JPS61294398A - 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 - Google Patents
沸騰水型原子力発電プラントの運転方法Info
- Publication number
- JPS61294398A JPS61294398A JP60136032A JP13603285A JPS61294398A JP S61294398 A JPS61294398 A JP S61294398A JP 60136032 A JP60136032 A JP 60136032A JP 13603285 A JP13603285 A JP 13603285A JP S61294398 A JPS61294398 A JP S61294398A
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- JP
- Japan
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- reactor
- water
- nuclear power
- boiling water
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- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子力発電プラント（以下ＢＷＲと略
記する）の−次系線量率上昇抑制に効果的な運転方法に
係シ、特に、炉水を常に中性ないし弱酸性に制御するこ
とによって、−次系線量率を抑制可能ならしむるに好適
な炉水水質を考慮した運転方法に関する。
記する）の−次系線量率上昇抑制に効果的な運転方法に
係シ、特に、炉水を常に中性ないし弱酸性に制御するこ
とによって、−次系線量率を抑制可能ならしむるに好適
な炉水水質を考慮した運転方法に関する。
ＢＷＲは基本的Ｋｄ直接サイクルを採用するのが特徴で
、原子炉で発生した蒸気が直接タービンに送られ、発電
に供される。
、原子炉で発生した蒸気が直接タービンに送られ、発電
に供される。
！２図はＢＷＲ，−次冷却系主要機器と冷却系フローを
示したもので、炉心で発生した熱を除去するなめ、原子
炉圧力容器７内の冷却水（以下炉水と称す）は再循環ポ
ンプ２によって強制循環され、原子炉１で発生した蒸気
は炉心上部に設けられたセパレータおよびドライヤで湿
分を除去したのちタービン３へ送られる。この蒸気の一
部はタービン抽気としてとシ出され、高圧および低圧ヒ
ータ４の熱源として使用されるが、他の大部分の蒸気は
復水器５で凝縮され水に戻る。復水は復水器内でほぼ完
全に脱気され、この際、炉心での水の放射線分解によシ
発生した酸素及び水素もほぼ完全に除去される。
示したもので、炉心で発生した熱を除去するなめ、原子
炉圧力容器７内の冷却水（以下炉水と称す）は再循環ポ
ンプ２によって強制循環され、原子炉１で発生した蒸気
は炉心上部に設けられたセパレータおよびドライヤで湿
分を除去したのちタービン３へ送られる。この蒸気の一
部はタービン抽気としてとシ出され、高圧および低圧ヒ
ータ４の熱源として使用されるが、他の大部分の蒸気は
復水器５で凝縮され水に戻る。復水は復水器内でほぼ完
全に脱気され、この際、炉心での水の放射線分解によシ
発生した酸素及び水素もほぼ完全に除去される。
復水は一般に多段の低圧および高圧ヒータで２０００近
くまで加熱され、再び原子炉に供給されるが、原子炉で
の放射性腐食生成物の生成全抑制するため、復水中の主
として金属不純物を除去し、高純度に維持することを目
的に、復水器と低圧ヒータの間に脱塩器などのイオン交
換樹脂濃過装ｆｉ１６−を設け、復水全量をとの脱塩器
で処理する。
くまで加熱され、再び原子炉に供給されるが、原子炉で
の放射性腐食生成物の生成全抑制するため、復水中の主
として金属不純物を除去し、高純度に維持することを目
的に、復水器と低圧ヒータの間に脱塩器などのイオン交
換樹脂濃過装ｆｉ１６−を設け、復水全量をとの脱塩器
で処理する。
ところで、−次系構造材の腐食によって生成する金属不
純物の発生量低減のため主要構造材には不銹鋼の使用が
原則となっている。また、炭素鋼製の原子炉圧力容器７
ＫＨステンレス鋼の内面肉盛がなされ、炭素鋼が直接炉
水と接するのを防止している。かかる材料上の配慮に加
えて、炉水の一部を炉水浄化装置１８によって浄化し、
炉水中に生成する極くわずかの金属不純物を積極的に除
