JPS61209396A - 原子力プラントにおけるタ−ビン主復水器ホツトウエル水中の溶存酸素調節装置 - Google Patents
原子力プラントにおけるタ−ビン主復水器ホツトウエル水中の溶存酸素調節装置Info
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- JPS61209396A JPS61209396A JP61011913A JP1191386A JPS61209396A JP S61209396 A JPS61209396 A JP S61209396A JP 61011913 A JP61011913 A JP 61011913A JP 1191386 A JP1191386 A JP 1191386A JP S61209396 A JPS61209396 A JP S61209396A
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Control Of Turbines (AREA)
- Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
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
溶存酸素の調節装置に関するものである。
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
溶存酸素の調節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、ｌは原
子炉圧力容器２内に設けられている原子炉。
子炉圧力容器２内に設けられている原子炉。
４は原子炉圧力容器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
，１０．１１および１２は。
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
，１０．１１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１３の設けられてい
る抽出空気配管、１５はエゼクタ−１１６はチャコール
フィルター、１７はスタックである。上記原子炉を起動
する場合には、まず、復水器６内の真空度を下降させる
ため、管巣７の中心部に取り付けられた抽出空気配管１
４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、エゼクタ−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、スタック１７に導かれる。
給水ポンプ、１４は抽出空気入口弁１３の設けられてい
る抽出空気配管、１５はエゼクタ−１１６はチャコール
フィルター、１７はスタックである。上記原子炉を起動
する場合には、まず、復水器６内の真空度を下降させる
ため、管巣７の中心部に取り付けられた抽出空気配管１
４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、エゼクタ−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、スタック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、真空度の下降につれて、ヘンリーの法則により
、酸素ガスを脱気し。
の水は、真空度の下降につれて、ヘンリーの法則により
、酸素ガスを脱気し。
その溶存酸素濃度はｉ、 ｏ ｐ ｐ ｂ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に送り、イオン状綿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１発電機５を回転させ、発電を行う。そし
て、従来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１０ｐｐｂ以下と低いほどよいとされて
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。
塩装置１０に送り、イオン状綿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１発電機５を回転させ、発電を行う。そし
て、従来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１０ｐｐｂ以下と低いほどよいとされて
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、
横軸、縦軸に、それぞれ、溶存酸素濃度（ｐｐｂ）、腐
蝕速度ＣＭ／ｄｍ” ・ｎｅｏ）がとってあり、Ａ、Ｂ
は、それぞれ、２５℃、９５℃の場合を示しており、溶
存酸素濃度２０ｐｐｂ以下およびＪ 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。
横軸、縦軸に、それぞれ、溶存酸素濃度（ｐｐｂ）、腐
蝕速度ＣＭ／ｄｍ” ・ｎｅｏ）がとってあり、Ａ、Ｂ
は、それぞれ、２５℃、９５℃の場合を示しており、溶
存酸素濃度２０ｐｐｂ以下およびＪ 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
復水器が真空上昇能力の最大限（絶対圧小）で運転され
ていたため、溶存酸素濃度は１０ｐｐｂ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、給水系からの鉄の持込
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。
復水器が真空上昇能力の最大限（絶対圧小）で運転され
ていたため、溶存酸素濃度は１０ｐｐｂ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、給水系からの鉄の持込
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
正濃度に制御するのに好適な装置を提供することを目的
とする。
正濃度に制御するのに好適な装置を提供することを目的
とする。
本発明の溶存酸素調節装置は、タービン主復水器を真空
にする手段と、該主復水器内の空気を抽出する手段とを
有する原子力プラントにおいて、前記空気抽出手段の一
構成要素として設けられた抽出空気人口弁が流量調節弁
であることを特徴とする。
にする手段と、該主復水器内の空気を抽出する手段とを
有する原子力プラントにおいて、前記空気抽出手段の一
構成要素として設けられた抽出空気人口弁が流量調節弁
であることを特徴とする。
本発明は、炭素鋼の溶存酸素による不働能化作用を効果
的に制御して上記目的を達成するもので。
的に制御して上記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、ホットウェルの溶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。
