JPS63231298A - 沸騰水型原子炉の水素注入方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉の水素注入方法Info
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- JPS63231298A JPS63231298A JP62064871A JP6487187A JPS63231298A JP S63231298 A JPS63231298 A JP S63231298A JP 62064871 A JP62064871 A JP 62064871A JP 6487187 A JP6487187 A JP 6487187A JP S63231298 A JPS63231298 A JP S63231298A
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- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (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】
〔発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は沸騰水型原子炉の原子炉−次冷却系に腐蝕電位
測定装置を設けて連続監視するステンレス鋼の腐蝕電位
により水素注入量と制御する沸騰水型原子炉の水素注入
システムに関する。
測定装置を設けて連続監視するステンレス鋼の腐蝕電位
により水素注入量と制御する沸騰水型原子炉の水素注入
システムに関する。
（従来の技術）
一般に高温水中のオーステナイ１−系ステンレス別は、
高温水中の溶存酸素濃度が高いと応力腐蝕割れ（以下Ｓ
ＣＣと呼ぶ）感受性を示すことが知られている。
高温水中の溶存酸素濃度が高いと応力腐蝕割れ（以下Ｓ
ＣＣと呼ぶ）感受性を示すことが知られている。
沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと呼ぶ）においては、原子
炉水中の溶存酸素濃度を低減し、原子炉一次系構成材料
の健全性をより確実にするために、近年プラントへの水
素注入技術が開発され、実施されるようになっている。
炉水中の溶存酸素濃度を低減し、原子炉一次系構成材料
の健全性をより確実にするために、近年プラントへの水
素注入技術が開発され、実施されるようになっている。
この技術は原子炉圧力容器内に給水系から水素を注入し
て、原子炉内の状態を還元性雰囲気に保持し、炉心部に
おける酸素の発生を抑制しようとするものである。
て、原子炉内の状態を還元性雰囲気に保持し、炉心部に
おける酸素の発生を抑制しようとするものである。
第２図は水素注入を実施するＢＷＲに’）概略を云す系
統図である。この図において、原子炉圧力容器１内で発
生した蒸気は主蒸気ライン２を経由−て高圧タービン３
、低圧タービン・４に導かれ、これらを駆動する。前記
各タービン３．４から排出された蒸気は復水器５に入り
、ここで凝縮されて水に戻り、復水浄化系６を経て給水
となり、給水ポンプ７、給水加熱器８によつ昇温昇圧さ
几て、給水配管１０を経由して原子炉圧力容器１内に戻
される。水素は給水ポンプ７の入口側等に設置された水
素注入装置９により給水中に注入される。
統図である。この図において、原子炉圧力容器１内で発
生した蒸気は主蒸気ライン２を経由−て高圧タービン３
、低圧タービン・４に導かれ、これらを駆動する。前記
各タービン３．４から排出された蒸気は復水器５に入り
、ここで凝縮されて水に戻り、復水浄化系６を経て給水
となり、給水ポンプ７、給水加熱器８によつ昇温昇圧さ
几て、給水配管１０を経由して原子炉圧力容器１内に戻
される。水素は給水ポンプ７の入口側等に設置された水
素注入装置９により給水中に注入される。
このようにして、原子炉圧力容器１に戻された復水は水
素を溶存させており、原子炉水中の溶存酸素）８度を低
減させる。なお、第２図中、１１は再循環ポンプ、１２
は原子炉冷却材浄イヒ系ポンプ、１３は原子炉冷却材浄
化系、１４は減温減圧１構、１５は水質分析装置、１６
は水素注入量制御装置をそれぞれ示している。
素を溶存させており、原子炉水中の溶存酸素）８度を低
減させる。なお、第２図中、１１は再循環ポンプ、１２
は原子炉冷却材浄イヒ系ポンプ、１３は原子炉冷却材浄
化系、１４は減温減圧１構、１５は水質分析装置、１６
は水素注入量制御装置をそれぞれ示している。
（発明が解決しようとする問題点）
上記のように構成された原子炉内へ水素注入を施すプラ
ントにおいて、従来は、炉水中の溶存酸素を指標として
水素注入量を制御している。すなわち水素注入方法は、
第２図に示したように水質分析装置１５における溶存酸
素濃度を、ある基準値以下に維持するように水素注入量
の制御を行っている。しかしながら、米国、スウェーデ
ン等における水素注入試験の結果では、その基準値とな
るＩＧＳＣＣ抑制のための溶存酸素濃度はプラント毎に
異なり、一定の値とはなっていないのが現状である。