去している。
純物の発生量低減のため主要構造材には不銹鋼の使用が
原則となっている。また、炭素鋼製の原子炉圧力容器７
ＫＨステンレス鋼の内面肉盛がなされ、炭素鋼が直接炉
水と接するのを防止している。かかる材料上の配慮に加
えて、炉水の一部を炉水浄化装置１８によって浄化し、
炉水中に生成する極くわずかの金属不純物を積極的に除
去している。
しかし、このような材料上および水質管理上の措置にも
かかわらず、炉水中での極〈わずかな金属不純物の存在
は避けられず、これらの金属不純物が放射化し炉水中の
放射能、さらには−次系構造材上に付着して一次系線量
率の原因となっている。
かかわらず、炉水中での極〈わずかな金属不純物の存在
は避けられず、これらの金属不純物が放射化し炉水中の
放射能、さらには−次系構造材上に付着して一次系線量
率の原因となっている。
すなわち、炉水中の放射性核種の生成ＶＣは２通’ｎｓ
る。まず第１Ｆｉ、給水系から持ち込まれる金属・不純
物例えばＣｏ、Ｆｅ、Ｎｏは原子炉内の燃料棒表面に付
着し、放射化されＣｏ−６０，Ｆｅ−５９゜Ｃｏ−５８
などの放射性核種となり、その一部が溶離、け〈離して
炉水中に存在するものである。
る。まず第１Ｆｉ、給水系から持ち込まれる金属・不純
物例えばＣｏ、Ｆｅ、Ｎｏは原子炉内の燃料棒表面に付
着し、放射化されＣｏ−６０，Ｆｅ−５９゜Ｃｏ−５８
などの放射性核種となり、その一部が溶離、け〈離して
炉水中に存在するものである。
第２は、原子炉を構成するステンレス鉄やニッケル基合
金およびコバルト基合金は材料自身が放射化され腐食に
よって放射化された材料成分、Ｃ。
金およびコバルト基合金は材料自身が放射化され腐食に
よって放射化された材料成分、Ｃ。
−６０，Ｆｅ−５９，Ｃｏ−５８などが炉水中に放出２
されるものである。
されるものである。
前者については種々の対策、例えば給水系への酸素注入
や復水浄化系の強化あるいは給水加臓器加熱管のステン
レス鋼の低コバルト化などによって抑制できることがわ
かった。したがって、さらに炉水中の放射能を低減する
ＶＣは第２発生源を抑制する必要がある。
や復水浄化系の強化あるいは給水加臓器加熱管のステン
レス鋼の低コバルト化などによって抑制できることがわ
かった。したがって、さらに炉水中の放射能を低減する
ＶＣは第２発生源を抑制する必要がある。
ところで、本発明者らは種々の研究によって、次のよう
な全く新しい知見を得た。即ち、炉水のｐＨが弱酸性側
になると構造材料の腐食が抑制され、かつステンレス鋼
へのＣｏ−６０の付着も抑制されることを発見した。
な全く新しい知見を得た。即ち、炉水のｐＨが弱酸性側
になると構造材料の腐食が抑制され、かつステンレス鋼
へのＣｏ−６０の付着も抑制されることを発見した。
本発明の目的は、ＢＷＲにおいて、−次系構造材の腐食
抑制と線量率上昇の抑制を可能とするＢＷ’Ｒの運転方
法を提供することにある。
抑制と線量率上昇の抑制を可能とするＢＷ’Ｒの運転方
法を提供することにある。
本発明者等は原子炉構造材料の腐食およびＣ。
−６０のステンレス鋼への付着のｐＨ依存性を研究し、
前述の新しい知見を得、これに基づいて本発明を見出す
ことに成功したものである。
前述の新しい知見を得、これに基づいて本発明を見出す
ことに成功したものである。
本発明の沸騰水型原子力発電プラント運転方法は、原子
炉、該原子炉で発生した蒸゛気によシ駆動されるタービ
ン発電機、復水器、イオン交換樹脂による濃過装置及び
給水加熱器を主たる構成要素として順次含む循環系統を
有する沸騰水型原子力発電プ〉ントを運転するに当シ、
原子炉冷却水中のｐＨが６−７の範囲となるように、酸
を注入し、原子炉構造材料の腐食を抑制し、かつステン
レス鋼へのＣｏ−６０の付着をも抑制しながら定格運転
することを特徴とするものである。
炉、該原子炉で発生した蒸゛気によシ駆動されるタービ
ン発電機、復水器、イオン交換樹脂による濃過装置及び
給水加熱器を主たる構成要素として順次含む循環系統を
有する沸騰水型原子力発電プ〉ントを運転するに当シ、
原子炉冷却水中のｐＨが６−７の範囲となるように、酸
を注入し、原子炉構造材料の腐食を抑制し、かつステン
レス鋼へのＣｏ−６０の付着をも抑制しながら定格運転
することを特徴とするものである。
酸の注入量は、少なくともイオン交換樹脂濃過装置及び
他の機器から漏洩するアルカリを中和できる量であるこ
とを特徴とするものである。
他の機器から漏洩するアルカリを中和できる量であるこ
とを特徴とするものである。
