WO2010018700A1 - 原子力プラントの運転方法 - Google Patents

原子力プラントの運転方法 Download PDF

Info

Publication number
WO2010018700A1
WO2010018700A1 PCT/JP2009/056970 JP2009056970W WO2010018700A1 WO 2010018700 A1 WO2010018700 A1 WO 2010018700A1 JP 2009056970 W JP2009056970 W JP 2009056970W WO 2010018700 A1 WO2010018700 A1 WO 2010018700A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
zinc
injection
primary coolant
coolant
oxide film
Prior art date
Application number
PCT/JP2009/056970
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
孝夫 西村
隆司 梅原
Original Assignee
三菱重工業株式会社
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 三菱重工業株式会社 filed Critical 三菱重工業株式会社
Priority to CN2009801282394A priority Critical patent/CN102099869B/zh
Priority to US12/995,568 priority patent/US9076559B2/en
Priority to EP20090806596 priority patent/EP2312588B1/en
Publication of WO2010018700A1 publication Critical patent/WO2010018700A1/ja

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G21C17/0225—Chemical surface treatment, e.g. corrosion
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • 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
    • 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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a method for operating a newly constructed nuclear reactor.
  • Patent Document 1 discloses a technique in which zinc is injected into a primary coolant from a state in which an oxide film is formed on the inner surface of a primary cooling system pipe that contacts the primary coolant of a nuclear reactor.
  • the operation method of the nuclear power plant according to the present invention exists in the primary cooling system of the nuclear reactor during the execution of the thermal function test after the construction of the nuclear reactor. It is characterized by injecting zinc into the coolant.
  • the primary cooling system mainly the primary coolant
  • the output operating temperature approximately 300 ° C
  • the steam generator transmission Zinc is injected in a state where an oxide film is not formed on the inner surface of the heat pipe and the water chamber, the surface of the in-furnace structure or the like in contact with the coolant.
  • the zinc is injected into the coolant.
  • a predetermined temperature for example, 60 ° C. to 90 ° C.
  • the zinc is injected into the coolant.
  • the temperature of the coolant is low, almost no oxide film is generated, so even if zinc is injected, the ratio of incorporation into the oxide film is low, and the ratio of zinc removed by the desalting tower is large.
  • zinc since zinc is supplied after the oxide film starts to be formed, zinc can be effectively taken into the oxide film. As a result, an effect that excessive consumption of zinc can be suppressed is obtained.
  • the zinc injection rate is made larger than before. It is preferable. Thereby, it is possible to avoid the shortage of the zinc injection amount and to efficiently incorporate zinc into the oxide film.
  • the increase amount of the zinc injection rate in the first stage of the zinc injection is larger than the increase amount of the zinc injection rate in the second half of the zinc injection. Larger is preferred.
  • the zinc concentration in the coolant can be maintained at an appropriate value according to the rate of formation of the oxide film and the amount of zinc incorporated into the oxide film.
  • the zinc injection rate is made smaller than before. It is preferable to do. Thereby, excessive supply of zinc can be suppressed.
  • the rate of decrease in the zinc injection rate in the later stage of the zinc injection is higher than the rate of decrease in the zinc injection rate in the earlier period of the zinc injection. Larger is preferred.
  • the zinc concentration in the coolant can be maintained at an appropriate value according to the rate of formation of the oxide film and the amount of zinc incorporated into the oxide film.
  • the amount of the zinc injected into the coolant in the first stage of the zinc injection is injected into the coolant in the second half of the zinc injection. It is preferable that it is larger than the amount of zinc. Thereby, the zinc concentration in the coolant can be maintained at an appropriate value according to the rate of formation of the oxide film and the amount of zinc incorporated into the oxide film.
  • the present invention can further reduce exposure in a nuclear power plant.
  • FIG. 1 is a schematic diagram showing a nuclear power plant.
  • FIG. 2 is a graph showing the relationship between the amount of zinc injected into the TT690 material and the amount of corrosion at pH 7.3.
  • FIG. 3 is a diagram showing the change over time of the corrosion amount of the TT690 material.
  • FIG. 4 is a flowchart showing the procedure of the operation method of the nuclear power plant according to the present embodiment.
  • FIG. 5 is a timing chart of the operation method of the nuclear power plant according to the present embodiment.
  • FIG. 6 is a timing chart of the operation method of the nuclear power plant according to the modification of the present embodiment.
  • FIG. 1 is a schematic diagram showing a nuclear power plant.
  • the reactor cooling system primary cooling system in PWR
  • the cooling system Is characterized in that zinc (Zn) is injected into the coolant (primary coolant in PWR).
  • the nuclear power plant 1 is a nuclear power generation facility.
  • the nuclear reactor 2 constituting the nuclear power plant 1 is a PWR (Pressurized Water Reactor).
  • the operation method of the nuclear power plant according to the present embodiment is particularly suitable for a PWR that needs to perform a thermal function test in which the primary cooling system is close to the output operation temperature before the reactor becomes initial critical. is there.
  • a nuclear reactor 2 In the nuclear power plant 1, a nuclear reactor 2, a steam generator 3, a pressurizer 4, a primary coolant pump 5, and a regenerative heat exchanger 11 are arranged in a containment vessel 1W. Moreover, the turbine 8, the condenser 9, and the generator 10 are arrange
  • nuclear fuel 2C In the nuclear reactor 2, nuclear fuel 2C is arranged inside the pressure vessel.
  • the pressure vessel is filled with a primary coolant (corresponding to cooling water, for example, light water is used) C1.
  • the primary coolant pump 5 and the nuclear reactor 2 are connected by a primary coolant first supply passage 6A, and the nuclear reactor 2 and the steam generator 3 are connected by a primary coolant second supply passage 6B.
  • the steam generator 3 and the primary coolant pump 5 are connected by a primary coolant recovery passage 6C.
  • the primary coolant C1 discharged from the primary coolant pump 5 is supplied into the pressure vessel of the reactor 2 through the primary coolant first supply passage 6A. Then, the primary coolant C1 is heated by the thermal energy generated by the fission reaction of the nuclear fuel 2C disposed inside the pressure vessel. The heated primary coolant C1 is supplied to the steam generator 3 through the primary coolant second supply passage 6B. Then, after passing through the heat transfer tube 3T of the steam generator 3, the primary coolant C1 flows out of the steam generator 3, returns to the primary coolant pump 5 through the primary coolant recovery passage 6C, and again returns to the primary coolant. It is discharged into the pressure vessel of the reactor 2 from the first supply passage 6A.
  • the steam generator 3 includes a plurality of the heat transfer tubes 3T described above, and the secondary coolant C2 outside the heat transfer tubes 3T is heated and boiled by the primary coolant C1 flowing in the heat transfer tubes 3T, and the secondary coolant C2 is boiled. High temperature and high pressure steam is generated.
  • the steam generator 3 and the turbine 8 are connected by a steam supply passage 7S, and the condenser 9 and the steam generator 3 are connected by a secondary coolant recovery passage 7R.
  • the high-temperature and high-pressure steam of the secondary coolant C2 generated by the steam generator 3 is supplied to the turbine 8 through the steam supply passage 7S and drives it.
  • electric power is generated by the generator 10 connected to the drive shaft of the turbine 8.
  • the secondary coolant C2 after driving the turbine 8 becomes liquid in the condenser 9, and is sent again to the steam generator 3 through the secondary coolant recovery passage 7R.
  • the reactor 2 is a pressurized water reactor, and the pressurizer 4 is connected to the primary coolant second supply passage 6B.
  • the pressurizer 4 applies pressure to the primary coolant C1 in the primary coolant second supply passage 6B.
  • the primary coolant C1 does not boil even when heated by the thermal energy generated by the nuclear fission reaction of the nuclear fuel 2C, and circulates in the reactor 2 and its cooling system in a liquid phase.
  • the cooling system of the nuclear reactor 2 includes a primary coolant pump 5, a primary coolant first supply passage 6A, a primary coolant second supply passage 6B, a steam generator 3, and a primary coolant recovery passage 6C. This is a system through which the primary coolant C1 flows.
  • a desalting tower 16 is provided to remove impurities contained in the primary coolant C1.
  • the desalting tower 16 includes a first desalting tower 16A and a second desalting tower 16B, and is provided outside the storage container 1W.
  • the first desalting tower 16A is a coolant hot bed desalting tower
  • the second desalting tower 16B is a coolant cation desalting tower.
  • the primary coolant C1 taken out from the inlet side (upstream side) of the primary coolant pump 5 is supplied from the cooling system of the reactor 2 to the desalting tower 16 to be subjected to desalination, and the primary after desalting is performed.
  • the coolant C1 is returned to the outlet side (downstream side) of the primary coolant pump 5.
  • the demineralization treatment system for the primary coolant C1 includes a primary coolant take-out passage 13A, a regenerative heat exchanger 11, a primary coolant passage 13B, a non-regenerative heat exchanger 12, a primary coolant passage 13C, a desalting tower 16, and a primary cooling. It is composed of a material passage 13D, a volume control tank 14, and primary coolant return passages 13E and 13F.
  • the first coolant take-out passage 13 ⁇ / b> A connects the primary coolant recovery passage 6 ⁇ / b> C constituting the cooling system of the nuclear reactor 2 and the regenerative heat exchanger 11.
  • the regenerative heat exchanger 11 and the non-regenerative heat exchanger 12 are connected by a primary coolant passage 13B, and the non-regenerative heat exchanger 12 and the desalting tower 16 are connected by a primary coolant passage 13C.
  • the desalting tower 16 and the volume control tank 14 are connected by a primary coolant passage 13D, and the volume control tank 14 and the regenerative heat exchanger 11 are connected by a primary coolant return passage 13E. Further, the regenerative heat exchanger 11 and the primary coolant first supply passage 6A are connected by a primary coolant return passage 13F. A filling pump 15 is provided in the primary coolant return passage 13E.
  • the primary coolant C1 is taken out from the primary coolant take-out passage 13A, that is, the inlet side (upstream side) of the primary coolant pump 5.
  • the primary coolant C1 taken out from the cooling system of the reactor 2 is guided to the regenerative heat exchanger 11, and then desalted through the primary coolant passage 13B, the non-regenerative heat exchanger 12, and the primary coolant passage 13C. It is led to the tower 16 where it is desalted.
  • the desalted primary coolant C1 is temporarily stored in the volume control tank 14 through the primary coolant passage 13D and then regenerated by the regenerative heat exchanger 11 by the filling pump 15 provided in the primary coolant return passage 13E. Sent to.
  • the primary coolant C1 that has passed through the regenerative heat exchanger 11 is returned to the primary coolant first supply passage 6A, that is, the outlet side (downstream side) of the primary coolant pump 5 through the primary coolant return passage 13F.
  • Exposure can be reduced by injecting zinc into the primary coolant C1. This is considered to be due to the following reason.
  • the piping constituting the primary cooling system for example, heat transfer pipe 3T, primary coolant first supply passage 6A, etc., hereinafter referred to as primary cooling system pipe
  • Co-58 serving as an exposure radiation source is prevented from being taken into the oxide film, thereby reducing exposure.
  • the Ni in the primary coolant C1 is activated by the radiation generated by the fission reaction of the nuclear fuel 2C and becomes cobalt 58 (Co-58).
  • the zinc injected into the primary coolant C1 has an effect of making it difficult for the base material to pass through the oxide film by being taken into the oxide film formed on the surface of the base material (heat transfer tube 3T or the like).
  • the corrosion inhibition effect of the primary cooling system piping of the reactor 2 is obtained by zinc injection.
  • zinc By injecting zinc into the primary coolant C1 due to the corrosion inhibition effect of zinc, Ni contained in the base material of the member in contact with the primary coolant C1 of the steam generator 3 passes through the oxide film and passes through the primary coolant.
  • the amount that dissolves into C1 can be reduced.
  • the amount of Ni, which is a parent element of Co-58 serving as an exposure radiation source, present in the primary coolant C1 can be reduced, so that an exposure reduction effect can be obtained.
  • a zinc injection device 20 is provided to inject zinc into the primary coolant C1.
  • zinc is injected into the primary coolant C1 from between the volume control tank 14 and the filling pump 15 constituting the desalination system of the primary coolant C1 in the form of depleted zinc acetate (DZA). Is done.
  • DZA depleted zinc acetate
  • the zinc injection device 20 includes a zinc tank 21, a zinc injection pump 22 that is a zinc injection means, a zinc supply passage 24 that connects the zinc tank 21 and the zinc injection pump 22, and a flow rate adjusting valve 23 provided in the zinc supply passage 24. .
  • the depleted zinc acetate is liquid and is stored in the zinc tank 21. Further, the zinc injection rate is adjusted by the flow rate adjusting valve 23.
  • the zinc injection speed may be adjusted by controlling the zinc injection pump 22. In this embodiment, the zinc injection speed is adjusted using at least one of the zinc injection pump 22 and the flow rate adjusting valve 23.
  • the zinc injection pump 22 and the primary coolant return passage 13E are connected by a zinc injection passage 25.
  • An open / close valve 26 is provided in the zinc injection passage 25.
  • the on-off valve 26 is opened when zinc injection is required, and is closed when zinc injection is not required.
  • the zinc injection passage 25 is provided with a flow meter 28 for measuring the flow rate of zinc injected into the primary coolant C1. Thereby, the flow rate of zinc injected into the primary coolant C1 is measured.
  • a primary coolant sample collection point 29 for measuring the concentration of zinc in the primary coolant C1 is provided in the primary coolant passage 13C constituting the desalination processing system of the primary coolant C1. Thereby, the concentration of zinc contained in the primary coolant C1 is measured.
  • the operations of the zinc injection pump 22, the flow rate adjusting valve 23, and the on-off valve 26 are controlled by, for example, manual operation by an operator. Further, the zinc flow rate measured by the flow meter 28 and the zinc concentration measured at the primary coolant sample collection point 29 are used in the operation method of the nuclear power plant according to this embodiment.
  • the opening of the flow rate adjusting valve 23 and the driving conditions of the zinc injection pump 22 are set so that zinc can be injected at a set injection speed. Then, by the manual operation, the opening / closing valve 26 is opened, the flow rate adjusting valve 23 is adjusted to the set opening degree, and the zinc injection pump 22 is driven under the set driving conditions. Thereby, the depleted zinc acetate in the zinc tank 21 passes through the zinc supply passage 24 and the zinc injection passage 25 and is injected into the primary coolant C1 in the primary coolant return passage 13E.
  • the zinc injected into the primary coolant C1 from between the volume control tank 14 and the filling pump 15 is sent to the regenerative heat exchanger 11 together with the primary coolant C1 by the filling pump 15.
  • the zinc and the primary coolant C1 flow into the primary coolant first supply passage 6A, that is, the outlet side (downstream side) of the primary coolant pump 5 through the primary coolant return passage 13F, and then the nuclear reactor. Spread through the entire cooling system. In this way, zinc is supplied to the primary coolant C1 existing in the reactor 2 cooling system.
  • the nuclear fuel 2C is loaded into the nuclear reactor 2, and before the initial criticality is achieved, the cold function test and the warm function test for confirming the function of the nuclear plant 1 are performed. Executed.
  • the cold function test is performed under normal temperature and normal pressure, and the warm function test is performed under high temperature and high pressure.
  • the thermal function test is a test peculiar to PWR.
  • the cold function test is performed for all systems such as safety injection system, waste treatment system, power supply system, etc.
