
分岐ラインを設げ、原子炉冷却材浄化系の循環水を制−
褌駆動水圧系に供給できる様にしたものである。

前述の原子炉冷却材浄化系の循環水は、再生熱交換器３
１、非再生熱交換器３２にて、ろ過装置３４、脱塩装置
３５で必要とする温度（約５０Ｃ）まで冷却され、同装
置３４．３５にて原子炉−次冷却材水質を保持するため
浄化される。

上記の浄化及び温度制御された原子炉−次冷却材を分岐
ラインを通じて、制御棒駆動水圧系に導くことによりプ
ラント通常運転中に必要となる冷却水及び制御棒操作時
に必要となる駆動水に利用することＫよシ制御棒駆動水
圧系の小口径ステンレス鋼配管を大気腐食条件域外で使
用できる。

又、バックアップ用として、従来と同様に復水貯蔵タン
ク１６よりの給水配管も有しているため、制御棒駆動水
圧系の愼能は、従来と何ら変わらない。

更に本災施例では、制御棒駆動水圧系の給水を原子炉圧
力容器１を中心に閉流路を構成する原子炉冷却材浄化系
の循環水より供給できることがら従来のタービン糸スピ
ールオーバ管１５から給水する方法に比らべ外部給水と
ならないため原子炉水位制御に対する外乱とならない。

又、タービン系の運転による影響を受けない。

第２図は本発明の他の実施例を示すものである。

第１図に示した実施例と相違点は、原子炉冷却材浄化系
と制御棒駆動水圧系の接続ラインの取出し動水ラインを
独立に構成した点である。

第２図に示した実施例では、プラント通常運転中には、
制御棒操作を必要しないため不要となる制御棒駆動水圧
系の駆動水ライン、充填水ラインラインとは独立にプラ
ント運転中に制御棒に付属する計装品の保護（高温炉水
に接するため温度条件緩和型）のため必要な冷却水ライ
ンを構成することにより冷却水ラインの運転性が更に向
上する。

〔発明の効果〕

本発明によυ、制御棒駆動水圧系に流れる制御俤駆動水
の温度を新らたに加温装置等を追加設置することなく必
要な温度まで昇温することができるため制御棒水圧未配
管表面近傍の雰囲気の相対湿度を下げ、大気腐食が原因
となる制御棒駆動水圧系配管の表面腐食の発生進展を防
ぐことができる。更に制御棒駆動水圧系の水源として適
切に水質を管理された原子炉冷却材浄化系水（炉水）を
用いるため、前述した炉内構造物の浴存酸素濃度の影響
による応力腐食環境を生じる可能性はほとんどない。

又、発電所通常運転中の制御棒水圧系の水として原子炉
圧力容器内の保有水を原子炉圧力容器と閉回路を構成す
る原子炉冷却材浄化系水（炉水）を用いることに＝り原
子ｆ圧力容器内へ外部の系統からの水の流入をなくすこ
とができるため原子炉圧力容器回りの水バランスを発電
所通常運転中は常時一定に保つことができる。

原子炉圧力容器内の高温水と制御棒駆動水圧系水の温度
差を昇温によりわずかではあるが改善できるため、制御
棒駆動水圧系の水が原子炉圧力容器内に流入することに
よる熱応力条件を緩和できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本お四てよる制御棒２駆動水圧系統図、第２図
は他の実施例の水圧系統図、第３図は原子力発電所全体
系統図、第４図は従来技術における制御棒駆動水圧系統
、第５図は従来技術における原子炉冷却材浄化系統図で
ある。 １・・・原子炉圧力容器、１３・・・制御棒駆動水圧装
置、１４・・・ｉ、ｄｌＸｌ棒駆動水圧ポンプ、１５・
・・スピルオーバ管、３１・・・再生熱交換器、３２・
・・非再生熱交換器、３４・・・ろ過装置、３５・・・
脱塩装置、３６・・・循環ポンプ、３９・・・＠度調節
升、６０・・・分岐ライン、６１・・・昇圧ポンプ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、燃料集合体と共に原子炉の炉心を構成し原子炉の熱
   出力制御に用いる制御棒を駆動するため復水系又は復水
   貯蔵タンクから給水を取り出し、フィルタで浄化した後
   、ポンプにて昇圧し制御棒駆動機構に給水する流路を構
   成する制御棒駆動水圧系統において、前記ポンプの吸込
   側に前記系統とは別に設置される原子炉冷却材浄化系統
   の脱塩器出口水をポンプ吸込水供給ラインに接続したこ
   とを特徴とするＣＲＤ冷却水システム。 ２、特許請求の範囲第１項において、ポンプ吸込水供給
   ラインに昇圧ポンプを設け、制御棒駆動水圧系冷却水ラ
   インを独立に構成したことを特徴とするＣＲＤ冷却水シ
   ステム。