イオン交換樹脂濃過装置に充填するアニオン樹脂の一部
を予め炭酸型にしておくことによって復水時又は炉水浄
化時、該水中のアニオンとのイオン交換反応によシ酸を
生成せしめ、原子炉冷却水のｐＨを調整する。
を予め炭酸型にしておくことによって復水時又は炉水浄
化時、該水中のアニオンとのイオン交換反応によシ酸を
生成せしめ、原子炉冷却水のｐＨを調整する。
原子炉冷却水又は給水に炭酸ガスを注入し、原子炉冷却
水のｐＨを調整する。
水のｐＨを調整する。
原子炉冷却水又は給水に有機酸を注入し、原子炉冷却水
のｐ）（を調整する。水に可溶な有機酸を用いる。
のｐ）（を調整する。水に可溶な有機酸を用いる。
以下、本発明の一７実施例を第１図によシ説明する。原
子炉７の中の炉水中の放射性腐食生成物が再循環ポンプ
２などのような原子炉格納容器１２内の再循環系１３０
機倉や配管に付着蓄積して線量率上昇の原因となる。
子炉７の中の炉水中の放射性腐食生成物が再循環ポンプ
２などのような原子炉格納容器１２内の再循環系１３０
機倉や配管に付着蓄積して線量率上昇の原因となる。
第３図は原子炉７内の構造物材料であるステンレス鋼（
ＳＵＳ ３０４）、コバルト基合金（ステライト）およ
びニッケル基合金（インコネル６００）の腐食速度にお
よぼすｐＨの影響を調べたものである。従来沸騰水型原
子力発電所原子炉７の炉水のｐＨ７ｒｃ比べｐＨ６の弱
酸性ではいずれの材料の腐食速度も小さくなることがわ
かる。
ＳＵＳ ３０４）、コバルト基合金（ステライト）およ
びニッケル基合金（インコネル６００）の腐食速度にお
よぼすｐＨの影響を調べたものである。従来沸騰水型原
子力発電所原子炉７の炉水のｐＨ７ｒｃ比べｐＨ６の弱
酸性ではいずれの材料の腐食速度も小さくなることがわ
かる。
第４図は同じく原子炉７の炉水条件（２００Ｃ。
溶存酸素２００ ｐｐｂ）下でステンレス鋼に付着する
コバルトの付着係数のｐＨ依存性を調べたものである。
コバルトの付着係数のｐＨ依存性を調べたものである。
すなわち、コバルトの付着速度ｄｍ／ｄｔげ
ｄｍ／ｄｔ ＝ ｋｃ
ｄｍ ： コバルト付着量
ｄｔ：時間
Ｃ：炉水中のコバルト濃度
ｋ ； コバルト付着係数
で表わされる。したがって、ｋが小さい程コバルトが付
着しにくいことを示す。ｐＨが中性ｐＨ７よシ弱酸性に
なるとコバルト付着係数ｋが小さくコバルトが付着しに
くく、線量率上昇が抑制されることがわかる。
着しにくいことを示す。ｐＨが中性ｐＨ７よシ弱酸性に
なるとコバルト付着係数ｋが小さくコバルトが付着しに
くく、線量率上昇が抑制されることがわかる。
第１図において、酸液注入系１４より炉水中に酸を注入
することによって、炉水中のｐＨを調整する。酸であれ
ばどんな酸であってもｐＨを調整可能であるが、不揮発
生の酸では原子炉７炉水中で濃縮を起し、局所的に材料
が浸食される恐れがある。これに対し、炭酸ガスは炉水
中に溶解し、Ｃｏ ２ ＋Ｈ１０−ｅ Ｈ！ ＣＯｓ次
のような解離反応で酸となるが、 Ｈ＊ ＣＯｓ→Ｈ′″十ＨＣＯｉ ＨＣＯ； −Ｈ” ＋ Ｃ０１− 溶解度以上の炭酸は炭酸ガスとなって、蒸気とともｖｃ
原子炉７の外へ出ていき、上記のような酸の濃縮は起ら
ない。
することによって、炉水中のｐＨを調整する。酸であれ
ばどんな酸であってもｐＨを調整可能であるが、不揮発
生の酸では原子炉７炉水中で濃縮を起し、局所的に材料
が浸食される恐れがある。これに対し、炭酸ガスは炉水
中に溶解し、Ｃｏ ２ ＋Ｈ１０−ｅ Ｈ！ ＣＯｓ次
のような解離反応で酸となるが、 Ｈ＊ ＣＯｓ→Ｈ′″十ＨＣＯｉ ＨＣＯ； −Ｈ” ＋ Ｃ０１− 溶解度以上の炭酸は炭酸ガスとなって、蒸気とともｖｃ
原子炉７の外へ出ていき、上記のような酸の濃縮は起ら
ない。
本発明の別の実施例として、第１図に示し念炉浄化系脱
塩器８ＶｃＲ・ＯＨで示されるアニオン交換樹脂を充填
する。さらにこのアニオン交換樹脂の一部を炭酸で置換
しておく。こうすることによシ、本アニオン交換樹脂が
、ＯＨ−で代表されるアニオンとイオン交換すると以下
の反応によフ、炭酸を放出する。すなわち、炭酸置換型
アニオン交換樹脂では Ｒ−ＨＣＯ８＋ＯＨ−→ＲＯＨ＋ ＨＣＯＭとなシ炉水
中に炭酸が放出される。
塩器８ＶｃＲ・ＯＨで示されるアニオン交換樹脂を充填
する。さらにこのアニオン交換樹脂の一部を炭酸で置換
しておく。こうすることによシ、本アニオン交換樹脂が
、ＯＨ−で代表されるアニオンとイオン交換すると以下
の反応によフ、炭酸を放出する。すなわち、炭酸置換型