  • a system operation test, a flow rate adjustment test, etc. are performed to confirm that the system functions as intended.
  • the thermal function test is a test before the nuclear fuel 2C is loaded into the nuclear reactor 2, and after performing a pressure resistance test of the primary cooling system equipment and confirming the soundness of the system in preparation for the temperature rise and pressure increase
  • the primary cooling system is set to a high temperature and high pressure (for example, the temperature of the primary coolant is 286 ° C., the pressure of the primary coolant is 15.4 MPa) by operating the primary coolant pump 5, and the water level control and pressure control of the pressurizer 4.
  • a test of a relief valve and the like, a thermal expansion measurement test of a primary cooling system, and the like are executed to check the installation state and operation of the device in a high temperature and high pressure state.
  • a rotation rise test of the turbine 8 is also performed using the steam generated by the steam generator 3.
  • the thermal function test after the construction of the nuclear power plant 1 (including the nuclear reactor 2), the primary cooling system of the nuclear reactor 2 is heated to near the output operation temperature for the first time.
  • the nuclear fuel 2C is loaded into the nuclear reactor 2, and then the safe operation performance of the nuclear power plant 1 is confirmed through the pre-criticality test, the zero power reactor physical test, and the power increase test, and the operation shifts to the commercial operation. .
  • TT690 material is used for the primary cooling system piping of the nuclear reactor 2 (at least the heat transfer tube 3T of the steam generator 3).
  • the TT690 material is a heat-treated Inconel (Ni-based alloy) 690 material, and contains about 60% of Ni.
  • the TT690 material has a zinc concentration of 10 ppb (parts per billion) in light water (primary coolant) at a temperature (about 300 ° C.) under the operating conditions of the PWR furnace, from the state where no oxide film is formed.
  • the amount of corrosion is reduced by about 20% to 40% in 10,000 hours as compared with the case where zinc is not injected into the TT690 material on which no oxide film is formed.
  • the TT690 material is an alloy containing about 60% of Ni, and the generation amount of Co-58, which is a radionuclide generated from Ni that is corroded and released from the TT690 material due to the corrosion amount reduction effect. Is reduced.
  • FIG. 2 is a diagram showing the relationship between the amount of zinc injected into the TT690 material and the amount of corrosion at pH 7.3.
  • FIG. 2 shows the results of a corrosion test in which TT690 material was immersed in water at pH 7.3 for a total of 2000 hours.
  • FIG. 3 is a diagram showing the change over time of the corrosion amount of the TT690 material.
  • the amount of corrosion is the same as the condition without zinc injection. Degree. From this result, it is considered that even in the TT690 material having high corrosion resistance, the amount of corrosion can be reduced by injecting zinc from the beginning.
  • the amount of corrosion is smaller when zinc injection is performed in the state where no oxide film is formed than when zinc injection is performed from the state where the oxide film is already formed. That is, if zinc injection is performed in a state where no oxide film is formed, the amount of Ni that is corroded and released from the TT690 material is reduced compared to the case where zinc injection is performed from the state where the oxide film has already been formed. Is done. As a result, the amount of Co-58, which is a radionuclide generated from Ni, is reduced, and the exposure can be reduced.
  • the effect of reducing the amount of corrosion is greater when zinc is injected into a TT690 material without an oxide film than when TT690 material with an oxide film is formed before zinc injection.
  • TT690 material exposed to high-temperature light water (primary coolant) without an oxide film is formed with an oxide film on the surface over time, and zinc is injected as the oxide film grows.
  • zinc is efficiently taken into the oxide film, and the effect of suppressing the corrosion amount by zinc is obtained from the initial stage of the growth of the oxide film. This suppresses the amount of Ni that passes through the oxide film and dissolves into the light water.
  • an oxide film is formed on the surface of the TT690 material before zinc injection, the efficiency of zinc being taken into the oxide film is low, and the corrosion amount suppression effect by zinc injection is not sufficiently obtained. It is done.
  • the inventors of the present invention have found the above knowledge, and based on this knowledge, in the primary cooling system pipe including a member in which the TT690 material is used in a portion in contact with the primary coolant C1, the primary cooling system pipe Zinc was injected from the state where no oxide film was formed on the inner surface. That is, zinc was injected during the growth of the oxide film. As a result, the amount of corrosion of the TT690 material is reduced, so the amount of Co-58 generated is reduced and the exposure can be reduced.
  • TT690 material does not cause stress corrosion cracking due to the water quality of the primary coolant even if zinc is injected into the oxide film not formed, that is, zinc is injected during the growth of the oxide film.
  • MA600 material a material obtained by subjecting the Inconel 600 material to a heat treatment called mill annealing
  • the effect of reducing the corrosion amount can be obtained by injecting zinc from the state in which the oxide film is not formed on the inner surface of the primary cooling system pipe. .
  • the procedure of the operation method of the nuclear power plant which concerns on a present Example is demonstrated.
  • FIG. 4 is a flowchart showing the procedure of the operation method of the nuclear power plant according to the present embodiment.
  • FIG. 5 is a timing chart of the operation method of the nuclear power plant according to the present embodiment.
  • the operation method of the nuclear power plant according to the present embodiment is executed after the cold function test and during the warm function test.
  • the steps up to step S103 are the initial stage of zinc injection
  • the steps S104 to S109 are the first stage of zinc injection
  • the steps S110 to S115 are the second stage of zinc injection.
  • the first period of zinc injection is the period from the start of the test to about half of the whole period of the thermal function test.
  • the latter stage of zinc injection is a period from the end of the first stage of zinc injection to the end of the thermal function test.
  • the initial stage of zinc injection is a period in which zinc is injected at a constant injection rate for several hours from the start of zinc injection in the first stage of zinc injection.
  • the primary coolant C1 is heated to raise the temperature.
  • step S101 it is determined whether or not the temperature (coolant temperature) T of the primary coolant C1 is equal to or higher than a predetermined zinc injection start temperature Ts. Then, when T ⁇ Ts, the operation is started.
  • the zinc injection start temperature Ts is a temperature at which an oxide film starts to be formed on the inner surface of the primary cooling pipe made of the TT690 material.
  • the zinc injection start temperature Ts is, for example, 60 ° C. or higher and 90 ° C. or lower, and preferably 80 ° C.
  • Zinc may be injected from the time when the primary coolant C1 is at the normal temperature Tb, but if the temperature of the primary coolant C1 is not raised to a certain level, an oxide film is hardly formed on the inner surface of the primary cooling pipe. Therefore, even if zinc is injected before the temperature of the primary coolant C1 is raised to a certain temperature, there is almost no oxide film that takes in the zinc, and that portion is wasted. As in this embodiment, it is preferable to inject zinc after the primary coolant C1 has been heated to some extent, since excessive consumption of zinc can be suppressed. It is preferable to inject zinc at least with the start of heating of the primary coolant C1.
  • step S101 If it is determined No in step S101, that is, if it is determined that T ⁇ Ts, the process waits until T ⁇ Ts.
  • step S101 that is, when it is determined that T ⁇ Ts
  • the subscript n attached to the injection rate V means the current injection rate.
  • the post-change injection rate is V n
  • the pre-change injection rate is V n ⁇ 1 .
  • the injection speed V n is one hour when it is assumed that the primary coolant C1 of R (m 3 ) per hour flows into the primary cooling system of the reactor 2 by the filling pump 15 shown in FIG.
  • the mass m of zinc can be determined based on the concentration Dt of zinc in the zinc tank 21 and the volume Rs of zinc supplied from the zinc injection passage 25 to the primary coolant return passage 13E.
  • the volume Rs of zinc supplied to the primary coolant return passage 13E can be obtained from the flow meter 28.
  • the injection rate V n at step S102 a half of the maximum rate of infusion (maximum infusion rate) Vmax1 to the initial time of injecting zinc in Yutakatai function test.
  • the maximum injection speed Vmax1 is determined from the concentration (40 ppb) at which zinc does not precipitate in the filling line (primary coolant return passage 13E).
  • the zinc uptake amount of the oxide film formed on the surface of the TT690 material constituting the primary cooling pipe is relatively large, but the zinc concentration of the primary coolant C1 is low.
  • step S103 it is determined whether the elapsed time (injection time) t after starting injection of zinc is t1 or less.
  • step S104 it is determined whether or not the zinc concentration Dz_n of the primary coolant C1 measured at the primary coolant sample collection point 29 shown in FIG. 1 is smaller than the target value Da.
  • the zinc uptake amount of the oxide film formed on the surface of the TT690 material constituting the primary cooling pipe is relatively large. Therefore, when D_zn ⁇ Da, the zinc uptake into the oxide film catches up. It can be determined that it is not in a state.
  • step S106 the injection rate V n and the maximum injection rate Vmax1 are compared.
  • This injection rate V n is order not to exceed the maximum injection rate Vmax1.
  • step S109 zinc is injected at the injection rate V n set in step S105, and the process proceeds to step S109. If it is determined No in step S106, that is, if it is determined that V n > Vmax1, the injection rate V n is set to the maximum injection rate Vmax1 in step S107 and zinc is injected. The process proceeds to S109.
  • step S109 it is determined whether or not the injection time t is equal to or shorter than t3 (see FIG. 5). Thereby, it is determined whether or not the first period of zinc injection is completed.
  • step S109 If it is determined Yes in step S109, that is, if it is determined that t ⁇ t3, since the first half of the zinc injection has not been completed yet, the process returns to step S104, and the procedure after step S104 is repeated. If it is determined No in step S109, that is, if it is determined that t> t3, since the first stage of zinc injection is completed, the process proceeds to step S110. Next, it returns to step S104 and demonstrates.
  • ⁇ V2 is a coefficient for converting the difference between the current zinc concentration Dz_n and the target value Da into an injection rate.
  • an injection rate corresponding to the zinc concentration of 1 ppb of the primary coolant C1 V n is a 0.027g / h (1 hour).
  • ⁇ V2 0.027 g / h.
  • step S108 the zinc content of the primary coolant C1 is reduced.
  • the density can be quickly set to the target value Da.
  • the first injection rate increase ⁇ V1 which is an increase amount of the zinc injection rate in the first stage of zinc injection is Vmax1 / 4
  • the later injection rate increase ⁇ V3 which is an increase amount of the zinc injection rate in the second stage of zinc injection.
  • the late injection rate increase ⁇ V3 is made smaller than the initial injection rate increase ⁇ V1 to avoid a rapid increase in the zinc concentration of the primary coolant C1.
  • step S112 the injection rate V n and a late maximum injection rate Vmax2 are compared.
  • This injection rate V n is order to not exceed the late maximum injection rate Vmax2.
  • the generation rate of the oxide film is lower than that in the first stage of zinc injection, and the zinc uptake of the oxide film proceeds. Therefore, when the injection rate V n is excessively large, there is a risk that the zinc concentration Dz_n in the primary coolant C1 is greater than the target value Da.
  • step S112 When it is determined Yes in step S112, that is, when it is determined that V n ⁇ Vmax2, zinc is injected at the injection rate V n set in step S111, and the process proceeds to step S115. If it is determined No in step S112, that is, if it is determined that V n > Vmax2, the injection rate V n is set to the maximum injection rate Vmax2 in step S113, and zinc is injected. The process proceeds to S115.
  • step S115 it is determined whether or not the injection time t is equal to or shorter than t5 (see FIG. 4). Thereby, it is determined whether or not the latter half of the zinc injection has ended.
  • step S115 If it is determined Yes in step S115, that is, if it is determined that t ⁇ t5, since the latter stage of zinc injection has not ended yet, the process returns to step S110, and the procedure after step S110 is repeated.
  • step S115 When it is determined No in step S115, that is, when it is determined that t> t5, since the latter stage of zinc injection has ended, the thermal function test is ended, and the nuclear power plant according to the present embodiment is completed. The driving method ends. Although the heating of the primary coolant C1 is stopped by the end of the thermal function test, the injection of zinc into the primary coolant C1 is also stopped together with the stop of the heating of the primary coolant C1. This suppresses excessive consumption of zinc. Next, it returns to step S110 and demonstrates.
  • the method of decreasing is that 2 ⁇ ⁇ V2 ⁇ (D_zn ⁇ Da), which is the injection rate corresponding to the difference (D_zn ⁇ Da) between the current zinc concentration Dz_n and the target value Da, is the injection rate V n ⁇ 1 thus far. Decrease from.
  • the injection speed V n V n ⁇ 1 ⁇ 2 ⁇ ⁇ V2 ⁇ (D_zn ⁇ Da).
  • ⁇ V2 is a coefficient for converting the difference between the zinc concentration Dz_n and the target value Da at the present time into the injection rate, and since the content thereof has been described above, the description thereof is omitted.
  • step S114 by subtracting the injection rate 2 ⁇ ⁇ V2 ⁇ (D_zn ⁇ Da) corresponding to the difference between the current zinc concentration Dz_n and the target value Da from the previous injection rate V n ⁇ 1 , the primary coolant C1 The concentration of zinc can be quickly set to the target value Da.
  • the rate of decrease of the zinc injection rate in the latter stage of zinc injection that is, the coefficient 2 ⁇ ⁇ V2 of the difference between the current zinc concentration Dz_n and the target value Da is the zinc injection rate in the first stage of zinc injection.
  • Decrease rate that is, the coefficient ⁇ V2 of the difference between the current zinc concentration Dz_n and the target value Da.
  • the increase amount of the zinc injection rate is larger than the increase amount of zinc injection speed in the second half of zinc injection.
  • the rate of decrease of the zinc injection rate in the latter stage of zinc injection is larger than the rate of decrease of the zinc injection rate in the first stage of zinc injection.
  • the maximum value of the zinc injection rate in the first stage of zinc injection is larger than the maximum value of the zinc injection rate in the second stage of zinc injection. Accordingly, the amount of zinc injected into the primary coolant C1 in the first stage of zinc injection is larger than the amount of zinc injected into the primary coolant C1 in the second stage of zinc injection.
  • FIG. 6 is a timing chart of the operation method of the nuclear power plant according to the modification of the present embodiment.
  • the zinc uptake of the oxide film proceeds, and the generation rate of the oxide film decreases. For this reason, the injection speed V is increased in the first stage of zinc injection, and the injection speed V is decreased in the second stage of zinc injection.
  • the amount of zinc injected into the primary coolant C1 in the first stage of zinc injection is larger than the amount of zinc injected into the primary coolant C1 in the second stage of zinc injection.
  • the concentration of zinc in the primary coolant C1 can be maintained at an appropriate value according to the rate of formation of the oxide film and the amount of zinc incorporated in the oxide film.
  • Zinc is injected into a coolant present in the cooling system (primary coolant in PWR). That is, zinc is injected in a state where an oxide film is not formed on the inner surface of the piping through which the coolant of the reactor passes, the surface of the reactor internal structure, the structure of the steam generator, etc. with which the coolant contacts.
  • the operation of the nuclear power plant according to the present embodiment is more suitable.
  • the method for operating a nuclear power plant according to the present invention is useful for reducing exposure by zinc injection, and is particularly suitable for a nuclear power plant equipped with a pressurized water reactor.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

