JPS6228439B2 - - Google Patents

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及び復水
給水系配管の溶存酸素の調節装置に関するもので
ある。

〔従来技術〕

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、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つて発電機５を
回転させるタービン、６は管巣７及びホツトウエ
ル８を有する復水器、９，１０，１１及び１２
は、それぞれ復水ポンプ、復水脱塩装置、給水加
熱器及び給水ポンプ、１４は抽出空気入口弁１３
の設けられている空気配管、１５はエゼクター、
１６はチヤコールフイルター、１７はスタツクで
ある。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、エゼクター１５又は真空
ポンプで引き出され、引き出されたガスは、チヤ
コールフイルター１６等で処理され、スタツク１
７に導かれる。この過程で空気中の酸素が溶解し
ていたホツトウエル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、その溶存酸素濃度は10ppb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
が明らかとなつてきた。

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（mg／dm²・mo）がとつてあ
り、曲線Ａ，Ｂ，Ｃ及びＤは、それぞれ、25℃，
50℃，95℃及び204℃の場合を示している。この
結果から、通常運転時における復水系の温度約30
℃及び給水系の温度約200℃という範囲において
は、溶存酸素濃度20ppb以下の領域及び200ppb
以上の領域では、いずれの場合も腐蝕速度が大で
あることが判る。

〔発明が解決しようとする問題点〕

従つて、従来のタービン主復水器ホツトウエル
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以下となつており、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
因となつていた。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、主復水器ホツトウエル水の溶存酸素
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。

〔問題点を解決するための手段〕

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
抽出空気入口弁が流量調節弁であることを特徴と
する。

〔作用〕

本発明は、炭素鋼の溶存酸素による不働態化作
用を効果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、運転中及び停止時の
主復水器真空度と復水溶存酸素濃度との関係を調
査及び実験によつて確認し、ホツトウエルの溶存
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、ホツトウエ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。

まず、炭素鋼の溶存酸素による不働態化の好適
な範囲としては次のようにすべきである。即ち、
復水器廻りの温度が30から100℃の領域であるこ
とより、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を上限とすればよいことがわ
かる。

しかし、本発明においては、上限について更に
以下の点を考慮して決定する必要がある。即ち、
沸騰水型原子炉においては、炉内の核反応による
水の分解に基づく酸素の生成及び炉内の蒸気沸騰
に伴う脱気作用とにより、気―液溶解平衡に達し
た結果として炉内の溶存酸素濃度は通常約150〜
180ppbとなる。このような平衡状態において更
に多量の余剰酸素が加わることは炉水溶存酸素濃
度を上昇させる方向となり前述の理由から炉内構
成材料の腐食をもたらすために好ましくない。た
だし、炉水中の溶存酸素濃度が上昇しても主復水
器出口の溶存酸素濃度が上昇することはない。こ
の理由は主復水器出口（液相部）の溶存酸素濃度
は主復水器の気相部の酸素ガス分圧にのみ依存す
るためであり、そして気相部の酸素ガス分圧は空
気抽出装置により一定に保たれているからであ
る。一方、主復水器出口の溶存酸素濃度は炉水中
の溶存酸素濃度に影響を及ぼす。従つて、主復水
器出口における溶存酸素濃度を優先して決定すべ
きである。故に、本発明においては、復水系及び
給水系配管に酸化被膜が形成されるに必要な酸素
量（約30ppb）及び該酸化皮膜の溶出を抑えるの
に必要な酸素量（約20ppb）とを合わせ、供給す
べき主復水器出口の溶存酸素濃度の上限を50ppb
とするものである。

