JPH01197698A - 原子力プラント - Google Patents
原子力プラントInfo
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- JPH01197698A JPH01197698A JP63021193A JP2119388A JPH01197698A JP H01197698 A JPH01197698 A JP H01197698A JP 63021193 A JP63021193 A JP 63021193A JP 2119388 A JP2119388 A JP 2119388A JP H01197698 A JPH01197698 A JP H01197698A
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- JP
- Japan
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- reactor
- water
- pressure vessel
- condensate
- dissolved oxygen
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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
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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）
本発明は原子力プラント、特に原子炉−次系の炉水導電
率を制御して運転し、材料健全性を一層堅固に維持する
ようにした原子力プラントに係る。
率を制御して運転し、材料健全性を一層堅固に維持する
ようにした原子力プラントに係る。
（従来の技術）
原子力プラントの冷却材はその運転中高温高圧の状態に
あり、構造材料にとっては厳しい環境条件であり、構造
材料の腐食挙動が重要な問題となっている。特に沸騰水
型原子炉（以下ＢＷＲと呼ぶ）では、オーステナイト系
ステンレス鋼配管溶接部等の応力腐食割れ（以下５ＣＣ
（Ｓｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｏｓｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋ
ｉｎｇの略）と呼ぶ）現象を生じた例がある。
あり、構造材料にとっては厳しい環境条件であり、構造
材料の腐食挙動が重要な問題となっている。特に沸騰水
型原子炉（以下ＢＷＲと呼ぶ）では、オーステナイト系
ステンレス鋼配管溶接部等の応力腐食割れ（以下５ＣＣ
（Ｓｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｏｓｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋ
ｉｎｇの略）と呼ぶ）現象を生じた例がある。
上記のＳＣＣ現象は、３つの要因すなわち材料。
応力、環境が重畳したＵζに発生するものとされている
。材料の因子としては、５ＵＳ３０４系ステンレス錆溶
接部という条件がある。すなわち、溶接部には溶接時の
熱影響によって炭化クロムが析出するため、クロム欠乏
層が生じておりこれが耐力低下の原因となっている。ま
た、応力についても溶接時の熱による部材に対する残留
熱応力が問題となっており、溶接法の改善による残留応
力除去が図られている。さらに、環境側の因子とじては
、高温水という腐食環境下に加えて塩素イオン等の不純
物や、溶存酸素等が存在することがあげられる。
。材料の因子としては、５ＵＳ３０４系ステンレス錆溶
接部という条件がある。すなわち、溶接部には溶接時の
熱影響によって炭化クロムが析出するため、クロム欠乏
層が生じておりこれが耐力低下の原因となっている。ま
た、応力についても溶接時の熱による部材に対する残留