　原子力プラントにおける被ばくをより低減することを課題とする。 　原子力プラント１は、原子炉２の核燃料２Ｃが核分裂することによって発生する熱エネルギーによって蒸気を発生させ、この蒸気でタービン８を駆動して発電機１０によって発電する原子力発電プラントである。原子力プラント１が新たに建設された後、原子炉２の一次冷却系が初めて出力運転温度近くに昇温する際に、亜鉛注入装置２０によって、一次冷却系に存在する一次冷却材Ｃ１へ亜鉛を注入する。

Description

原子力プラントの運転方法
　本発明は、新たに建設された原子炉の運転方法に関するものである。
　数年～数十年運転されてきた原子力プラントの被ばく低減対策のため、原子炉の臨界後、原子炉の冷却材に亜鉛を注入することが行われている。例えば、特許文献１には、原子炉の一次冷却材が接触する一次冷却系の配管の内面に酸化皮膜が形成されている状態から、一次冷却材に亜鉛を注入する技術が開示されている。
特開平２－１３８９４号公報
　原子力プラントにおいて、被ばくはできる限り低減されることが好ましく、更なる被ばくの低減が求められている。本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、原子力プラントにおける被ばくをより低減することを目的とする。
　上述した課題を解決し、目的を達成するために、本発明に係る原子力プラントの運転方法は、原子炉の建設後、温態機能試験の実行中に、前記原子炉の一次冷却系に存在する冷却材へ亜鉛を注入することを特徴とする。
　このように、本発明に係る原子力プラントの運転方法では、温態機能試験中に亜鉛を注入する。温態機能試験において、一次冷却系（主として一次冷却材）は初めて出力運転温度（約３００℃）となるので、原子炉の冷却材（一次冷却系）が通過する配管の内面、蒸気発生器伝熱管及び水室の内面、冷却材が接触する炉内構造物等の表面に酸化皮膜が形成されていない状態で、亜鉛が注入される。これにより、酸化膜の成長とともに亜鉛が酸化膜に取り込まれて亜鉛の腐食抑制作用が効果的に発揮される。その結果、原子炉の臨界前に、被ばく線源であるＣｏ－５８の親元素であるＮｉが冷却材中へ溶け出すことを抑制できるので、被ばく線源であるＣｏ－５８の発生量が低減する。また、酸化皮膜に亜鉛が取り込まれることにより、被ばく線源であるＣｏ－５８の酸化皮膜への取り込みが抑制される。これらの作用により、更なる被ばく低減効果が得られる。
　本発明の望ましい態様としては、前記原子力プラントの運転方法において、前記冷却材の温度が所定の温度（例えば６０℃～９０℃）以上になった場合に、前記亜鉛を前記冷却材へ注入することが好ましい。冷却材の温度が低い場合には酸化皮膜がほとんど生成されないので、亜鉛を注入しても酸化皮膜に取り込まれる割合が低くなり、脱塩塔で除去される亜鉛の割合が大きくなるが、上記構成により、酸化皮膜が形成され始めてから亜鉛が供給されるので、亜鉛を酸化皮膜により効果的に取り込ませることができる。その結果、亜鉛の過剰な消費を抑制できるという効果が得られる。
　本発明の望ましい態様としては、前記原子力プラントの運転方法において、前記冷却材に含まれる前記亜鉛の濃度が予め定めた所定の値よりも小さい場合、前記亜鉛の注入速度をこれまでよりも大きくすることが好ましい。これによって、亜鉛の注入量の不足を回避して、効率的に酸化膜へ亜鉛を取り込ませることができる。
　本発明の望ましい態様としては、前記原子力プラントの運転方法において、前記亜鉛の注入の前期における前記亜鉛の注入速度の増加量は、前記亜鉛の注入の後期における前記亜鉛の注入速度の増加量よりも大きいことが好ましい。これによって、冷却材中の亜鉛の濃度を、酸化皮膜の生成速度及び酸化皮膜の亜鉛の取り込み量に応じた適切な値に維持できる。
　本発明の望ましい態様としては、前記原子力プラントの運転方法において、前記冷却材中に含まれる前記亜鉛の濃度が予め定めた所定の値以上である場合、前記亜鉛の注入速度をこれまでよりも小さくすることが好ましい。これによって、亜鉛の過剰な供給を抑制できる。
　本発明の望ましい態様としては、前記原子力プラントの運転方法において、前記亜鉛の注入の後期における前記亜鉛の注入速度の減少率は、前記亜鉛の注入の前期における前記亜鉛の注入速度の減少率よりも大きいことが好ましい。これによって、冷却材中の亜鉛の濃度を、酸化皮膜の生成速度及び酸化皮膜の亜鉛の取り込み量に応じた適切な値に維持できる。
　本発明の望ましい態様としては、前記原子力プラントの運転方法において、前記冷却材の加熱を停止したら、前記冷却材に対する前記亜鉛の注入を停止することが好ましい。これによって、亜鉛の過剰な供給を抑制して、亜鉛の消費量を低減できる。
　本発明の望ましい態様としては、前記原子力プラントの運転方法において、前記亜鉛の注入の前期に前記冷却材へ注入される前記亜鉛の量は、前記亜鉛の注入の後期に前記冷却材へ注入される前記亜鉛の量よりも大きいことが好ましい。これによって、冷却材中の亜鉛の濃度を、酸化皮膜の生成速度及び酸化皮膜の亜鉛の取り込み量に応じた適切な値に維持できる。
　本発明は、原子力プラントにおける被ばくをより低減できる。
図１は、原子力プラントを示す模式図である。 図２は、ＴＴ６９０材に対する亜鉛注入量とｐＨ７．３における腐食量との関係を示す図である。 図３は、ＴＴ６９０材の腐食量の経時変化を示す図である。 図４は、本実施例に係る原子力プラントの運転方法の手順を示すフローチャートである。 図５は、本実施例に係る原子力プラントの運転方法のタイミングチャートである。 図６は、本実施例の変形例に係る原子力プラントの運転方法のタイミングチャートである。
　以下、本発明につき図面を参照しつつ詳細に説明する。なお、下記の説明により本発明が限定されるものではない。また、下記の説明における構成要素には、当業者が容易に想定できるもの、実質的に同一のもの、いわゆる均等の範囲のものが含まれる。
　図１は、原子力プラントを示す模式図である。本実施例は、原子炉の建設後、原子炉の冷却系（ＰＷＲでは一次冷却系）が初めて出力運転温度近くに昇温する際（ＰＷＲでは温態機能試験の実行中）に、前記冷却系に存在する冷却材（ＰＷＲでは一次冷却材）に亜鉛（Ｚｎ）を注入する点に特徴がある。
　本実施例において、原子力プラント１は、原子力発電設備である。原子力プラント１を構成する原子炉２は、ＰＷＲ（PressurizedWaterReactor：加圧水型原子炉）である。なお、本実施例に係る原子力プラントの運転方法は、特に、原子炉が初臨界となる前に、一次冷却系が出力運転温度近くになる温態機能試験を実行する必要のあるＰＷＲに好適である。
　原子力プラント１は、格納容器１Ｗ内に原子炉２、蒸気発生器３、加圧器４、一次冷却材ポンプ５、再生熱交換器１１が配置される。また、格納容器１Ｗの外には、タービン８、復水器９及び発電機１０が配置される。原子炉２は、圧力容器の内部に核燃料２Ｃが配置されている。また、前記圧力容器の内部には一次冷却材（冷却水に相当し、例えば軽水が用いられる）Ｃ１が満たされている。一次冷却材ポンプ５と原子炉２とは一次冷却材第１供給通路６Ａで接続され、原子炉２と蒸気発生器３とは、一次冷却材第２供給通路６Ｂで接続される。また、蒸気発生器３と一次冷却材ポンプ５とは、一次冷却材回収通路６Ｃで接続される。
　このような構成により、一次冷却材ポンプ５から吐出された一次冷却材Ｃ１は、一次冷却材第１供給通路６Ａを通って原子炉２の圧力容器内へ供給される。そして、圧力容器の内部に配置される核燃料２Ｃの核分裂反応によって発生した熱エネルギーで一次冷却材Ｃ１が加熱される。加熱された一次冷却材Ｃ１は、一次冷却材第２供給通路６Ｂを通って蒸気発生器３へ供給される。そして、一次冷却材Ｃ１は、蒸気発生器３の伝熱管３Ｔを通過した後、蒸気発生器３から流出し、一次冷却材回収通路６Ｃを通って一次冷却材ポンプ５へ戻り、再び一次冷却材第１供給通路６Ａから原子炉２の圧力容器内へ吐出される。
　蒸気発生器３は、前述した伝熱管３Ｔを複数備えており、伝熱管３Ｔ内を流れる一次冷却材Ｃ１によって伝熱管３Ｔ外の二次冷却材Ｃ２が加熱されて沸騰し、二次冷却材Ｃ２の高温高圧の蒸気が生成される。蒸気発生器３とタービン８とは、蒸気供給通路７Ｓで接続されており、復水器９と蒸気発生器３とは、二次冷却材回収通路７Ｒで接続されている。これによって、蒸気発生器３で生成された二次冷却材Ｃ２の高温高圧の蒸気は、蒸気供給通路７Ｓを通ってタービン８へ供給されてこれを駆動する。そして、タービン８の駆動軸に連結された発電機１０によって電力を発生させる。タービン８を駆動した後の二次冷却材Ｃ２は、復水器９で液体となり、二次冷却材回収通路７Ｒを通って再び蒸気発生器３へ送られる。
　原子炉２は、加圧水型原子炉であり、加圧器４が一次冷却材第２供給通路６Ｂに接続されている。そして、加圧器４が一次冷却材第２供給通路６Ｂ内の一次冷却材Ｃ１に圧力を与える。このような構造により、一次冷却材Ｃ１は、核燃料２Ｃの核分裂反応によって発生した熱エネルギーで加熱されても沸騰せず、液相の状態で原子炉２及びその冷却系を循環する。ここで、原子炉２の冷却系は、一次冷却材ポンプ５、一次冷却材第１供給通路６Ａ、一次冷却材第２供給通路６Ｂ、蒸気発生器３、一次冷却材回収通路６Ｃで構成される一次冷却材Ｃ１が流れる系である。
　一次冷却材Ｃ１に含まれる不純物を除去するため、脱塩塔１６が設けられる。脱塩塔１６は、第１脱塩塔１６Ａ及び第２脱塩塔１６Ｂで構成されており、格納容器１Ｗの外側に設けられる。第１脱塩塔１６Ａは冷却材温床式脱塩塔であり、第２脱塩塔１６Ｂは、冷却材陽イオン脱塩塔である。原子炉２の冷却系から脱塩塔１６へは、一次冷却材ポンプ５の入口側（上流側）から取り出された一次冷却材Ｃ１が供給されて脱塩処理が施され、脱塩後の一次冷却材Ｃ１は、一次冷却材ポンプ５の出口側（下流側）に戻される。
　一次冷却材Ｃ１の脱塩処理系は、一次冷却材取り出し通路１３Ａ、再生熱交換器１１、一次冷却材通路１３Ｂ、非再生熱交換器１２、一次冷却材通路１３Ｃ、脱塩塔１６、一次冷却材通路１３Ｄ、体積制御タンク１４、一次冷却材戻し通路１３Ｅ、１３Ｆで構成される。第１冷却材取り出し通路１３Ａは、原子炉２の冷却系を構成する一次冷却材回収通路６Ｃと再生熱交換器１１とを接続している。再生熱交換器１１と非再生熱交換器１２とは一次冷却材通路１３Ｂで接続されており、また、非再生熱交換器１２と脱塩塔１６とは一次冷却材通路１３Ｃで接続される。
　脱塩塔１６と体積制御タンク１４とは一次冷却材通路１３Ｄで接続されており、体積制御タンク１４と再生熱交換器１１とは一次冷却材戻し通路１３Ｅで接続される。また、再生熱交換器１１と一次冷却材第１供給通路６Ａとは、一次冷却材戻し通路１３Ｆで接続される。一次冷却材戻し通路１３Ｅには充填ポンプ１５が設けられている。
　一次冷却材Ｃ１は、一次冷却材取り出し通路１３Ａ、すなわち、一次冷却材ポンプ５の入口側（上流側）から取り出される。原子炉２の冷却系から取り出された一次冷却材Ｃ１は、再生熱交換器１１へ導かれた後、一次冷却材通路１３Ｂ、非再生熱交換器１２、一次冷却材通路１３Ｃを通って脱塩塔１６へ導かれ、ここで脱塩処理される。脱塩処理された一次冷却材Ｃ１は、一次冷却材通路１３Ｄを通って体積制御タンク１４へ一時的に貯められた後、一次冷却材戻し通路１３Ｅに設けられる充填ポンプ１５によって再生熱交換器１１へ送られる。再生熱交換器１１を通過した一次冷却材Ｃ１は、一次冷却材戻し通路１３Ｆを通って一次冷却材第１供給通路６Ａ、すなわち、一次冷却材ポンプ５の出口側（下流側）に戻される。