アニオン交換樹脂では Ｒ−ＨＣＯ８＋ＯＨ−→ＲＯＨ＋ ＨＣＯＭとなシ炉水
中に炭酸が放出される。
また同じ考え方から、復水系脱塩器６で上記と同じ操作
を行なってもよい。
を行なってもよい。
炭酸ガスに替えて、酸液注入系１４よシギ酸、酢酸な′
どのカルボ／酸を注入することにより炉水ｐＨの調整も
可能である。特に水に可溶な前記カルボン酸が好ましい
。注入したカルボン酸は原子炉内で放射線分解し、最終
的ＶＣｔｆ炭酸ガスおよび水に分解し消滅する。
どのカルボ／酸を注入することにより炉水ｐＨの調整も
可能である。特に水に可溶な前記カルボン酸が好ましい
。注入したカルボン酸は原子炉内で放射線分解し、最終
的ＶＣｔｆ炭酸ガスおよび水に分解し消滅する。
本発明によれば、沸騰水型原子力発電所原子炉において
プラントのハードを殆んど変更することなく炉水のｐＨ
を弱酸性に保持し、−次系線量率を抑制することが可能
である。
プラントのハードを殆んど変更することなく炉水のｐＨ
を弱酸性に保持し、−次系線量率を抑制することが可能
である。
第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は従来
のＢＷＲ，−次系主要機器と冷却系フローを示す系統図
、第３図は原子炉構造材腐食速度のｐＨ依存性を示すグ
ラフ、第４図はコバルト付着係数のｐＨ依存性を示すグ
ラフである。 １・・・原子炉、３・・・タービン、４・・・低圧ヒー
タ、５も １ 区 寮３ 日 Ｈ
のＢＷＲ，−次系主要機器と冷却系フローを示す系統図
、第３図は原子炉構造材腐食速度のｐＨ依存性を示すグ
ラフ、第４図はコバルト付着係数のｐＨ依存性を示すグ
ラフである。 １・・・原子炉、３・・・タービン、４・・・低圧ヒー
タ、５も １ 区 寮３ 日 Ｈ
Claims (1)
- １、原子炉、該原子炉で発生した蒸気により駆動される
タービン発電機、復水器、イオン交換樹脂による過装置
及び給水加熱器を主たる構成要素として順次含む循環系
統を有する沸騰水型原子力発電プラントを運転するに当
り、原子炉冷却水中のｐＨが６〜７の範囲となるように
、酸を注入し炉内構造材の腐食および原子炉水中から炉
内構造材への放射性核種の付着を抑制しながら定格運転
することを特徴とする沸騰水型原子力プラントの運転方
法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60136032A JPS61294398A (ja) | 1985-06-24 | 1985-06-24 | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60136032A JPS61294398A (ja) | 1985-06-24 | 1985-06-24 | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61294398A true JPS61294398A (ja) | 1986-12-25 |
Family
ID=15165583
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60136032A Pending JPS61294398A (ja) | 1985-06-24 | 1985-06-24 | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61294398A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH05264786A (ja) * | 1992-03-19 | 1993-10-12 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの水質制御方法及びその装置並びに原子力プラント |
-
1985
- 1985-06-24 JP JP60136032A patent/JPS61294398A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH05264786A (ja) * | 1992-03-19 | 1993-10-12 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの水質制御方法及びその装置並びに原子力プラント |
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