熱応力が問題となっており、溶接法の改善による残留応
力除去が図られている。さらに、環境側の因子とじては
、高温水という腐食環境下に加えて塩素イオン等の不純
物や、溶存酸素等が存在することがあげられる。
原子力プラントにおいては、原子炉冷却材の水質管理が
厳重になされており、ＢＷＲプラントの一次水系は極力
中性純水に保たれるようになっている。一方、溶存酸素
については次のような問題がある。すなわち、炉心では
水の放射線分解により絶えず酸素が生成されており、２
００〜３００ＰＰｂ程度の溶存酸素の存在は避けられな
いことである。
厳重になされており、ＢＷＲプラントの一次水系は極力
中性純水に保たれるようになっている。一方、溶存酸素
については次のような問題がある。すなわち、炉心では
水の放射線分解により絶えず酸素が生成されており、２
００〜３００ＰＰｂ程度の溶存酸素の存在は避けられな
いことである。
従って、ＳＣＣに対する環境因子としては、不純物の存
在もさることながら、溶存酸素の存在がより重要となっ
ている。因に、原子炉運転時の炉水温度（２８５℃）に
おいては、ＳＣＣ感受性のある材料にＳＣＣを発生させ
るには、２００ｐｐｂ程度の溶存酸素で十分である。
在もさることながら、溶存酸素の存在がより重要となっ
ている。因に、原子炉運転時の炉水温度（２８５℃）に
おいては、ＳＣＣ感受性のある材料にＳＣＣを発生させ
るには、２００ｐｐｂ程度の溶存酸素で十分である。
近年、上記のＳＣＣ対策として原子炉炉水への水素注入
技術が開発され、材料面からの対策を施し難い一部のＢ
ＷＲプラントで実用化されている。
技術が開発され、材料面からの対策を施し難い一部のＢ
ＷＲプラントで実用化されている。
この技術は原子炉炉水中に水素を注入して炉水を水素過
剰の還元性とし、放射線存在下で放射線化学的に酸素と
水素とを再結合させることにより、炉水中の溶存酸素濃
度を低減させるものである。
剰の還元性とし、放射線存在下で放射線化学的に酸素と
水素とを再結合させることにより、炉水中の溶存酸素濃
度を低減させるものである。
既設のプラント（米国ドレスゲン１号炉）における水素
注入の例を第３図、第４図につき説明する。第３図は前
記ＢＷＲプラントの系統図を示す。
注入の例を第３図、第４図につき説明する。第３図は前
記ＢＷＲプラントの系統図を示す。
この図において、炉心１は原子炉圧力容器２内に収容さ
れ、炉心１で発生した蒸気はタービン３で仕事をした後
、復水器４に導かれここで冷却凝縮されて復水する。こ
の復水は復水ポンプ５、復水浄化系６、高圧復水ポンプ
７、給水加熱器８、給水ポンプ９を経て昇温、加圧され
、原子炉圧力容器２に注入される。一方、原子炉圧力容
器２内の炉水はその一部または全部が原子炉再循環ポン
プ１０によって再循環されている。この再循環により炉
心流量は強制的に増大され、より多くの熱が炉心１から
除去される。
れ、炉心１で発生した蒸気はタービン３で仕事をした後
、復水器４に導かれここで冷却凝縮されて復水する。こ
の復水は復水ポンプ５、復水浄化系６、高圧復水ポンプ
７、給水加熱器８、給水ポンプ９を経て昇温、加圧され
、原子炉圧力容器２に注入される。一方、原子炉圧力容
器２内の炉水はその一部または全部が原子炉再循環ポン
プ１０によって再循環されている。この再循環により炉
心流量は強制的に増大され、より多くの熱が炉心１から
除去される。
而して、前記ＢＷＲプラントにおける水素注入は復水浄
化系６と高圧復水ポンプ７との間の注入点１１でなされ
ている。
化系６と高圧復水ポンプ７との間の注入点１１でなされ
ている。
第４図は前記プラントの水素注入試験における溶存酸素
低減効果を示す線図である。この図において、縦軸は再
循環系で採取した炉水中の溶存酸素濃度（ｐｐｂ）、横
軸は給水溶存水素濃度（ｐｐｂ）であり、この図から給
水中の水素濃度かたかまるにつれ炉水中の溶存酸素濃度
が低減される状況が分かる。なお、図中０印は原子炉出
力８１％時の値を、１印は同９５％時の値をそれぞれ示
している。