　亜鉛を一次冷却材Ｃ１へ注入することにより、被ばくの低減を図ることができる。これは、次の理由によると考えられる。亜鉛がＣｏよりも酸化被膜に取り込まれやすいことを利用して、一次冷却系を構成する配管（例えば、伝熱管３Ｔや一次冷却材第１供給通路６Ａ等、以下、一次冷却系配管という）の内面に形成される酸化被膜中のＣｏを亜鉛に置き換えることで、被ばく線源となるＣｏ－５８が酸化皮膜へ取り込まれることを抑制して、被ばくの低減を図っている。
　また、原子炉２においては、蒸気発生器３の一次冷却材Ｃ１が接する部分の表面から、被ばく線源となる放射性核種のＣｏ－５８の親元素であるニッケル（Ｎｉ）が一次冷却材Ｃ１に溶け出して、核燃料２Ｃの核分裂反応によって発生する放射線で一次冷却材Ｃ１中のＮｉが放射化されてコバルト５８（Ｃｏ－５８）となる。一次冷却材Ｃ１へ注入された亜鉛は、母材（伝熱管３Ｔ等）の表面に形成される酸化被膜に取り込まれることにより、母材が酸化皮膜を通過しにくくする作用を有する。
　すなわち、亜鉛注入により、原子炉２の一次冷却系配管の腐食抑制効果が得られる。この亜鉛の腐食抑制効果によって、一次冷却材Ｃ１へ亜鉛を注入することにより、蒸気発生器３の一次冷却材Ｃ１が接する部材の母材に含まれるＮｉが、酸化皮膜を通過して一次冷却材Ｃ１へ溶け出す量を低減できる。その結果、一次冷却材Ｃ１中に存在する、被ばく線源となるＣｏ－５８の親元素であるＮｉの量を低減できるので、被ばく低減効果が得られる。
　本実施例では、一次冷却材Ｃ１に亜鉛を注入するため、亜鉛注入装置２０を備える。本実施例において、亜鉛は、減損酢酸亜鉛（ＤＺＡ：DepletedZincAcetate）の形態で、一次冷却材Ｃ１の脱塩処理系を構成する体積制御タンク１４と充填ポンプ１５との間から一次冷却材Ｃ１に注入される。
　亜鉛注入装置２０は、亜鉛タンク２１、亜鉛注入手段である亜鉛注入ポンプ２２、亜鉛タンク２１と亜鉛注入ポンプ２２とを接続する亜鉛供給通路２４及び亜鉛供給通路２４に設けられる流量調整弁２３を備える。減損酢酸亜鉛は液体であり、亜鉛タンク２１に貯められる。また、流量調整弁２３によって、亜鉛の注入速度が調整される。なお、亜鉛注入ポンプ２２を制御することで、亜鉛の注入速度を調整してもよい。本実施例では、亜鉛注入ポンプ２２と流量調整弁２３との少なくとも一方を用いて、亜鉛の注入速度を調整する。
　亜鉛注入ポンプ２２と一次冷却材戻し通路１３Ｅとは、亜鉛注入通路２５で接続される。亜鉛注入通路２５には、開閉弁２６が設けられる。開閉弁２６は、亜鉛の注入が必要な場合に開かれて、亜鉛の注入が不要な場合には閉じられる。また、亜鉛注入通路２５には、一次冷却材Ｃ１に注入される亜鉛の流量を計測する流量計２８が設けられる。これによって、一次冷却材Ｃ１に注入される亜鉛の流量が計測される。さらに、一次冷却材Ｃ１の脱塩処理系を構成する一次冷却材通路１３Ｃには、一次冷却材Ｃ１中における亜鉛の濃度を計測する一次冷却材サンプル採取点２９が設けられる。これによって、一次冷却材Ｃ１に含まれる亜鉛の濃度を測定する。亜鉛注入ポンプ２２、流量調整弁２３、開閉弁２６は、例えば、作業員によるマニュアル操作によってそれぞれの動作が制御される。また、流量計２８が計測した亜鉛の流量及び一次冷却材サンプル採取点２９で測定した亜鉛の濃度は、本実施例に係る原子力プラントの運転方法で用いられる。
　一次冷却材Ｃ１に亜鉛を注入する場合、設定された注入速度で亜鉛を注入できるように流量調整弁２３の開度や亜鉛注入ポンプ２２の駆動条件が設定される。そして、マニュアル操作により、開閉弁２６が開かれるとともに、流量調整弁２３が設定された開度に調整され、亜鉛注入ポンプ２２が設定された駆動条件で駆動される。これによって、亜鉛タンク２１内の減損酢酸亜鉛が亜鉛供給通路２４及び亜鉛注入通路２５を通って、一次冷却材戻し通路１３Ｅ内の一次冷却材Ｃ１へ注入される。
　このように、体積制御タンク１４と充填ポンプ１５との間から一次冷却材Ｃ１へ注入された亜鉛は、充填ポンプ１５によって一次冷却材Ｃ１とともに再生熱交換器１１へ送られる。そして、前記亜鉛及び一次冷却材Ｃ１は、一次冷却材戻し通路１３Ｆを通って一次冷却材第１供給通路６Ａ、すなわち、一次冷却材ポンプ５の出口側（下流側）へ流入した後、原子炉２の冷却系全体に行き渡る。このようにして、原子炉２の冷却系に存在する一次冷却材Ｃ１に亜鉛が供給される。
　原子力プラント１が新たに建設されると、原子炉２内に核燃料２Ｃを装荷し、初臨界を達成する前に、原子力プラント１の機能を確認するための冷態機能試験及び温態機能試験が実行される。冷態機能試験は常温常圧下で実行され、温態機能試験は高温高圧下で実行される。温態機能試験は、ＰＷＲ特有の試験である。冷態機能試験は、安全注入系、廃棄物処理系、電源系等、すべての系統について、系統の構成や流量等について可能な限りプラントの運転状態を模擬して、インターロック試験、警報試験、系統運転試験、流量調整試験等が実行され、系統がその目的通りに機能することを確認するものである。
　温態機能試験は、原子炉２に核燃料２Ｃが装荷される前の試験であって、一次冷却系設備の耐圧試験を実行して、昇温昇圧に備えた系統の健全性確認を実行した後、一次冷却材ポンプ５の運転等により一次冷却系を高温高圧（例えば、一次冷却材の温度が２８６℃、一次冷却材の圧力が１５．４ＭＰａ）にして、加圧器４の水位制御、圧力制御、逃し弁等の試験や一次冷却系の熱膨張測定試験等を実行して、高温高圧状態での機器の据付状態や動作確認を行うものである。また、温態機能試験は、蒸気発生器３で発生した蒸気を用いて、タービン８の回転上昇試験も実行される。温態機能試験では、原子力プラント１（原子炉２を含む）の建設後、原子炉２の一次冷却系が初めて出力運転温度近くに昇温するものである。温態機能試験の後、原子炉２に核燃料２Ｃが装荷され、その後臨界前試験、ゼロ出力炉物理試験、出力上昇試験を経て原子力プラント１の安全な運転性能を確認し、営業運転へ移行する。
　原子炉２が初臨界を達成した後は、原子炉２の一次冷却系がすでに高温高圧の一次冷却材Ｃ１に曝され、一次冷却系配管の内面に、酸化皮膜が形成される。これまでは、初臨界後に一次冷却材へ亜鉛が注入されていたので、一次冷却系配管の内面に酸化皮膜が形成された状態で亜鉛が注入されていた。本実施例においては、原子炉２の一次冷却系配管（少なくとも蒸気発生器３の伝熱管３Ｔ）にＴＴ６９０材を用いる。ＴＴ６９０材は、インコネル（Ｎｉ基の合金）６９０材に熱処理を施したものであり、Ｎｉを６０％程度含んでいる。
　ＴＴ６９０材は、ＰＷＲ炉の運転条件における温度（３００℃程度）の軽水（一次冷却材）中において、酸化被膜が形成されていない状態から亜鉛濃度１０ｐｐｂ（partsperbillion：１０億分の１）の条件で亜鉛を注入した場合、酸化皮膜が形成されていないＴＴ６９０材に亜鉛注入をしない場合と比較して、１００００時間で約２０％～４０％程度の腐食量が低減する結果が得られている。上述したように、ＴＴ６９０材は、６０％程度のＮｉを含む合金であり、上記腐食量低減効果によって、腐食してＴＴ６９０材から放出されたＮｉから生成する放射性核種であるＣｏ－５８の発生量が低減される。
　次に、ＰＷＲ炉の運転条件における温度（３００℃程度）の軽水（一次冷却材）中で、酸化被膜が形成されていないＴＴ６９０材に亜鉛濃度１０ｐｐｂの条件で亜鉛を注入して２０００時間経過した場合と、ＰＷＲ炉の運転条件における温度（３００℃程度）の軽水（一次冷却材）中に酸化被膜が形成されていないＴＴ６９０材を１０００時間曝した後、亜鉛濃度１０ｐｐｂの条件で亜鉛を注入して２０００時間経過した場合との比較試験について説明する。この比較試験において、２０００時間経過後における腐食量から１０００時間経過後における腐食量を減算したそれぞれの試験条件での値を比較すれば、酸化皮膜が形成されていない状態で亜鉛注入を実行した場合と、すでに酸化皮膜が形成された状態から亜鉛注入を実行した場合との比較ができる。
　ＰＷＲ炉の運転条件における温度（３００℃程度）の軽水（一次冷却材）中で、酸化被膜が形成されていないＴＴ６９０材に亜鉛濃度１０ｐｐｂの条件で亜鉛を注入した状態で、１０００時間経過した後の腐食量をＱ１、２０００時間経過した後の腐食量をＱ２とする。また、ＰＷＲ炉の運転条件における温度（３００℃程度）の軽水（一次冷却材）中に、酸化被膜が形成されていないＴＴ６９０材を１０００時間曝した場合の腐食量をＱ３、その後、亜鉛濃度１０ｐｐｂの条件で亜鉛を注入した状態で１０００時間経過した後の腐食量をＱ４とする。
　図２は、ＴＴ６９０材に対する亜鉛注入量とｐＨ７．３における腐食量との関係を示す図である。図２は、ｐＨ７．３の水中にＴＴ６９０材を合計２０００時間浸漬した腐食試験の結果を示している。図３は、ＴＴ６９０材の腐食量の経時変化を示す図である。亜鉛の注入なしの条件において２０００時間腐食試験したもの（Ｚｎ０ｐｐｂ　２０００ｈ）、最初の１０００時間は亜鉛の注入なしで腐食試験した後、次の１０００時間は１０ｐｐｂの亜鉛条件で２０００時間腐食試験したもの（０ｐｐｂ　１０００ｈ＋１０ｐｐｂ　１０００ｈ）、２０００時間１０ｐｐｂの亜鉛条件で腐食試験したもの（１０ｐｐｂ　２０００ｈ）である。この結果から、わずかではあるが２０００時間亜鉛注入条件で腐食試験をしたＴＴ６９０材の腐食量は、亜鉛の注入なしの条件よりも腐食量が低下している。これに対して、最初の１０００時間は亜鉛の注入なしの条件で腐食試験した後、次の２０００時間は１０ｐｐｂの亜鉛注入条件で腐食試験した場合の腐食量は、亜鉛の注入なしの条件と同程度である。この結果から、耐食性の高いＴＴ６９０材においても、最初から亜鉛を注入した方が腐食量を低減できると考えられる。
　このように、酸化皮膜が形成されていない状態で亜鉛注入を実行した場合の方が、すでに酸化皮膜が形成された状態から亜鉛注入を実行した場合よりも腐食量は少なくなる。すなわち、酸化皮膜が形成されていない状態で亜鉛注入を実行すれば、腐食してＴＴ６９０材から放出されるＮｉの量は、すでに酸化皮膜が形成された状態から亜鉛注入を実行した場合よりも低減される。その結果、Ｎｉから生成される放射性核種であるＣｏ－５８の発生量が低減され、被ばくが低減できる。
　亜鉛注入前に酸化皮膜が形成されているＴＴ６９０材に亜鉛注入をした場合よりも、酸化被膜が形成されていないＴＴ６９０材に亜鉛注入をした場合の方が腐食量低減効果が大きくなるのは、次の理由が考えられる。酸化皮膜が形成されていない状態で高温の軽水（一次冷却材）に曝されるＴＴ６９０材は、時間の経過とともに表面に酸化皮膜が形成されるが、この酸化皮膜の成長とともに亜鉛を注入することで、亜鉛は効率的に酸化皮膜に取り込まれ、酸化皮膜の成長の初期から亜鉛による腐食量抑制効果が得られると考えられる。これによって、酸化皮膜を通過して軽水中に溶け出すＮｉの量が抑制される。一方、亜鉛注入の前に、ＴＴ６９０材の表面に酸化皮膜が形成されている場合、亜鉛が酸化皮膜中に取り込まれる効率が低くなり、亜鉛注入による腐食量抑制効果が十分に得られなかったと考えられる。
　本発明の発明者らは、鋭意研究の結果上記知見を見出し、この知見に基づき、一次冷却材Ｃ１と接触する部分にＴＴ６９０材が用いられる部材を含む一次冷却系配管において、一次冷却系配管の内面に酸化皮膜が形成されていない状態から亜鉛を注入するようにした。すなわち、酸化皮膜の成長時に亜鉛を注入することとした。これによって、ＴＴ６９０材の腐食量が低減されるので、Ｃｏ－５８の発生量が低減され、被ばくが低減できる。