以上詳述した理由から、本発明の装置を使用す
る場合には、主復水器出口の溶存酸素濃度を20〜
50ppbにする必要がある。

第３図は、実機プラントの実験結果から、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）がとつてあ
り、直線Ｃ以下の領域が低溶存酸素濃度下におけ
る腐蝕環境を示している。第３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、主復水器溶存酸素濃度は、実線Ｅにそつ
て低減する。従来は真空能力の最大限で運転（タ
ービンの効率を最も高めて運転）しているので、
真空度は25〜30mmHgとなる。しかし、実際のプ
ラントにおいては、主復水器の真空度を短時間
（例えば30〜60分間）に高真空度（約30mmHg）
から中程度の真空度（50mmHg）に変化させると
曲線Ｆのようになり、主復水器出口における溶存
酸素濃度を変化させることが出来ない。ところが
本発明者らは、曲線Ｇに示すように、１週間以上
の長期にわたつて徐々に前述と同様に真空度を変
化させてゆくと、主復水器出口における溶存酸素
濃度が上昇することを確認した。その新しい知見
により、プラント起動当初より空気抽出装置の能
力限界の高真空としないことにより、即ち、例え
ば点Ｉの真空度のままに維持することにより主復
水器が気―液平衡に達した点Ｊ（炭素鋼の腐食抑
制領域内である溶存酸素濃度20〜50ppbの範囲
内）において主復水器出口における溶存酸素濃度
の低下を防止出来た。

以上の通り、気―液平衡となつたときの真空度
と主復水器出口における溶存酸素濃度との関係が
曲線Ｇで示れされるような関係に有ることが実験
により明らかになつた。このようにして得られた
第３図の曲線Ｇに示された実測値から、溶存酸素
濃度を20〜50ppbとするには真空度が30〜
55mmHgの範囲にあればよいことがわかる。

〔実施例〕

本発明の一実施例によれば、第３図のＩ，Ｊで
示すように、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40〜45mmHgにおいて
運転した場合、溶存酸素濃度が腐蝕領域に入るこ
となく運転することができた。即ち、主復水器真
空度を30〜55mmHg範囲で運転すれば、ホツトウ
エル水を適切な溶存酸素濃度（20〜50ppb）にす
ることが可能である。

第４図は、本発明の一実施例で用いた原子力プ
ラントを示す概略系統図で、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によつて真空度が制御
されるようになつている点である。

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。

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50mmHg近くになるまでは、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２
０の開度を微量調節する。ここで設定真空度を30
〜55mmHgとなるように設定すれば、ホツトウエ
ル水溶存酸素濃度を20〜50ppbにすることができ
る。

第５図ａ及びｂは、タービン主復水器真空下降
時の真空度及び復水溶存酸素濃度の特性図で、横
軸には時間（時）がとつてあり、縦軸には、ａで
は復水器真空度（mmHg）、ｂでは復水器溶存酸
素濃度（ppb）がとつてあり、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
つたが、本発明の装置においては、真空度は約
40mmHg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及びｂは、真空度限界能力で定常運転
に入り、ある時点で、抽出空気流量を絞つて、真
空度を50mmHgにした場合を示したもので、横軸
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）がとつてあり、Ｎが真空調整しなかつ
た場合、Ｏ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以下となつたホツト
ウエル水に、主蒸気中の放射線分解によつて生成
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、主復水器の真空調整は、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。

〔発明の効果〕

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。

(イ) ホツトウエ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。

(ロ) ホツトウエル水の溶存酸素濃度が20〜50ppb
であるということは、復水及び給水において
も、この程度の溶存酸素濃度下にあると考えら
れるので、復水及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。

(ニ) 炉水の放射線分解によつて生成した酸素ガス
が、復水器ホツトウエルに回収されることにな
り、復水系及び給水系配管の腐食抑制を目的と
する外部からの酸素の注入を行なわなくてもよ
い。

以上のように、本発明の原子力プラントの溶存
酸素調節装置は、主復水器ホツトウエル水の溶存
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及び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ａ及びｂは同
じく、定常運転状態に入つ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…ホツ
トウエル、１３…抽出空気入口弁、１４…抽出空
気配管、１５…エゼクター、２０…真空調節弁。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
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
   ホツトウエル水中の溶存酸素調節装置。