ントにおいて、従来は、炉水中の溶存酸素を指標として
水素注入量を制御している。すなわち水素注入方法は、
第２図に示したように水質分析装置１５における溶存酸
素濃度を、ある基準値以下に維持するように水素注入量
の制御を行っている。しかしながら、米国、スウェーデ
ン等における水素注入試験の結果では、その基準値とな
るＩＧＳＣＣ抑制のための溶存酸素濃度はプラント毎に
異なり、一定の値とはなっていないのが現状である。
このような、水素注入を施すプラン１〜においては予め
、短期的な水素注入試験で低歪速度引張試験を行い、Ｉ
（’、 Ｓ ＣＣ抑制のための、溶存酸素）８度を決
定する必要がある。
、短期的な水素注入試験で低歪速度引張試験を行い、Ｉ
（’、 Ｓ ＣＣ抑制のための、溶存酸素）８度を決
定する必要がある。
ラボデータ、インブランＩ・データの蓄積の結果、最近
、腐蝕電位が溶存酸素に比べ、ステンレス鋼のｌＧ５Ｃ
Ｃ５受性をより正確に表す指標であることがわかってき
た。
、腐蝕電位が溶存酸素に比べ、ステンレス鋼のｌＧ５Ｃ
Ｃ５受性をより正確に表す指標であることがわかってき
た。
第３図は鋭敏（ヒ３０４ステンレス鋼のＩ Ｃａｒ Ｓ
ＣＣ感受性に及はす！ｉ’に蝕電位の影ビを示すデー
タである。種々の水質中で低歪速度引張試験を行った結
果であるか、腐蝕電位が−０，２３Ｖ （５ＩＩＥ）以
下の領域ではＩＧＳＣＣが抑制されている。海外のプラ
ントにおいてもこの値（−０，２３Ｖ （ＳＩＩＥ）
）がしきい値となっている。
ＣＣ感受性に及はす！ｉ’に蝕電位の影ビを示すデー
タである。種々の水質中で低歪速度引張試験を行った結
果であるか、腐蝕電位が−０，２３Ｖ （５ＩＩＥ）以
下の領域ではＩＧＳＣＣが抑制されている。海外のプラ
ントにおいてもこの値（−０，２３Ｖ （ＳＩＩＥ）
）がしきい値となっている。
このように、ステンレス鋼のＩ ＧＳＣＣ発生のしきい
値は−０，２３Ｖ （ＳＨＥ）にあるものと判断される
。従って、水素注入運転の指１票を従来の溶存酸素１度
から腐蝕電位に替え、−０，２３Ｖ （ＳＩＩＥ）を基
準値として、この値以下に腐蝕電位を維持するように水
素注入量を制御することにより、より適切な水素注入運
転を行うことができる。又、腐蝕電位を指標とすること
により、従来水素注入プラントで実施していた、低歪速
度引張試験による溶存酸素濃度のしきい値の決定も不必
要となる。
値は−０，２３Ｖ （ＳＨＥ）にあるものと判断される
。従って、水素注入運転の指１票を従来の溶存酸素１度
から腐蝕電位に替え、−０，２３Ｖ （ＳＩＩＥ）を基
準値として、この値以下に腐蝕電位を維持するように水
素注入量を制御することにより、より適切な水素注入運
転を行うことができる。又、腐蝕電位を指標とすること
により、従来水素注入プラントで実施していた、低歪速
度引張試験による溶存酸素濃度のしきい値の決定も不必
要となる。
本発明は、以上の点に基づきなされたもので、その目的
は、より有効で適切な水素注入運転を可能にする沸騰水
型原子炉の水素注入方法を提供することにある。
は、より有効で適切な水素注入運転を可能にする沸騰水
型原子炉の水素注入方法を提供することにある。
″Ｌ発明の構成］
（問題点を解決するための手段）
本発明は、原子炉一次系に水素を注入する沸騰水型原子
炉の水素注入方法において、原子炉冷却系にφｇ蝕電位
測定装置を設けて連続的に監視するステンレス鋼の腐蝕
電位を指標とし、その値を−０，２３Ｖ （ＳＨＥ）以
下に維持するように水素注入量を制御することを特徴と
する。
炉の水素注入方法において、原子炉冷却系にφｇ蝕電位
測定装置を設けて連続的に監視するステンレス鋼の腐蝕
電位を指標とし、その値を−０，２３Ｖ （ＳＨＥ）以
下に維持するように水素注入量を制御することを特徴と
する。
（作用）
、腐蝕電位は溶存酸素濃度に比較してステンレス鋼の■
ｃｓｃｃ５受性をより正確に示す。そこで、この腐蝕電
位を指標とし、その値をＩ ＧＳＣＣを抑制する値の一
〇、２３Ｖ （ＳＨＥ）以下に維持するように水素、注
入量を制御する。これによって従来例より有効で適正な
水素注入運転を行うことができ、原子炉一次系しいては
原子炉プラントの信顆性が向上する。
ｃｓｃｃ５受性をより正確に示す。そこで、この腐蝕電
位を指標とし、その値をＩ ＧＳＣＣを抑制する値の一
〇、２３Ｖ （ＳＨＥ）以下に維持するように水素、注
入量を制御する。これによって従来例より有効で適正な
水素注入運転を行うことができ、原子炉一次系しいては
原子炉プラントの信顆性が向上する。
（実施例）
第１図を参照しながら本発明の一実施例を説明する。な
お、第１図中、第２図と同一部分には同一符号を示し重
複する部分の説明を省く。図中符号１７は腐蝕電位測定
装置で、この装置１７は原子炉圧力容器１の下部から再
循環ポンプ１１へ至るラインから分岐され、原子炉冷却
材浄化ポンプ１２の吸入側にフィードバックされるよう
に接続されている。つまり、腐蝕電位測定装置１７は原
子炉冷却系から分岐したラインに設けられる。ＩＧＳＣ
Ｃ抑制のためのより有効な水素注入運転を確保するため
に、より虚しい水質条件下、すなわち、原子炉圧力容器
１により近い位置で腐蝕電位測定を行うことが望ましい
。
お、第１図中、第２図と同一部分には同一符号を示し重
複する部分の説明を省く。図中符号１７は腐蝕電位測定
装置で、この装置１７は原子炉圧力容器１の下部から再
循環ポンプ１１へ至るラインから分岐され、原子炉冷却
材浄化ポンプ１２の吸入側にフィードバックされるよう
に接続されている。つまり、腐蝕電位測定装置１７は原
子炉冷却系から分岐したラインに設けられる。ＩＧＳＣ
Ｃ抑制のためのより有効な水素注入運転を確保するため
に、より虚しい水質条件下、すなわち、原子炉圧力容器
１により近い位置で腐蝕電位測定を行うことが望ましい
。
、腐蝕電位の値は、内部照合型或いは外部照合型の参照
電極とステンレス鋼（試＋Ｅ＋ １軒）との間の電Ｉｉ
差として与−えちれる。
電極とステンレス鋼（試＋Ｅ＋ １軒）との間の電Ｉｉ
差として与−えちれる。
腐蝕電位は、上記装置１７の方法により連続的に監視さ
れ、その値が基準値−０，２３Ｖ （ＳＨＥ）以下を維
持するように、水累注大量制御装置１６において自動、
或いは、手動で制御を行いながら水素注入装置９から復
水浄化系６の下流側へ水素を注入する。水素か注入され
た給水はポンプ７から給水加熱器８を経て給水配管１０
から原子炉圧力容器１内へ流入する。
れ、その値が基準値−０，２３Ｖ （ＳＨＥ）以下を維
持するように、水累注大量制御装置１６において自動、
或いは、手動で制御を行いながら水素注入装置９から復
水浄化系６の下流側へ水素を注入する。水素か注入され
た給水はポンプ７から給水加熱器８を経て給水配管１０
から原子炉圧力容器１内へ流入する。
上記構成装置における水素注入方法においては、腐蝕電
位を指標とし、その値を−０，２３Ｖ （ＳＩＩＥ）以
下に維持する。、腐蝕電位はステンレス鋼のＩＧＳＣＣ
感受性を正確に表すことがわかっており、このｙＫ蝕電
位を指標とすることにより、溶存酸素濃度を指標とする
従来例に比較してより有効で適正な水素注入運転を行う
ことができ、原子炉一次系の信頼性、しいては原子炉プ
ラントの信頼性を向」ニさせることが可能となる。また
、腐蝕電位を指標とすることにより、従来の水素注入方
法で実施していた低歪速度引張試験による溶存酸素濃度
のしきい値の決定も不必要となる。
位を指標とし、その値を−０，２３Ｖ （ＳＩＩＥ）以
下に維持する。、腐蝕電位はステンレス鋼のＩＧＳＣＣ
感受性を正確に表すことがわかっており、このｙＫ蝕電
位を指標とすることにより、溶存酸素濃度を指標とする
従来例に比較してより有効で適正な水素注入運転を行う
ことができ、原子炉一次系の信頼性、しいては原子炉プ
ラントの信頼性を向」ニさせることが可能となる。また
、腐蝕電位を指標とすることにより、従来の水素注入方
法で実施していた低歪速度引張試験による溶存酸素濃度
のしきい値の決定も不必要となる。
尚、本発明は前記実施例のみに限定されない。
例えば、腐蝕電位を原子炉圧力容器１内で測定し、その
値を基準に上記と同様な水素注入方法を運転することか
できる。この場合には、原子炉内構材のステンレス鋼も
含めた信頼性向上が期待できる。
値を基準に上記と同様な水素注入方法を運転することか
できる。この場合には、原子炉内構材のステンレス鋼も
含めた信頼性向上が期待できる。
［発明の効果］
本発明に係わる水素注入方法によれば、原子炉冷却系に
設置した腐蝕電位測定装置で連続監視するステンレス鋼
の腐蝕電位を指標とし、その値を一〇、２３Ｖ （ＳＨ
Ｅ）以下に維持するように水素注入量を制御することが
できる。このｒＦ’ａ ｆｌ！ｌ！電位は、溶存酸素濃
度に比較して、ステンレス鋼のＩ ＧＳＣＣ感受性をよ
り正確に表すことが、実験データ等で示されている。従
って、腐蝕電位を指標とすることにより、溶存酸素を指
標とする従来例に比較して、より有効で適正な水素注入
運転を行うことかでき、原子炉一次系の信頼性、しいて
は原子カプラントの信頼性を向上させることか可能とな
るる。
設置した腐蝕電位測定装置で連続監視するステンレス鋼
の腐蝕電位を指標とし、その値を一〇、２３Ｖ （ＳＨ
Ｅ）以下に維持するように水素注入量を制御することが
できる。このｒＦ’ａ ｆｌ！ｌ！電位は、溶存酸素濃
度に比較して、ステンレス鋼のＩ ＧＳＣＣ感受性をよ
り正確に表すことが、実験データ等で示されている。従
って、腐蝕電位を指標とすることにより、溶存酸素を指
標とする従来例に比較して、より有効で適正な水素注入
運転を行うことかでき、原子炉一次系の信頼性、しいて
は原子カプラントの信頼性を向上させることか可能とな
るる。
第１図は本発明に係わる沸、＠水型原子炉の水素注入方
法の一実施例を説明するためのプラントの系統図、第２
図は従来の水素注入方法を説明するためのプラントの系
統図、第３図は鋭敏化ステンレス鋼のＩＧＳＣＣと腐蝕
電位との相関関係を説明するためのグラフである。
法の一実施例を説明するためのプラントの系統図、第２
図は従来の水素注入方法を説明するためのプラントの系
統図、第３図は鋭敏化ステンレス鋼のＩＧＳＣＣと腐蝕
電位との相関関係を説明するためのグラフである。
Claims (1)
- （１）原子炉一次系に水素を注入する沸騰水型原子炉の
水素注入方法において、原子炉冷却系に腐蝕電位測定装
置を設けて連続的に監視するステンレス鋼の腐蝕電位を
指標とし、その値を−０．２３Ｖ（ＳＨＥ）以下に維持
するように水素注入量を制御することを特徴とする沸騰
水型原子炉の水素注入方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62064871A JPS63231298A (ja) | 1987-03-19 | 1987-03-19 | 沸騰水型原子炉の水素注入方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62064871A JPS63231298A (ja) | 1987-03-19 | 1987-03-19 | 沸騰水型原子炉の水素注入方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63231298A true JPS63231298A (ja) | 1988-09-27 |
Family
ID=13270633
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62064871A Pending JPS63231298A (ja) | 1987-03-19 | 1987-03-19 | 沸騰水型原子炉の水素注入方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63231298A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63276000A (ja) * | 1987-05-08 | 1988-11-14 | Hitachi Ltd | 金属部材の水素割れ防止方法 |
| US5648919A (en) * | 1993-02-15 | 1997-07-15 | Babcock-Hitachi Kabushiki Kaisha | Maintenance systems for degradation of plant component parts |
| WO1997037358A1 (fr) * | 1996-03-29 | 1997-10-09 | Hitachi, Ltd. | Centrale a energie nucleaire |
| EP1463064A2 (en) | 2003-03-20 | 2004-09-29 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor |
-
1987
- 1987-03-19 JP JP62064871A patent/JPS63231298A/ja active Pending
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63276000A (ja) * | 1987-05-08 | 1988-11-14 | Hitachi Ltd | 金属部材の水素割れ防止方法 |
| US5648919A (en) * | 1993-02-15 | 1997-07-15 | Babcock-Hitachi Kabushiki Kaisha | Maintenance systems for degradation of plant component parts |
| WO1997037358A1 (fr) * | 1996-03-29 | 1997-10-09 | Hitachi, Ltd. | Centrale a energie nucleaire |
| EP1463064A2 (en) | 2003-03-20 | 2004-09-29 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor |
| EP1463064A3 (en) * | 2003-03-20 | 2008-10-01 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor |
| EP2447952A2 (en) | 2003-03-20 | 2012-05-02 | Hitachi Ltd. | Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor |
| US8363776B2 (en) | 2003-03-20 | 2013-01-29 | Hitachi, Ltd. | Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor |
| EP2618333A2 (en) | 2003-03-20 | 2013-07-24 | Hitachi Ltd. | Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor |
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