　なお、ＴＴ６９０材は、酸化皮膜が形成されていないものに対して亜鉛を注入、すなわち、酸化皮膜の成長時に亜鉛を注入しても、一次冷却材の水質に起因する応力腐食割れは発生しないことが確認されている。また、ＭＡ６００材（インコネル６００材にミルアニールという熱処理を施した材料）においても、一次冷却系配管の内面に酸化皮膜が形成されていない状態から亜鉛を注入することによる腐食量の低減効果は得られる。次に、本実施例に係る原子力プラントの運転方法の手順を説明する。
　図４は、本実施例に係る原子力プラントの運転方法の手順を示すフローチャートである。図５は、本実施例に係る原子力プラントの運転方法のタイミングチャートである。本実施例に係る原子力プラントの運転方法は、冷態機能試験後であって、温態機能試験中に実行される。本実施例において、ステップＳ１０３までを亜鉛注入の初期とし、ステップＳ１０４～ステップＳ１０９までを亜鉛注入の前期とし、ステップＳ１１０～ステップＳ１１５までが亜鉛注入の後期とする。
　亜鉛注入の前期は、温態機能試験の全期間のうち、試験開始からおよそ半分までの期間である。また、亜鉛注入の後期は、亜鉛注入の前期が終了したときから温態機能試験が終了するまでの期間である。亜鉛注入の初期は、亜鉛注入の前期のうち、亜鉛注入の開始から数時間の間、一定の注入速度で亜鉛が注入される期間である。
　温態機能試験が開始されると、一次冷却材Ｃ１が加熱されて昇温する。ステップＳ１０１において、一次冷却材Ｃ１の温度（冷却材温度）Ｔが、予め定めた亜鉛注入開始温度Ｔｓ以上になったか否かが判定される。そして、Ｔ≧Ｔｓとなった時点で、運転が開始される。亜鉛注入開始温度Ｔｓは、ＴＴ６９０材で構成される一次冷却配管の内面に酸化皮膜が形成され始める温度である。亜鉛注入開始温度Ｔｓは、例えば、６０℃以上９０℃以下であり、好ましくは８０℃である。
　一次冷却材Ｃ１が常温Ｔｂであるときから亜鉛を注入してもよいが、一次冷却材Ｃ１がある程度の温度に昇温しないと一次冷却配管の内面に酸化皮膜はほとんど形成されない。したがって、一次冷却材Ｃ１がある程度の温度まで昇温するまでに亜鉛を注入しても、それを取り込む酸化皮膜がほとんど存在しないため、その分は無駄になってしまう。本実施例のように、一次冷却材Ｃ１がある程度昇温してから亜鉛を注入することによって、亜鉛の過剰な消費を抑制できるので好ましい。少なくとも、一次冷却材Ｃ１の加熱開始とともに、亜鉛を注入することが好ましい。
　ステップＳ１０１でＮｏと判定された場合、すなわち、Ｔ＜Ｔｓであると判定された場合、Ｔ≧Ｔｓとなるまで待機する。ステップＳ１０１でＹｅｓと判定された場合、すなわち、Ｔ≧Ｔｓであると判定された場合、ステップＳ１０２へ進み、開閉弁２６が開かれるとともに流量調整弁２３の開度が調整されて、亜鉛注入ポンプ２２が駆動される（図５のｔ＝ｔ０）。このとき、注入速度Ｖｎ＝Ｖ１で亜鉛（減損酢酸亜鉛）が注入されるように、亜鉛注入ポンプ２２の駆動条件及び流量調整弁２３の開度が設定される。
　ここで、注入速度Ｖに付される下付のｎは、現時点の注入速度を意味する。また、注入速度Ｖが変更された場合においては、変更後の注入速度がＶｎ、変更前の注入速度がＶｎ－１となる。注入速度Ｖｎは、一時間あたりにＲ（ｍ３）の一次冷却材Ｃ１を、図１に示す充填ポンプ１５が原子炉２の一次冷却系へ流入させることを前提としたときにおいて、一時間あたりに原子炉２の一次冷却系へ注入される亜鉛の質量ｍ（ｇ）である。亜鉛の質量ｍは、亜鉛タンク２１内の亜鉛の濃度Ｄｔと、亜鉛注入通路２５から一次冷却材戻し通路１３Ｅへ供給される亜鉛の体積Ｒｓとに基づいて求めることができる。一次冷却材戻し通路１３Ｅへ供給される亜鉛の体積Ｒｓは、流量計２８から求めることができる。
　本実施例において、ステップＳ１０２における注入速度Ｖｎは、温態機能試験において亜鉛を注入する際の初期に最大の注入速度（最大注入速度）Ｖｍａｘ１の１／２とする。なお、最大注入速度Ｖｍａｘ１は、充填ライン（一次冷却材戻し通路１３Ｅ）で亜鉛が析出しない濃度（４０ｐｐｂ）から定められる。
　亜鉛の注入を開始した時点（図５のｔ＝ｔ０）から数時間の間（ｔ＝ｔ１まで）は、注入速度Ｖｎ＝Ｖｍａｘ１／２が維持される。亜鉛の注入を開始した直後は、一次冷却配管を構成するＴＴ６９０材の表面に形成される酸化皮膜の亜鉛取り込み量は比較的大きいが、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度は低い。このため、亜鉛の注入を開始した直後は、速やかに一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度を目標値まで上昇させることが好ましいが、最大注入速度Ｖｍａｘ１で亜鉛を注入すると、早期に一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度の目標値を超えてしまうおそれがあり、亜鉛濃度の制御が困難になるおそれがある。このため、亜鉛の注入を開始した時点から数時間の間（亜鉛注入の初期）は、注入速度Ｖｎ＝Ｖｍａｘ１／２で亜鉛が注入される。
　ステップＳ１０３へ進み、亜鉛の注入が開始されてからの経過時間（注入時間）ｔがｔ１以下であるか否かが判定される。ｔ１は、注入速度Ｖｎ＝Ｖｍａｘ１／２で注入する時間であり、例えば、６時間程度である。ステップＳ１０３でＹｅｓと判定された場合、すなわち、ｔ≦ｔ１であると判定された場合、注入速度Ｖｎ＝Ｖｍａｘ１／２で注入する時間は経過していないので、ｔ＞ｔ１となるまで注入速度Ｖｎ＝Ｖｍａｘ１／２で亜鉛が注入される。
　ステップＳ１０３でＮｏと判定された場合、すなわち、ｔ＞ｔ１であると判定された場合、注入速度Ｖｎ＝Ｖｍａｘ１／２で注入する時間が経過したので、ステップＳ１０４へ進む。ステップＳ１０４以降（図５のｔ＝ｔ１以降）、すなわち、亜鉛注入の前期においては、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎが、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度の目標値Ｄａとなるように、注入速度Ｖｎを保つように運転される。
　ステップＳ１０４において、図１に示す一次冷却材サンプル採取点２９で測定された一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎが目標値Ｄａよりも小さいか否かが判定される。ステップＳ１０４においてＹｅｓと判定された場合、すなわち、Ｄ＿ｚｎ＜Ｄａであると判定された場合、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎは目標値Ｄａに到達していない。亜鉛注入の前期においては、一次冷却配管を構成するＴＴ６９０材の表面に形成される酸化皮膜の亜鉛取り込み量が比較的大きいため、Ｄ＿ｚｎ＜Ｄａである場合は、酸化皮膜への亜鉛の取り込みが追い付いていない状態であると判定できる。このため、ステップＳ１０５へ進み、注入速度Ｖｎをこれまでの注入速度Ｖｎ－１よりもΔＶ１分増加させる。すなわち、Ｖｎ＝Ｖｎ－１＋ΔＶ１となる。ここで、ΔＶ１は、前期注入速度増加分であり、本実施例において、ΔＶ１はＶｍａｘ１／４＝Ｖ１／２である。
　次に、ステップＳ１０６へ進み、注入速度Ｖｎと最大注入速度Ｖｍａｘ１とが比較される。これは、注入速度Ｖｎが最大注入速度Ｖｍａｘ１を超えないようにするためである。ステップＳ１０６でＹｅｓと判定された場合、すなわち、Ｖｎ≦Ｖｍａｘ１であると判定された場合、ステップＳ１０５で設定された注入速度Ｖｎで亜鉛が注入されるとともに、ステップＳ１０９に進む。また、ステップＳ１０６でＮｏと判定された場合、すなわち、Ｖｎ＞Ｖｍａｘ１であると判定された場合、ステップＳ１０７で注入速度Ｖｎが最大注入速度Ｖｍａｘ１に設定されて亜鉛が注入されるとともに、ステップＳ１０９に進む。
　ステップＳ１０９において、注入時間ｔがｔ３（図５参照）以下であるか否かが判定される。これによって、亜鉛注入の前期が終了したか否かが判定される。ｔ３は、亜鉛注入の前期が終了したか否かを判定するための閾値であり、本実施例では、亜鉛の注入開始（図５のｔ＝ｔ０）から３５０時間である。
　ステップＳ１０９でＹｅｓと判定された場合、すなわち、ｔ≦ｔ３であると判定された場合、まだ亜鉛注入の前期は終了していないので、ステップＳ１０４へ戻り、ステップＳ１０４以降の手順を繰り返す。ステップＳ１０９でＮｏと判定された場合、すなわち、ｔ＞ｔ３であると判定された場合、亜鉛注入の前期は終了したので、ステップＳ１１０へ進む。次に、ステップＳ１０４へ戻って説明する。
　ステップＳ１０４においてＮｏと判定された場合、すなわち、Ｄａ≧Ｄ＿ｚｎであると判定した場合（図５のｔ＝ｔ２）、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎは目標値Ｄａに到達したか、目標値Ｄａを超えている。この場合、ステップＳ１０８へ進み、注入速度Ｖｎをこれまでの注入速度Ｖｎ－１よりも減少させる。減少のさせ方は、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）に相当する注入速度であるΔＶ２×（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）を、これまでの注入速度Ｖｎ－１から減ずる。すなわち、注入速度Ｖｎ＝Ｖｎ－１－ΔＶ２×（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）となる。ここで、ΔＶ２は現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分を注入速度に換算する係数である。
　例えば、一時間あたりに２７ｍ３（２７ｍ３／ｈ）の一次冷却材Ｃ１を原子炉２の一次冷却系へ流入させることを前提とした場合、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度１ｐｐｂに相当する注入速度Ｖｎは、０．０２７ｇ／ｈ（１時間）となる。この場合、ΔＶ２＝０．０２７ｇ／ｈとなる。
　このように、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分に相当する注入速度ΔＶ２×（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）をこれまでの注入速度Ｖｎ－１から減ずることにより、一次冷却材Ｃ１の亜鉛の濃度を、速やかに目標値Ｄａとすることができる。ステップＳ１０８で設定された注入速度Ｖｎで亜鉛が注入されて、ステップＳ１０９へ進む。例えば、ステップＳ１０９でＹｅｓと判定された場合、ステップＳ１０４に戻るが、このときステップＳ１０４でＹｅｓと判定されると、注入速度Ｖｎがこれまでの注入速度Ｖｎ－１よりもΔＶ１分増加される（図５のｔ＝ｔ＿ｆ１）。そして、ステップＳ１０９でＮｏと判定されるまで、ステップＳ１０４～ステップＳ１０８を繰り返す。次に、ステップＳ１１０以降の手順を説明する。