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、ホットウェルの溶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口溶存酸素濃度との関係
を求めたもので、横軸に真空度（ｍｍＨｇ）、縦軸に主
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。
て、主復水器真空度と復水器出口溶存酸素濃度との関係
を求めたもので、横軸に真空度（ｍｍＨｇ）、縦軸に主
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
の真空度が下降すると、主復水器出口溶存酸素濃度は、
実線Ｅにそって低減する。従来は、真空能力の最大限で
運転しているので、真空度は２５〜３０ ｍ ｍ Ｈｇ
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。
の真空度が下降すると、主復水器出口溶存酸素濃度は、
実線Ｅにそって低減する。従来は、真空能力の最大限で
運転しているので、真空度は２５〜３０ ｍ ｍ Ｈｇ
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、２０ＰＰｂを下限とし、
２００ｐｐｂ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〜
１８０ｐｐｂ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。
態化する溶存酸素濃度範囲は、２０ＰＰｂを下限とし、
２００ｐｐｂ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〜
１８０ｐｐｂ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２０〜５０ｐｐ
ｂ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３０〜６０ｍｍＨｇの範囲
にあればよいことがわかる。
ｂ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３０〜６０ｍｍＨｇの範囲
にあればよいことがわかる。
第３図の工、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〜
４５ ｍ ｍ Ｈｇ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。
運転に至るまでの過渡期間において、真空度を約４０〜
４５ ｍ ｍ Ｈｇ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、徐
々に高くなるので、ＨやＫに沿って変化することになる
。即ち、主復水器真空度を３０〜６０ ｍｍＨｇ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。
々に高くなるので、ＨやＫに沿って変化することになる
。即ち、主復水器真空度を３０〜６０ ｍｍＨｇ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。
、〔実施例〕
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してあり、第
１図と異なるところは、抽出空気配管１４に真空度調節
弁２０が設けられ、この真空調節弁２０によって制御さ
れるようになっている点である。
図で、第１図と同一部分には同一符号が付してあり、第
１図と異なるところは、抽出空気配管１４に真空度調節
弁２０が設けられ、この真空調節弁２０によって制御さ
れるようになっている点である。
従来は、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％の開度まで絞りこんで、抽出空気量
を調整することになるが、３０インチの大型弁の微動調
整は、困難をきたすため、本発明では真空調節弁２０で
、真空度の調整を行なうようにしたものである。
口弁１３を１〜２％の開度まで絞りこんで、抽出空気量
を調整することになるが、３０インチの大型弁の微動調
整は、困難をきたすため、本発明では真空調節弁２０で
、真空度の調整を行なうようにしたものである。
この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５０ ｍ ｍ Ｈｇ近くまでは、真空調節弁２０
は全開にしておく。そして、５０ｍｍＨｇより真空度を
下降させるためには、真空調節弁２０を使って、微量制
御する。
空度が５０ ｍ ｍ Ｈｇ近くまでは、真空調節弁２０
は全開にしておく。そして、５０ｍｍＨｇより真空度を
下降させるためには、真空調節弁２０を使って、微量制
御する。
ここで設定真空度を、３０〜６０ ｍ ｍ Ｈｇとなる
ように設定すれば、ホットウェル水溶存酸素濃度を２０
〜５０ｐｐｂにすることができる。
ように設定すれば、ホットウェル水溶存酸素濃度を２０
〜５０ｐｐｂ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下降時の真
空度および復水溶存酸素濃度の特性図で。
空度および復水溶存酸素濃度の特性図で。
横軸には時間（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が本発明の装置、Ｍが従来の
装置を用いた場合の結果を示している。従来の装置にお
いては、真空限界能力で運転していたため、溶存酸素濃
度は１０ｐｐｂ以下であったが、本発明の装置において
は、真空度は約４０ ｍ ｍ Ｈｇ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２０ｐｐｂ以上に
することができる。
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が本発明の装置、Ｍが従来の
装置を用いた場合の結果を示している。従来の装置にお
いては、真空限界能力で運転していたため、溶存酸素濃
度は１０ｐｐｂ以下であったが、本発明の装置において
は、真空度は約４０ ｍ ｍ Ｈｇ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２０ｐｐｂ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５０ｍ
ｍＨｇにした場合を示したもので。
、ある時点で、抽出空気流量を絞って、真空度を５０ｍ
ｍＨｇにした場合を示したもので。
横軸には時間（日）がとってあり、縦軸には、ａでは復
水器真空度（ｍｍＨｇ）、ｂでは復水溶存酸素濃度（ｐ
ｐ ｂ）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
溶存酸素濃度は微量な変化となる。これは溶存酸素濃度
が１０ｐｐｂ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、主復水器の真空度下
降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。
水器真空度（ｍｍＨｇ）、ｂでは復水溶存酸素濃度（ｐ
ｐ ｂ）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
溶存酸素濃度は微量な変化となる。これは溶存酸素濃度
が１０ｐｐｂ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、主復水器の真空度下
降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。
本発明の溶存酸素調節装置によれば、次のような効果を
有する。
有する。
（イ）ホットウェル水溶存酸素濃度を２０〜５０ＰＰｂ
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。
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。
（ロ）ホットウェル水の溶存酸素濃度が２０〜５０ｐｐ
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。
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。
（ハ）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。
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。
（ニ）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。
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。
以上のように１本発明の原子力プラントの溶存酸素調節
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。
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。
第１図は、従来例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
器出口溶存酸素濃度の関係を示す線図、第４図は、本発
明の一実施例になる溶存酸素調節装置を示す概略系統図
、第５図ａおよびｂは、本発明の溶存酸素調節装置にお
ける主復水器真空度下降時の真空度と溶存酸素濃度との
関係を従来法との比較において示す線図、第６図８およ
びｂは、同じく、定常運転状態に入って本発明を運転し
た場合の主復水器真空度上昇時の真空度と溶存酸素濃度
との関係を従来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・・・抽出空気人口弁、１４・
・・抽出空８１ 図 劫敵妻濃彦（ＰＰｂ） 篤３（２１ １戸 摩 （曹ＩＨ１） 篤 ４０ 為 ５ 日 ８ｆｔ 間 （時） 鋤−ら 巳 Ｂ＋間 （９〕
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
器出口溶存酸素濃度の関係を示す線図、第４図は、本発
明の一実施例になる溶存酸素調節装置を示す概略系統図
、第５図ａおよびｂは、本発明の溶存酸素調節装置にお
ける主復水器真空度下降時の真空度と溶存酸素濃度との
関係を従来法との比較において示す線図、第６図８およ
びｂは、同じく、定常運転状態に入って本発明を運転し
た場合の主復水器真空度上昇時の真空度と溶存酸素濃度
との関係を従来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・・・抽出空気人口弁、１４・
・・抽出空８１ 図 劫敵妻濃彦（ＰＰｂ） 篤３（２１ １戸 摩 （曹ＩＨ１） 篤 ４０ 為 ５ 日 ８ｆｔ 間 （時） 鋤−ら 巳 Ｂ＋間 （９〕
Claims (1)
- １、タービン主復水器を真空にする手段と、該主復水器
内の空気を抽出する手段とを有する原子力プラントにお
いて、前記空気抽出手段の一構成要素として設けられた
抽出空気入口弁が抽出空気流量調節による真空度制御機
能を有することを特徴とする原子力プラントにおけるタ
ービン主復水器ホットウェル水中の溶存酸素調節装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61011913A JPS61209396A (ja) | 1986-01-24 | 1986-01-24 | 原子力プラントにおけるタ−ビン主復水器ホツトウエル水中の溶存酸素調節装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61011913A JPS61209396A (ja) | 1986-01-24 | 1986-01-24 | 原子力プラントにおけるタ−ビン主復水器ホツトウエル水中の溶存酸素調節装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61209396A true JPS61209396A (ja) | 1986-09-17 |
| JPS6228439B2 JPS6228439B2 (ja) | 1987-06-19 |
Family
ID=11790948
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61011913A Granted JPS61209396A (ja) | 1986-01-24 | 1986-01-24 | 原子力プラントにおけるタ−ビン主復水器ホツトウエル水中の溶存酸素調節装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61209396A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005291815A (ja) * | 2004-03-31 | 2005-10-20 | Hitachi Ltd | 炭素鋼の腐食減肉防止方法 |
-
1986
- 1986-01-24 JP JP61011913A patent/JPS61209396A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005291815A (ja) * | 2004-03-31 | 2005-10-20 | Hitachi Ltd | 炭素鋼の腐食減肉防止方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6228439B2 (ja) | 1987-06-19 |
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