低減効果を示す線図である。この図において、縦軸は再
循環系で採取した炉水中の溶存酸素濃度（ｐｐｂ）、横
軸は給水溶存水素濃度（ｐｐｂ）であり、この図から給
水中の水素濃度かたかまるにつれ炉水中の溶存酸素濃度
が低減される状況が分かる。なお、図中０印は原子炉出
力８１％時の値を、１印は同９５％時の値をそれぞれ示
している。
上記の水素注入試験においては、水素注入による溶存酸
素濃度低減効果の指標を原子炉炉水（但し再循環系より
採取）中溶存酸素濃度に求めており、ＳＣＣの発生を抑
制するためには前記指標値を２０ｐｐｂ以下とすること
が必要であるとされている。しかし、この値は前記の試
験に限ってのものであり、プラントによって異なり、一
般的に通用する基準値は定められていない。
素濃度低減効果の指標を原子炉炉水（但し再循環系より
採取）中溶存酸素濃度に求めており、ＳＣＣの発生を抑
制するためには前記指標値を２０ｐｐｂ以下とすること
が必要であるとされている。しかし、この値は前記の試
験に限ってのものであり、プラントによって異なり、一
般的に通用する基準値は定められていない。
一方、一部のプラントでは溶存酸素濃度に加えて材料（
ＳＵＳ３０４ステンレス鋼）の腐食電位の測定がなされ
ている。この測定は、環境中に暴露された試料電極の腐
食電位を測定し、これによって水素注入の効果を把握し
ようとするものである。この腐食電位がある値如何にな
ると、ＳＣＣの発生が抑制されるものとされている。こ
の腐食電位は水素注入効果のもう一つの重要な指標であ
り、前記のように溶存酸素濃度との併用ではなく、これ
のみによる炉水水質管理を行うことも可能である。
ＳＵＳ３０４ステンレス鋼）の腐食電位の測定がなされ
ている。この測定は、環境中に暴露された試料電極の腐
食電位を測定し、これによって水素注入の効果を把握し
ようとするものである。この腐食電位がある値如何にな
ると、ＳＣＣの発生が抑制されるものとされている。こ
の腐食電位は水素注入効果のもう一つの重要な指標であ
り、前記のように溶存酸素濃度との併用ではなく、これ
のみによる炉水水質管理を行うことも可能である。
（発明が解決しようとする課題）
従来から行われている水素注入法においては。
水素注入の効果を表す指標として炉水中の溶存酸素濃度
およびまたは材料腐食電位を採用している。
およびまたは材料腐食電位を採用している。
すなわち、それ等の値がある値以下となるまで腐食環境
が抑えられれば、ＳＣＣの発生は抑制されるとするもの
である。′− しかしながら、ＳＣＣ発生限界に影響を与えるもう−っ
の大きな水質因子として導電率がある。
が抑えられれば、ＳＣＣの発生は抑制されるとするもの
である。′− しかしながら、ＳＣＣ発生限界に影響を与えるもう−っ
の大きな水質因子として導電率がある。
炉水の導電率を支配するのは炉水中の不純物イオンであ
り、この不純物イオンの種類にもよるが一般に導電率が
高い程ＳＣＣが発生し易いことが認められている。この
ＳＣＣ発生に関与する導電率の値はプラントによって異
なり、個々のプラントに通用する一般的な値を求めるこ
とはできない。
り、この不純物イオンの種類にもよるが一般に導電率が
高い程ＳＣＣが発生し易いことが認められている。この
ＳＣＣ発生に関与する導電率の値はプラントによって異
なり、個々のプラントに通用する一般的な値を求めるこ
とはできない。
従って、同じ値の溶存酸素濃度、材料腐食電位の環境で
あってもあるプラントでは腐食感受性を示しまたは示さ
ないことがある。逆に云えばＳＣＣ発生限界を示す溶存
酸素濃度、材料腐食電位の値が個々のプラント毎に異な
ることとなる。
あってもあるプラントでは腐食感受性を示しまたは示さ
ないことがある。逆に云えばＳＣＣ発生限界を示す溶存
酸素濃度、材料腐食電位の値が個々のプラント毎に異な
ることとなる。
一方、水素注入条件下では炉水が酸化性環境から還元性
環境に変化するため、０−１６の（ｎ、ｐ）反応で生じ
る放射性Ｎ−１６の化合物の化学形態が揮発性に変化す
る。その結果、主蒸気系の放射線量率が上昇する副次的
な影響を生じ、運転中の従業員の被曝量の増加、プラン
ト敷地境界におけるスカイシャイン線量率の上昇等の問
題を生じることとなる６第５図は水素注入量と主蒸気系
放射線量率との関係を示す線図で、縦軸は主蒸気系放射
線量率（相対値）、横軸は水素注入量（任意単位）とし
である。
環境に変化するため、０−１６の（ｎ、ｐ）反応で生じ
る放射性Ｎ−１６の化合物の化学形態が揮発性に変化す
る。その結果、主蒸気系の放射線量率が上昇する副次的
な影響を生じ、運転中の従業員の被曝量の増加、プラン
ト敷地境界におけるスカイシャイン線量率の上昇等の問
題を生じることとなる６第５図は水素注入量と主蒸気系
放射線量率との関係を示す線図で、縦軸は主蒸気系放射
線量率（相対値）、横軸は水素注入量（任意単位）とし
である。
本発明は上記の事情に基づきなされたもので、炉水の導
電率制御を主とし、溶存酸素濃度、材料腐食電位の制御
を従としてＳＣＣ発生を抑制し、前記の各問題を解決し
た原子力プラントを提供することを目的としている。
電率制御を主とし、溶存酸素濃度、材料腐食電位の制御
を従としてＳＣＣ発生を抑制し、前記の各問題を解決し
た原子力プラントを提供することを目的としている。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明の原子力プラントは、原子炉圧力容器と、この原
子炉圧力容器内に収容された炉心と、炉心で発生した蒸
気を導く主蒸気系と、前記原子炉圧力容器内の冷却材を
再循環させる再循環系と、主蒸気系の蒸気に仕事をさせ
るタービンと、このタービンから排出される蒸気を復水
させる復水器と、この復水を前記原子炉圧力容器に送り
込むものであって高圧復水ポンプ、復水浄化系、低圧復
水ポンプ、給水加熱器、給水ポンプを含む給水系と、こ
の給水系の前記復水浄化系と低圧復水ポンプとの間に注
入する水素注入設備とを有するものにおいて、前記原子
炉再循環系の炉水を浄化して前記原子炉圧力容器内に戻
す原子炉冷却材浄化系と。
子炉圧力容器内に収容された炉心と、炉心で発生した蒸
気を導く主蒸気系と、前記原子炉圧力容器内の冷却材を
再循環させる再循環系と、主蒸気系の蒸気に仕事をさせ
るタービンと、このタービンから排出される蒸気を復水
させる復水器と、この復水を前記原子炉圧力容器に送り
込むものであって高圧復水ポンプ、復水浄化系、低圧復
水ポンプ、給水加熱器、給水ポンプを含む給水系と、こ
の給水系の前記復水浄化系と低圧復水ポンプとの間に注
入する水素注入設備とを有するものにおいて、前記原子
炉再循環系の炉水を浄化して前記原子炉圧力容器内に戻
す原子炉冷却材浄化系と。
この原子炉冷却材浄化系に流入する前の再循環系の炉水
の導電率、溶存酸素濃度を測定し、その測定結果により
前記原子炉冷却材浄化系を制御し、炉水の導電率を０．
１μ５ａｃｓ以下に保持する試料分析ラックとを設けた
ことを特徴とする。
の導電率、溶存酸素濃度を測定し、その測定結果により
前記原子炉冷却材浄化系を制御し、炉水の導電率を０．
１μ５ａｃｓ以下に保持する試料分析ラックとを設けた
ことを特徴とする。
（作用）
原子炉−次系材料である５ＵＳ３０４鋭敏化材のＳＣＣ
について、その発生限界を溶存酸素および導電率の２つ
の環境因子の相関について調べたところ、溶存酸素濃度
があるレベル以上になると、ＢＷＲの運転条件下ではオ
ーステナイト系ステンレス鋼にＳＣＣに対する感受性が
現れること、その発生限界は溶存酸素濃度が高い程低く
なっていることか分かった。さらに、導電率が低くなる
と溶存酸素濃度がある程度高くなっていてもＳＣＣ感受
性は見られず、特に導電率０．１μ８／ａ１以下では溶
存酸素濃度１００ｐＰｔ）以上でもＳＣＣ感受性が見ら
れないことも分かった。
について、その発生限界を溶存酸素および導電率の２つ
の環境因子の相関について調べたところ、溶存酸素濃度
があるレベル以上になると、ＢＷＲの運転条件下ではオ
ーステナイト系ステンレス鋼にＳＣＣに対する感受性が
現れること、その発生限界は溶存酸素濃度が高い程低く
なっていることか分かった。さらに、導電率が低くなる
と溶存酸素濃度がある程度高くなっていてもＳＣＣ感受
性は見られず、特に導電率０．１μ８／ａ１以下では溶
存酸素濃度１００ｐＰｔ）以上でもＳＣＣ感受性が見ら
れないことも分かった。
一般に我国のＢＷＲプラントの溶存酸素濃度は１００〜
２００ｐｐｂであり、上記の結果から炉水の導電率を０
．１μｓ／ｌ以下に保っておけば、ＳＣＣの発生はない
こととなる。また、万一０゜１μｓ／ａｓ以下の導電率
であるにもかかわらず、ＳＣＣの発生があった場合には
僅かな量の水素注入を行うことにより、ＳＣＣの発生し
ない範囲に水質を改善することができる。
２００ｐｐｂであり、上記の結果から炉水の導電率を０
．１μｓ／ｌ以下に保っておけば、ＳＣＣの発生はない
こととなる。また、万一０゜１μｓ／ａｓ以下の導電率
であるにもかかわらず、ＳＣＣの発生があった場合には
僅かな量の水素注入を行うことにより、ＳＣＣの発生し
ない範囲に水質を改善することができる。
（実施例）
第３図と同一部分には同一符号を付した第１図は本発明
一実施例の系統図である。但し、この図においてはター
ビンは高圧タービン３ａ、低圧タービン３ｂとして示し
である。原子炉再循環系１２から分岐して原子炉冷却材
浄化系１３が設置され、浄化された炉水は原子炉圧力容
器２に戻される。また、前記原子炉冷却材浄化系１３か
らはサンプリングライン１４により炉水がサンプリング
され、サンプリングされた炉水には試料分析ラック１５
において導電率、溶存酸素濃度等の測定が施される０図
中、１６は水素注入設備を示している。
一実施例の系統図である。但し、この図においてはター
ビンは高圧タービン３ａ、低圧タービン３ｂとして示し
である。原子炉再循環系１２から分岐して原子炉冷却材
浄化系１３が設置され、浄化された炉水は原子炉圧力容
器２に戻される。また、前記原子炉冷却材浄化系１３か
らはサンプリングライン１４により炉水がサンプリング
され、サンプリングされた炉水には試料分析ラック１５
において導電率、溶存酸素濃度等の測定が施される０図
中、１６は水素注入設備を示している。
なお、前記の試料分析ラック１５は溶存酸素濃度および
炉水伝導率を測定するが、炉水導電率の測定結果により
前記原子炉冷却材浄化系を制御し、炉水伝導率が０．１
μ８／Ｑｌを超えないように水質を管理するようになっ
ている。
炉水伝導率を測定するが、炉水導電率の測定結果により
前記原子炉冷却材浄化系を制御し、炉水伝導率が０．１
μ８／Ｑｌを超えないように水質を管理するようになっ
ている。
第２図は原子炉−次系材料である５ＵＳ３０４鋭敏化材
のＳＣＣについて、その発生限界を溶存酸素および導電
率の２つの環境因子の相関について調べた実験データを
示すもので、■はｓ ｃ ｃ−’ｉ生をまた口はＳＣＣ
なしをそれぞれ示している。
のＳＣＣについて、その発生限界を溶存酸素および導電
率の２つの環境因子の相関について調べた実験データを
示すもので、■はｓ ｃ ｃ−’ｉ生をまた口はＳＣＣ
なしをそれぞれ示している。
この図から溶存酸素濃度があるレベル以上になると、Ｂ
ＷＲの運転条件下ではオーステナイト系ステンレス鋼に
ＳＣＣに対する感受性が現れること、その発生限界は溶
存酸素濃度が高い程低くなっていることが分かる。さら
に、導電率が低くなると溶存酸素濃度がある程度高くな
っていてもＳＣＣ感受性は見られず、特に導電率０．１
μＳ／口以下では溶存酸素濃度１００ｐｐｂ以上でもＳ
ＣＣ感受性が見られないことも分かる。
ＷＲの運転条件下ではオーステナイト系ステンレス鋼に
ＳＣＣに対する感受性が現れること、その発生限界は溶
存酸素濃度が高い程低くなっていることが分かる。さら
に、導電率が低くなると溶存酸素濃度がある程度高くな
っていてもＳＣＣ感受性は見られず、特に導電率０．１
μＳ／口以下では溶存酸素濃度１００ｐｐｂ以上でもＳ
ＣＣ感受性が見られないことも分かる。
一般に我国のＢＷＲプラントの溶存酸素濃度は１００〜
２００ｐｐｂであり、第２図から炉水の導電率を０．１
μｓ／ｃｍ以下に保っておけば、ＳＣＣの発生はないこ
ととなる。また、万一０．１μｓ／ｃｍ以下の導電率で
あるにもかかわらず、ＳＣＣの発生があった場合には僅
かな量の水素注入を行うことにより、ＳＣＣの発生しな
い範囲に水質を改善することができる。
２００ｐｐｂであり、第２図から炉水の導電率を０．１
μｓ／ｃｍ以下に保っておけば、ＳＣＣの発生はないこ
ととなる。また、万一０．１μｓ／ｃｍ以下の導電率で
あるにもかかわらず、ＳＣＣの発生があった場合には僅
かな量の水素注入を行うことにより、ＳＣＣの発生しな
い範囲に水質を改善することができる。
［発明の効果］
上記から明らかなように本発明の原子力プラントにおい
ては、炉水の導電率を管理するだけで溶存酸素を水にす
るための水素注入を全く必要としないか、もし注入する
としても極めて微小な量でよく、主蒸気系のＮ−１６に
よる放射重量率の上昇割合を抑制することができる。ま
た、その結果従業員の被曝量の低下を図ることができ、
プラント敷地境界におけるスカイシャイン線量率の上昇
を抑制することができる。このことは第５図の線図にも
示されている。
ては、炉水の導電率を管理するだけで溶存酸素を水にす
るための水素注入を全く必要としないか、もし注入する
としても極めて微小な量でよく、主蒸気系のＮ−１６に
よる放射重量率の上昇割合を抑制することができる。ま
た、その結果従業員の被曝量の低下を図ることができ、
プラント敷地境界におけるスカイシャイン線量率の上昇
を抑制することができる。このことは第５図の線図にも
示されている。
第１図は本発明一実施例の系統図、第２図は鋭敏化ステ
ンレス鋼のＳＣＣ発生限界におよぼす導電率と溶存酸素
濃度との相関を示す線図、第３図は従来の原子力プラン
トの系統図、第４図は前記プラントの水素注入試験にお
ける溶存酸素低減効果を示す線図、第５図は水素注入量
と主蒸気系放射線量率との関係を示す線図である。 １・・・・・・炉心 ２・・・・・・原子炉圧力容器
３・・・・・・）−ビン ３ａ・・・・・・高圧タービ
ン ３ｂ・・・・・・低圧タービン ４・・・・・・復
水器 ５・・・・・・高圧復水ポンプ６・・・・・・復
水浄化系 ７・・・・・・低圧復水ポンプ ８・・・・
・・給水加熱器 ９・・・・・・給水ポンプ １０・・
・・・・再循環ポンプ １１・・・・・・注入点 １２
・・・・・・原子炉再循環系 １３・・・・・・原子炉
冷却材浄化系 １４・・・・・・サンプリングライン
１５・・・・・・試料分析ラック１６・・・・・・水素
注入設備
ンレス鋼のＳＣＣ発生限界におよぼす導電率と溶存酸素
濃度との相関を示す線図、第３図は従来の原子力プラン
トの系統図、第４図は前記プラントの水素注入試験にお
ける溶存酸素低減効果を示す線図、第５図は水素注入量
と主蒸気系放射線量率との関係を示す線図である。 １・・・・・・炉心 ２・・・・・・原子炉圧力容器
３・・・・・・）−ビン ３ａ・・・・・・高圧タービ
ン ３ｂ・・・・・・低圧タービン ４・・・・・・復
水器 ５・・・・・・高圧復水ポンプ６・・・・・・復
水浄化系 ７・・・・・・低圧復水ポンプ ８・・・・
・・給水加熱器 ９・・・・・・給水ポンプ １０・・
・・・・再循環ポンプ １１・・・・・・注入点 １２
・・・・・・原子炉再循環系 １３・・・・・・原子炉
冷却材浄化系 １４・・・・・・サンプリングライン
１５・・・・・・試料分析ラック１６・・・・・・水素
注入設備
Claims (1)
- 原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器内に収容された
炉心と、炉心で発生した蒸気を導く主蒸気系と、前記原
子炉圧力容器内の冷却材を再循環させる再循環系と、主
蒸気系の蒸気に仕事をさせるタービンと、このタービン
から排出される蒸気を復水させる復水器と、この復水を
前記原子炉圧力容器に送り込むものであって高圧復水ポ
ンプ、復水浄化系、低圧復水ポンプ、給水加熱器、給水
ポンプを含む給水系と、この給水系の前記復水浄化系と
低圧復水ポンプとの間に注入する水素注入設備とを有す
るものにおいて、前記原子炉再循環系の炉水を浄化して
前記原子炉圧力容器内に戻す原子炉冷却材浄化系と、こ
の原子炉冷却材浄化系に流入する前の再循環系の炉水の
導電率、溶存酸素濃度を測定し、その測定結果により前
記原子炉冷却材浄化系を制御し、炉水の導電率を０．１
μｓ／ｃｍ以下に保持する試料分析ラックとを設けたこ
とを特徴とする原子力プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63021193A JP2654050B2 (ja) | 1988-02-02 | 1988-02-02 | 原子力プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63021193A JP2654050B2 (ja) | 1988-02-02 | 1988-02-02 | 原子力プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01197698A true JPH01197698A (ja) | 1989-08-09 |
| JP2654050B2 JP2654050B2 (ja) | 1997-09-17 |
Family
ID=12048124
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63021193A Expired - Lifetime JP2654050B2 (ja) | 1988-02-02 | 1988-02-02 | 原子力プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2654050B2 (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 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52137594A (en) * | 1976-05-12 | 1977-11-17 | Toshiba Corp | Water quality monitoring system in atomic power plant |
| JPS62209349A (ja) * | 1986-03-11 | 1987-09-14 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 腐食環境監視装置 |
| JPS62254099A (ja) * | 1986-04-26 | 1987-11-05 | 株式会社東芝 | 原子炉への水素注入量制御装置 |
-
1988
- 1988-02-02 JP JP63021193A patent/JP2654050B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS52137594A (en) * | 1976-05-12 | 1977-11-17 | Toshiba Corp | Water quality monitoring system in atomic power plant |
| JPS62209349A (ja) * | 1986-03-11 | 1987-09-14 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 腐食環境監視装置 |
| JPS62254099A (ja) * | 1986-04-26 | 1987-11-05 | 株式会社東芝 | 原子炉への水素注入量制御装置 |
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 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2654050B2 (ja) | 1997-09-17 |
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