　ステップＳ１１０は、ステップＳ１０９でＮｏと判定された場合に実行される。すなわち、亜鉛注入の前期が終了した後に実行される。ステップＳ１１０以降は、亜鉛注入の後期である。ステップＳ１１０以降（図４のｔ＝ｔ３以降）、すなわち、亜鉛注入の後期においても、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎが、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度の目標値Ｄａとなるように、注入速度Ｖｎが制御される。
　ステップＳ１１０において、図１に示す一次冷却材サンプル採取点２９から取得された一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎが目標値Ｄａよりも小さいか否かが判定される。ステップＳ１１０においてＹｅｓと判定された場合、すなわち、Ｄ＿ｚｎ＜Ｄａであると判定された場合、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎは目標値Ｄａに到達していない。この場合、酸化皮膜への亜鉛の取り込みが追い付いていない状態であると判定できるので、ステップＳ１１１へ進み、注入速度Ｖｎをこれまでの注入速度Ｖｎ－１よりもΔＶ３分増加させる。すなわち、Ｖｎ＝Ｖｎ－１＋ΔＶ３となる。ここで、ΔＶ３は、後期注入速度増加分であり、本実施例において、ΔＶ３はＶｍａｘ１／８＝Ｖ１／４である。
　ここで、亜鉛注入の前期における亜鉛の注入速度の増加量である前期注入速度増加分ΔＶ１はＶｍａｘ１／４なので、亜鉛注入の後期における亜鉛の注入速度の増加量である後期注入速度増加分ΔＶ３よりも大きい。亜鉛注入の後期においては、一次冷却配管を構成するＴＴ６９０材の表面に形成される酸化皮膜の亜鉛の取り込みが進行しており、また、酸化皮膜の生成速度も亜鉛注入の前期より低下している。このため、後期注入速度増加分ΔＶ３を前期注入速度増加分ΔＶ１よりも小さくして、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度の急激な上昇を回避する。
　次に、ステップＳ１１２へ進み、注入速度Ｖｎと後期最大注入速度Ｖｍａｘ２とが比較される。これは、注入速度Ｖｎが後期最大注入速度Ｖｍａｘ２を超えないようにするためである。上述したように、亜鉛注入の後期においては、酸化皮膜の生成速度が亜鉛注入の前期よりも低下し、また、酸化皮膜の亜鉛の取り込みが進行している。このため、注入速度Ｖｎが過度に大きくなると、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎが目標値Ｄａを超えるおそれがある。これを抑制するため、亜鉛注入の後期においては、後期最大注入速度Ｖｍａｘ２を最大注入速度Ｖｍａｘ１よりも小さくする。本実施例では、Ｖｍａｘ２＝Ｖｍａｘ１／２とする。
　ステップＳ１１２でＹｅｓと判定された場合、すなわち、Ｖｎ≦Ｖｍａｘ２であると判定された場合、ステップＳ１１１で設定された注入速度Ｖｎで亜鉛が注入されるとともに、ステップＳ１１５に進む。また、ステップＳ１１２でＮｏと判定された場合、すなわち、Ｖｎ＞Ｖｍａｘ２であると判定された場合、ステップＳ１１３で注入速度Ｖｎが最大注入速度Ｖｍａｘ２に設定されて亜鉛が注入されるとともに、ステップＳ１１５に進む。
　ステップＳ１１５において、注入時間ｔがｔ５（図４参照）以下であるか否かが判定される。これによって、亜鉛注入の後期が終了したか否かが判定される。ｔ５は、亜鉛注入の後期が終了したか否かを判定するための閾値であり、本実施例では、亜鉛の注入開始（図４のｔ＝ｔ０）から７００時間である。亜鉛注入の後期が終了した後、初臨界や原子力プラント１の営業運転開始後も、亜鉛の注入が実行される。
　ステップＳ１１５でＹｅｓと判定された場合、すなわち、ｔ≦ｔ５であると判定された場合、まだ亜鉛注入の後期は終了していないので、ステップＳ１１０へ戻り、ステップＳ１１０以降の手順を繰り返す。ステップＳ１１５でＮｏと判定された場合、すなわち、ｔ＞ｔ５であると判定された場合、亜鉛注入の後期は終了したので、温態機能試験が終了されるとともに、本実施例に係る原子力プラントの運転方法は終了する。温態機能試験の終了により、一次冷却材Ｃ１の加熱も停止するが、一次冷却材Ｃ１の加熱の停止とともに、一次冷却材Ｃ１への亜鉛の注入も終了する。これによって、亜鉛の過剰な消費を抑制する。次に、ステップＳ１１０へ戻って説明する。
　ステップＳ１１０においてＮｏと判定された場合、すなわち、Ｄ＿ｚｎ≧Ｄａであると判定された場合（図５のｔ＝ｔ４）、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎは目標値Ｄａに到達したか、目標値Ｄａを超えている。この場合、ステップＳ１１４へ進み、注入速度Ｖｎをこれまでの注入速度Ｖｎ－１よりも減少させる。減少のさせ方は、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）に相当する注入速度である２×ΔＶ２×（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）を、これまでの注入速度Ｖｎ－１から減ずる。すなわち、注入速度Ｖｎ＝Ｖｎ－１－２×ΔＶ２×（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）となる。ここで、ΔＶ２は現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分を注入速度に換算する係数であり、その内容は上述したので、説明を省略する。
　このように、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分に相当する注入速度２×ΔＶ２×（Ｄ＿ｚｎ－Ｄａ）をこれまでの注入速度Ｖｎ－１から減ずることにより、一次冷却材Ｃ１の亜鉛の濃度を、速やかに目標値Ｄａとすることができる。ステップＳ１１４で設定された注入速度Ｖｎで亜鉛が注入されて、ステップＳ１１５へ進む。例えば、ステップＳ１１５でＹｅｓと判定された場合、ステップＳ１１０に戻るが、このときステップＳ１１０でＹｅｓと判定されると、注入速度Ｖｎがこれまでの注入速度Ｖｎ－１よりもΔＶ１分増加される（図５のｔ＝ｔ＿ｆ２）。そして、ステップＳ１１５でＮｏと判定されるまで、ステップＳ１１０～ステップＳ１１４を繰り返す。
　また、本実施例では、亜鉛注入の後期における亜鉛の注入速度の減少率、すなわち、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分の係数２×ΔＶ２は、亜鉛注入の前期における亜鉛の注入速度の減少率、すなわち、現時点における亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎと目標値Ｄａとの差分の係数ΔＶ２よりも大きい。これによって、亜鉛濃度Ｄｚ＿ｎを速やかに低下させることができるので、一次冷却材Ｃ１の亜鉛濃度の急激な上昇を回避する。
　本実施例では、亜鉛注入の前期においては、亜鉛の注入速度の増加量が亜鉛注入の後期における亜鉛の注入速度の増加量よりも大きい。また、亜鉛注入の後期における亜鉛の注入速度の減少率は、亜鉛注入の前期における亜鉛の注入速度の減少率よりも大きい。さらに、亜鉛注入の前期における亜鉛の注入速度の最大値は、亜鉛注入の後期における亜鉛の注入速度の最大値よりも大きい。これによって、亜鉛注入の前期に一次冷却材Ｃ１へ注入される亜鉛の量は、亜鉛注入の後期に一次冷却材Ｃ１へ注入される亜鉛の量よりも大きくなる。
　その結果、一次冷却配管を構成するＴＴ６９０材の表面に形成される酸化皮膜の亜鉛の取り込み量が大きく、また、酸化皮膜の生成速度も大きい亜鉛注入の前期においては、より多くの亜鉛を一次冷却材Ｃ１中に存在させて、酸化皮膜へ亜鉛を効率的に取り込ませることができる。一方、一次冷却配管を構成するＴＴ６９０材の表面に形成される酸化皮膜の亜鉛の取り込みが進行し、また、酸化皮膜の生成速度が低下する亜鉛注入の後期においては、亜鉛の供給が抑制されるので、亜鉛の過剰な消費を抑制できる。
　図６は、本実施例の変形例に係る原子力プラントの運転方法のタイミングチャートである。上述したように、亜鉛注入の前期（ｔ＝ｔ２～ｔ３）においては、酸化皮膜の亜鉛の取り込み量が大きく、また、酸化皮膜の生成速度も大きいが、亜鉛注入の後期（ｔ＝ｔ４～ｔ５）においては、酸化皮膜の亜鉛の取り込みが進行し、また、酸化皮膜の生成速度が低下する。このため、亜鉛注入の前期においては、注入速度Ｖを大きくし、亜鉛注入の後期においては、注入速度Ｖを低下させる。
　より具体的には、亜鉛注入の前記の開始時（ｔ＝ｔ２）において注入速度Ｖが最大となり、その後時間ｔの進行、すなわち温態機能試験の進行とともに注入速度Ｖを低下させる。その結果、亜鉛注入の前期に一次冷却材Ｃ１へ注入される亜鉛の量は、亜鉛注入の後期に一次冷却材Ｃ１へ注入される亜鉛の量よりも大きくなる。これによって、一次冷却材Ｃ１中の亜鉛の濃度を、酸化皮膜の生成速度及び酸化皮膜の亜鉛の取り込み量に応じた適切な値に維持できる。なお、図６に示す例でも、一次冷却材Ｃ１の加熱を停止したら（ｔ＝ｔ１、ｔ３、ｔ５）、一次冷却材Ｃ１に対する亜鉛の注入を停止する。また、ｔ＝ｔ０～ｔ＝ｔ１までの期間は、亜鉛注入の初期に相当し、徐々に注入速度を上昇させる期間である。
　以上、本実施例では、原子炉の建設後、原子炉の冷却系（ＰＷＲでは一次冷却系）が初めて出力運転温度近くに昇温する際（ＰＷＲでは温態機能試験の実行中）に、前記冷却系に存在する冷却材（ＰＷＲでは一次冷却材）に亜鉛を注入する。すなわち、原子炉の冷却材が通過する配管の内面、冷却材が接触する炉内構造物や蒸気発生器の構造物等の表面に酸化皮膜が形成されていない状態で、亜鉛を注入する。
　これにより、亜鉛の腐食抑制効果によって、臨界前に冷却材中に溶け出すＮｉ（被ばく線源であるＣｏ－５８の親元素）が抑制されるので、被ばく低減効果が得られる。また、酸化皮膜に亜鉛が取り込まれることにより、被ばく線源であるＣｏ－５８の酸化皮膜への取り込みが抑制されるので、被ばく低減効果が得られる。これらの被ばく低減効果により、原子炉の定期検査作業従事者の被ばく線量当量は少なくとも１０％程度の低下、被ばく線量としては少なくとも約２０人・ｍＳｖの低下が見込まれる。また、原子炉の冷却材が通過する配管の内面、冷却材が接触する炉内構造物や蒸気発生器の構造物等がＴＴ６９０材で構成される場合に、本実施例に係る原子力プラントの運転方法はより好適である。
　以上のように、本発明に係る原子力プラントの運転方法は、亜鉛の注入により被ばくを低減することに有用であり、特に、加圧水型の原子炉を備える原子力プラントに適している。
　１　原子力プラント
　１Ｗ　格納容器
　２　原子炉
　２Ｃ　核燃料
　３　蒸気発生器
　３Ｔ　伝熱管
　４　加圧器
　５　一次冷却材ポンプ
　６Ａ　一次冷却材第１供給通路
　６Ｂ　一次冷却材第２供給通路
　６Ｃ　一次冷却材回収通路
　７Ｓ　蒸気供給通路
　７Ｒ　二次冷却材回収通路
　８　タービン
　９　復水器
　１０　発電機
　１１　再生熱交換器
　１２　非再生熱交換器
　１３Ａ　一次冷却材取り出し通路
　１３Ｂ、１３Ｃ、１３Ｄ　一次冷却材通路
　１３Ｅ、１３Ｆ　一次冷却材戻し通路
　１４　体積制御タンク
　１５　充填ポンプ
　１６　脱塩塔
　２０　亜鉛注入装置
　２１　亜鉛タンク
　２２　亜鉛注入ポンプ
　２３　流量調整弁
　２４　亜鉛供給通路
　２５　亜鉛注入通路
　２６　開閉弁
　２８　流量計
　２９　一次冷却材サンプル採取点

Claims (8)

  1. 　原子炉の建設後、温態機能試験の実行中に、前記原子炉の一次冷却系に存在する冷却材へ亜鉛を注入することを特徴とする原子力プラントの運転方法。
  2. 　前記冷却材の温度が所定の温度以上になった場合に、前記亜鉛を前記冷却材へ注入することを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの運転方法。
  3. 　前記冷却材に含まれる前記亜鉛の濃度が予め定めた所定の値よりも小さい場合、前記亜鉛の注入速度をこれまでよりも大きくすることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子力プラントの運転方法。
  4. 　前記亜鉛の注入の前期における前記亜鉛の注入速度の増加量は、前記亜鉛の注入の後期における前記亜鉛の注入速度の増加量よりも大きいことを特徴とする請求項３に記載の原子力プラントの運転方法。
  5. 　前記冷却材中に含まれる前記亜鉛の濃度が予め定めた所定の値以上である場合、前記亜鉛の注入速度をこれまでよりも小さくすることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子力プラントの運転方法。
  6. 　前記亜鉛の注入の後期における前記亜鉛の注入速度の減少率は、前記亜鉛の注入の前期における前記亜鉛の注入速度の減少率よりも大きいことを特徴とする請求項５に記載の原子力プラントの運転方法。
  7. 　前記冷却材の加熱を停止したら、前記冷却材に対する前記亜鉛の注入を停止することを特徴とする請求項１～６のいずれか１項に記載の原子力プラントの運転方法。
  8. 　前記亜鉛の注入の前期に前記冷却材へ注入される前記亜鉛の量は、前記亜鉛の注入の後期に前記冷却材へ注入される前記亜鉛の量よりも大きいことを特徴とする請求項１～７のいずれか１項に記載の原子力プラントの運転方法。
PCT/JP2009/056970 2008-08-12 2009-04-03 原子力プラントの運転方法 WO2010018700A1 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN2009801282394A CN102099869B (zh) 2008-08-12 2009-04-03 原子能设备的运转方法
US12/995,568 US9076559B2 (en) 2008-08-12 2009-04-03 Method of operating nuclear plant
EP20090806596 EP2312588B1 (en) 2008-08-12 2009-04-03 Method of operating a nuclear plant

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2008208212A JP5118576B2 (ja) 2008-08-12 2008-08-12 原子力プラントの運転方法
JP2008-208212 2008-08-12

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2010018700A1 true WO2010018700A1 (ja) 2010-02-18

Family

ID=41668846

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/JP2009/056970 WO2010018700A1 (ja) 2008-08-12 2009-04-03 原子力プラントの運転方法

Country Status (5)

Country Link
US (1) US9076559B2 (ja)
EP (1) EP2312588B1 (ja)
JP (1) JP5118576B2 (ja)
CN (1) CN102099869B (ja)
WO (1) WO2010018700A1 (ja)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5118576B2 (ja) 2008-08-12 2013-01-16 三菱重工業株式会社 原子力プラントの運転方法
JP5725769B2 (ja) * 2010-08-31 2015-05-27 三菱重工業株式会社 原子炉燃料健全性モニタ
EP2833366B1 (en) 2012-03-26 2018-12-26 The Japan Atomic Power Company Radiation source reducing system and method for atomic power plant
KR101450450B1 (ko) * 2013-04-30 2014-10-13 한국수력원자력 주식회사 원자로냉각재에 아연수용액을 주입하는 장치 및 방법
JP2015200591A (ja) * 2014-04-09 2015-11-12 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの亜鉛濃度測定方法及び亜鉛濃度測定装置並びに亜鉛濃度制御方法
EP3175461B1 (en) * 2014-07-30 2024-05-15 Westinghouse Electric Company Llc Chemical process for primary system material passivation during hot functional testing of nuclear power plants
CN104882184B (zh) * 2015-05-14 2017-03-29 华北电力大学 向ads反应堆铅铋共晶合金中加锌的装置及方法
CN105931686A (zh) * 2016-04-22 2016-09-07 中国原子能科学研究院 一种可自动控制锌浓度的压水堆一回路冷却剂加锌装置
JP6890120B2 (ja) * 2016-08-04 2021-06-18 ドミニオン エンジニアリング, インク.Dominion Engineering, Inc. 原子力発電所構成部品上への放射性核種堆積の抑制
JP2019168321A (ja) * 2018-03-23 2019-10-03 九州電力株式会社 加圧水型原子力発電プラント構成部材の線源低減方法
CN109783869B (zh) * 2018-12-17 2020-08-21 中国原子能科学研究院 一种预测反应堆压力容器焊缝热老化晶界p偏析的方法
CN111681791B (zh) * 2020-06-16 2022-07-01 三门核电有限公司 一种核电厂一回路锌浓度控制方法
CN117558472B (zh) * 2024-01-11 2024-03-15 深圳大学 核反应堆冷却系统及其冷却控制方法

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63172999A (ja) * 1986-12-22 1988-07-16 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ 水冷形原子炉における放射性物質の沈着の抑制方法
JPH0213894A (ja) 1988-04-20 1990-01-18 Westinghouse Electric Corp <We> 加圧水形原子炉の腐食抑制方法
JPH06214093A (ja) * 1992-11-25 1994-08-05 General Electric Co <Ge> 水冷型原子炉の含水容器内における放射性コバルトの沈着を防止する方法
JPH0720277A (ja) * 1993-07-01 1995-01-24 Hitachi Ltd Ｂｗｒプラントの炉水制御方法，低炉水放射能濃度ｂｗｒプラントおよびｂｗｒ用燃料被覆管
JPH07252669A (ja) * 1994-03-15 1995-10-03 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 高耐食性表面処理方法
JPH0886899A (ja) * 1994-09-14 1996-04-02 Ebara Corp 原子力発電プラントにおける亜鉛注入方法及び装置
JPH08220293A (ja) * 1995-02-09 1996-08-30 Toshiba Corp 原子力発電プラントの運転方法
JP2000162383A (ja) * 1998-11-26 2000-06-16 Hitachi Ltd 原子力発電プラントの運転方法
JP2007192745A (ja) * 2006-01-20 2007-08-02 Hitachi Ltd フェライト皮膜を形成する薬剤の再生方法およびその装置

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5171515A (en) * 1988-04-20 1992-12-15 Westinghouse Electric Corp. Process for inhibiting corrosion in a pressurized water nuclear reactor
US5108697A (en) * 1990-10-19 1992-04-28 Westinghouse Electric Corp. Inhibiting stress corrosion cracking in the primary coolant circuit of a nuclear reactor
SE506009C2 (sv) * 1996-02-15 1997-11-03 Asea Atom Ab Förfarande för att i nukleära anläggningar förhindra deponering av radioaktiva korrosionsprodukter på ytor utanför reaktorhärden
DE19739361C1 (de) * 1997-09-09 1998-10-15 Siemens Ag Verfahren zum Einbringen von Zink in ein Wasser enthaltendes Bauteil des Primärsystems eines Kernkraftwerkes
TW444207B (en) * 1998-10-05 2001-07-01 Gen Electric Method for controlling zinc addition to power reactor
WO2001027933A1 (en) * 1999-10-08 2001-04-19 General Electric Company Method for controlling zinc addition to power reactor
JP4299961B2 (ja) * 2000-09-29 2009-07-22 株式会社東芝 原子炉の水質制御方法
US7264770B2 (en) * 2005-05-02 2007-09-04 General Electric Company Mitigation of stress corrosion cracking of structural materials exposed to a high temperature water
WO2009097450A1 (en) * 2008-01-30 2009-08-06 Dexcom. Inc. Continuous cardiac marker sensor system
JP5118576B2 (ja) 2008-08-12 2013-01-16 三菱重工業株式会社 原子力プラントの運転方法

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63172999A (ja) * 1986-12-22 1988-07-16 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ 水冷形原子炉における放射性物質の沈着の抑制方法
JPH0213894A (ja) 1988-04-20 1990-01-18 Westinghouse Electric Corp <We> 加圧水形原子炉の腐食抑制方法
JPH06214093A (ja) * 1992-11-25 1994-08-05 General Electric Co <Ge> 水冷型原子炉の含水容器内における放射性コバルトの沈着を防止する方法
JPH0720277A (ja) * 1993-07-01 1995-01-24 Hitachi Ltd Ｂｗｒプラントの炉水制御方法，低炉水放射能濃度ｂｗｒプラントおよびｂｗｒ用燃料被覆管
JPH07252669A (ja) * 1994-03-15 1995-10-03 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 高耐食性表面処理方法
JPH0886899A (ja) * 1994-09-14 1996-04-02 Ebara Corp 原子力発電プラントにおける亜鉛注入方法及び装置
JPH08220293A (ja) * 1995-02-09 1996-08-30 Toshiba Corp 原子力発電プラントの運転方法
JP2000162383A (ja) * 1998-11-26 2000-06-16 Hitachi Ltd 原子力発電プラントの運転方法
JP2007192745A (ja) * 2006-01-20 2007-08-02 Hitachi Ltd フェライト皮膜を形成する薬剤の再生方法およびその装置

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP2312588A4 *

Also Published As

Publication number Publication date
JP5118576B2 (ja) 2013-01-16
JP2010043956A (ja) 2010-02-25
CN102099869A (zh) 2011-06-15
EP2312588B1 (en) 2015-04-29
CN102099869B (zh) 2013-11-06
US9076559B2 (en) 2015-07-07
US20110075785A1 (en) 2011-03-31
EP2312588A4 (en) 2012-04-18
EP2312588A1 (en) 2011-04-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5118576B2 (ja) 原子力プラントの運転方法
JP5027258B2 (ja) 非常用システムの閉鎖された回路においてナノ粒子を使用する原子力発電所及び関連する方法
US8652272B2 (en) Suppression method for corrosion of carbon steel member
EP2421005B1 (en) Nuclear reactor
KR102455906B1 (ko) 원자력 발전소의 고온 기능 시험 동안 일차 계통 재료 부동태화를 위한 화학적 방법
JPS63103999A (ja) 沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方法
CN107084011A (zh) 一种核电汽轮机快速冷却方法
US20100136215A1 (en) Method for forming ferrite film onto surface of structural member composing plant, ferrite film formation apparatus and quartz crystal electrode apparatus
JP4220091B2 (ja) 原子力発電プラントおよびその運転方法
US20200312471A1 (en) Corrosion Mitigation Method for Carbon Steel Pipe
JP3133812B2 (ja) 沸騰水型原子炉およびその起動方法
JP3941392B2 (ja) 原子炉運転方法
JP4717388B2 (ja) 沸騰水型原子力発電プラントの水素注入方法
JP7228477B2 (ja) 残留熱除去設備、その運転方法及び残留熱除去方法
CN117438114A (zh) 处理水冷核反应堆的初级回路的金属部件的改进方法
JPH09230088A (ja) 沸騰水型原子力発電プラントの停止方法
JP3266485B2 (ja) 沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法並びにその構成部材の接水表面に酸化皮膜を形成する方法
EA029900B1 (ru) Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора
JP2012173039A (ja) 発電プラントおよび耐食性被膜の形成方法
JPH02285297A (ja) 原子力発電プラント
JP2020187061A (ja) 原子力発電プラントの制御装置、原子力発電プラントおよび原子力発電プラントの制御方法
CN113421671A (zh) 一种热态下非能动余热排出系统排热能力调试试验方法
Lee et al. Simulation of SMART Startup Operation
Ahn et al. Water Chemistry Control of a Fuel Test Loop
Lakshmanan et al. Integral PWR Design Natural Circulation Flow Stability and Thermo-hydraulic Coupling of Containment and Primary System during Accidents

Legal Events

Date Code Title Description
WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 200980128239.4

Country of ref document: CN

121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 09806596

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 12995568

Country of ref document: US

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2009806596

Country of ref document: EP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE