JPH02179499A - 原子力プラント及びその運転方法 - Google Patents

原子力プラント及びその運転方法

Info

Publication number
JPH02179499A
JPH02179499A JP63334767A JP33476788A JPH02179499A JP H02179499 A JPH02179499 A JP H02179499A JP 63334767 A JP63334767 A JP 63334767A JP 33476788 A JP33476788 A JP 33476788A JP H02179499 A JPH02179499 A JP H02179499A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
water
reducing agent
nuclear reactor
reducing
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP63334767A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2818943B2 (ja
Inventor
Hidefumi Ibe
英史 伊部
Yamato Asakura
朝倉 大和
Tsutomu Baba
務 馬場
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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 Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP63334767A priority Critical patent/JP2818943B2/ja
Publication of JPH02179499A publication Critical patent/JPH02179499A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2818943B2 publication Critical patent/JP2818943B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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。

Description

【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕 本発明は原子炉のイオン交換樹脂が一次冷却水中に漏洩
した時の原子炉の運転方法及び装置に係わり、特に、漏
洩樹脂から生成する酸基の除去に好適な原子炉−次系の
運転方法及び装置に関する。 〔従来の技術〕 原子炉の炉水あるいは復水中の不純物を除去するために
イオン交換樹脂が用いられている。イオン交換樹脂が水
中にリークすると熱分解あるいは放射線照射による損傷
を受け、炉水中に高濃度の酸基が形成される。このよう
な酸基の代表例としては硫酸、硝酸、炭酸、蟻酸などが
挙げられる。 樹脂リークが発生した場合、復水浄化系は系統数が多く
、リークの検知とともに直ちにその系統を隔離すればよ
いので比較的対策が容易である。しかし熱経済等の制約
から炉浄化系は通常2系統しか無く、対策が難しい、−
度、樹脂リークがあった場合、炉水水質が平常に戻るま
でに平均約100時間を要する。このため米国等では樹
脂インリークの対策等に要する時間が原子炉の総稼動時
間の11%に達すると報告されている。 樹脂インリークによって炉水中に持ち込まれる酸基は、
材料のSCC感受性に悪影響を及ぼすことが知られてい
る。第4図及び第5図は、鋭敏化5US304鋼のCE
RT試験における亀裂進展速度が各種の酸基をベースに
した添加剤によって影響を受ける報告例を示したもので
ある。樹脂から形成される酸基のうち硫酸は、特に影響
が大きいことが分かる。第6図は、503304mの亀
裂進展速度の硫酸濃度依存性についての報告例を示した
もので、硫酸が低濃度でも亀裂進展に大きく影響するこ
とが報告されている。第7図は、低合金鋼の亀裂進展速
度に対する硫酸の影響を示したもので、硫酸が著しい亀
裂進展の加速効果を持つことが分かる。 このような樹脂インリークの対策として、従来は浄化装
置内の樹脂の保持構造の改良などが加えられてきたが、
樹脂リークが起きた場合の対策は特に取られてこなかっ
た。本発明に関連する従来技術として2沸騰水型原子炉
への水素注入技術に関連して特願昭53−41218号
、特願昭55−12716号及び特願昭58−2161
11号記載のものが挙げられる。 〔発明が解決しようとする課題J 樹脂インリークが起きた場合に生じる問題の第1は、そ
の対策のために必要な時間が、米国では総稼動時間の1
1%に達するなど原子炉の稼動率を下げる大きな原因と
なる点にある。第2の問題は樹脂リークから生成される
酸基の影響は炉水水質が回復した後も残るとされている
点で、原子炉の寿命を決定する一因となっている。そこ
で、樹脂インリークを防ぐ対策も重要であるが、樹脂リ
ークがあった場合にその影響を可能な限り速やかに除去
することも重要である。 本発明の目的は、後者に屑する手段を提供し、原子炉の
稼動率向上、長寿命化に資することにある。 〔課題を解決するための手段〕 上記目的を達成するため、本発明は、原子炉の一次冷却
水を浄化するイオン交換樹脂が炉水中にインリークした
ことを検出する工程と、このインリーク樹脂から炉水中
で生成する酸基を還元手段によって還元して酸化ガスに
変換する工程と、を含む原子炉運転方法である。 また、本発明は、原子炉の冷却水中のIItl!ilイ
オン、硝酸イオン及び炭酸イオンの一成分以上について
、その濃度が設定値を越えたことを検出する工程と、前
記イオンを還元手段によって還元してそれぞれsox、
rtrox、coえに変換する工程と、を含む原子炉運
転方法である。 本発明に係る原子炉運転装置は、原子炉の圧力容器と、
この圧力容器に注水する炉心注水系と、圧力容器で生成
した蒸気をタービンに送る蒸気ラインと、復水を圧力容
器へ戻す返送ラインと、イオン変換樹脂による炉水浄化
系と、を備えた原子炉運転装置において、前記炉水浄化
系の水の浄化装置の下流、返送ライン及び炉心注水系の
少なくともいずれかに、インリーク樹脂から炉水中で生
成する酸基を還元して酸化ガスに変換する還元剤注入装
置を設けたものである。ここで、注入された還元剤を含
む炉水が接触する部位に前記還元剤の機能を加速する触
媒を配設するのがよい。 また、前記運転装置において、還元剤の機能を加速する
触媒を粉末または可溶性成分として含む触媒溶液を注入
する手段を設けたものでもよい。 また、前記運転装置において、還元剤は水素。 アンモニア又はヒドラジンであると共に、主蒸気系の線
量率が所定の値を越えないように還元剤の注入量を制御
する還元剤注入量制御部を設けるのがよい。 また、前記運転装置において、酸化ガス除去装置が系外
への流出部位に設けられているものがよい、ここで、酸
化ガス除去装置として、二酸化イオウガス除去等の脱硫
装置やNO0処理装置等が挙げられる。 〔作用〕 還元剤が樹脂から発生した酸基を還元し、気体分子状の
成分に置換するため、蒸気とともに放出され、速やかに
除去される。硫酸、炭酸、硝酸のそれぞれに対応する主
な気体成分はso、、co。 Go、、No、No、などである、−例として硝酸に対
して、水素を注入すると、以下の反応によってNO8に
還元される。 H,+ OH−4H+ H2O・・・(1)NO3−+
  H→OH−+  NO,↑ ・・・(2)No、−
+  H→0I(−+  No↑  ・・・(3)上の
反応(1)〜(3)は、比較的速い反応であるが、硫酸
根に対しては反応を加速するために触媒を利用すること
が望ましい。このような触媒として白金系貴金属(Pt
、Rd、Pd、Os。 Irなと)が挙げられる。 〔実施例〕 以下、本発明の一実施例を第一図により説明する。原子
炉の圧力容器2に設けられている炉水浄化系lにおいて
樹脂インリークがあった場合、熱交換器の下流では、樹
脂の熱分解により導電率が上昇またはPHが低下する。 原子炉の炉水浄化系1の上流では水温が低いため、この
ような導電率の上昇またはpHの低下は顕著には検出さ
れない。 こうして導電率モニタ13により樹脂インリークが検出
された時、還元剤を注入する。また必要に応じて触媒を
含む粉末又は可溶性成分として含む触媒溶液を注入する
。注入点は還元剤と触媒溶液が同一である必要は無く、
給水系、炉浄化系1、制御棒駆動機構冷却系6、炉心高
/低圧注水系7などが適当である。10は還元剤注入装
置、14は触媒注入装置を示す。 本実施例によれば、炉水中に樹脂の分解により持ち込ま
れる硫酸基、炭酸基、硝酸基は還元剤の注入により還元
されて、それぞれ5o−X、co、、。 NO8等の安定なガスに形態を変えて蒸気に同伴して系
外に放出される。環境へのガスの放出は軽微であり問題
にはならないが、バックアップとして酸性ガス処理装置
8を設けている。該処理装置8の具体例としては脱硫装
置、NO8装置等が挙げられる。還元剤としは水素、ア
ンモニア、ヒドラジンなどが適当であるが、これらの還
元剤は注入量が多すぎると、通常時、硝酸の形で溶存し
ている放射性の1r″Nをも気体成分に置換してタービ
ン系の線量率上昇の原因となる。そこで、本実施例では
主蒸気配管15の線量率のモニタ12の信号出力に上限
を設け、その上限を越えない範囲で還元剤の注入率を制
御する還元剤注入量制御部が設けられている。 本発明は炉水の水質が正常値から外れた場合のみが対象
であるので、触媒は還元剤を注入している間だけ炉水に
何らかの形で接していればよく、この思想に基いて適宜
設計変更し得るものである。 本発明によれば、触媒、還元剤が短時間で炉水中にいき
わたるので酸基を効率的に除去することができる。同図
において、3は炉心、4はタービン、11は給水ポンプ
を示す。 第2図は本発明の他実施例を示す。同図に示すように任
意の原子炉炉水配管に還元剤と炉水中に溶存している酸
基との反応を促進する触媒の充填槽5を設けても良い、
炉心3内の燃料棒被覆管表面あるいはその他の炉内構造
物の表面に触媒層を形成しても良い。触媒材料としては
白金系貴金属(白金、パラジウム、ロジウム、イリジウ
ム、オスミウムなど)が好適である。 第3図は本発明を適用した時の炉水の導電率の典型的な
推移を示したもので、樹脂インリークがあった場合、炉
水の導電率は急速に上昇する。ある上限値を越えた場合
、従来の方法ではリークのあった系統を止めて対策を施
している間は残りの系統で対処するというものであるが
、その方法では既に述べたように必要なレベルまで導電
率を回復するのに点線で示す様に平均として100時間
を要する。この時間遅れは酸基はシステムの淀み部分や
、構造材料の隙間に濃縮する上で十分な時間であり、材
料への影響を避けられない。これに対し本発明のように
主蒸気へ放出させるケースでは、炉水インベントリ(約
200トン)/炉水流量(50000トン/h)が脱気
の時定数になるので、炉水水質の回復に要する時間は高
々数分で済む。
【発明の効果】
以上説明したごとく、本発明に係る方法によれば原子炉
の浄化系から樹脂がリークした場合でも、樹脂から生成
する酸基を速やかに炉水中から除去できるので、原子炉
材料の健全性確保、原子炉の寿命延長の上で大きな効果
がある。 また、本発明に係る装置によれば、上記方法を構造簡単
にして実施することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例を示す構成図、第2図は本発
明の他の実施例を示した構成図、第3図は樹脂インリー
クが有った場合の炉水導電率の推移を従来例および本発
明を適用した時について示した図、第4図及び第5図は
BWR実機条件の温度、溶存酸素濃度の水の中に各種の
酸基をベースとして添加物を加えた時の5US3011
1の亀裂進展速度を示した図、第6図は5US304鋼
の亀裂進展速度の硫酸濃度依存性を示した図、第7図は
低合金鋼A333の亀裂進展速度の硫酸濃度依存性を示
した図である。 1・・・炉水浄化系、2・・・圧力容器、3・・・炉心
、4・・・タービン、5・・・触媒充填槽、6・・・制
御捧暉動機構冷却系、7・・・炉心注水系、6・・・酸
化ガス処理装置。 9・・・復水浄化系、10・・・還元剤注入装置、11
・・・給水ポンプ、12・・・主蒸気線量率モニタ、1
3・・・導電率計、14・・・触媒注入装置、15・・
・主蒸気管。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉の一次冷却水を浄化するイオン交換樹脂が炉
    水中にインリークしたことを検出する工程と、このイン
    リーク樹脂から炉水中で生成する酸基を還元手段によっ
    て還元して酸化ガスに変換する工程と、を含む原子炉運
    転方法。 2、原子炉の冷却水中の硫酸イオン、硝酸イオン及び炭
    酸イオンの一成分以上について、その濃度が設定値を越
    えたことを検出する工程と、前記イオンを還元手段によ
    って還元してそれぞれS0_x,NO_x,CO_xに
    変換する工程と、を含む原子炉運転方法。 3、原子炉の圧力容器と、この圧力容器に注水する炉心
    注水系と、圧力容器で生成した蒸気をタービンに送る蒸
    気ラインと、復水を圧力容器へ戻す返送ラインと、イオ
    ン変換樹脂による炉水浄化系と、を備えた原子炉運転装
    置において、前記炉水浄化系の水の浄化装置の下流、返
    送ライン及び炉心注水系の少なくともいずれかに、イン
    リーク樹脂から炉水中で生成する酸基を還元して酸化ガ
    スに変換する還元剤注入装置を設けたことを特徴とする
    原子炉運転装置。 4、請求項3において、注入された還元剤を含む炉水が
    接触する部位に前記還元剤の機能を加速する触媒を配設
    した原子炉運転装置。 5、請求項3において、還元剤の機能を加速する触媒を
    粉末または可溶性成分として含む触媒溶液を注入する手
    段を設けた原子炉運転装置。 6、請求項3において、還元剤は水素、アンモニア又は
    ビドラジンであると共に、主蒸気系の線量率が所定の値
    を越えないように還元剤の注入量を制御する還元剤注入
    量制御部を設けた原子炉運転装置。 7、請求項3において、酸化ガス除去装置が系外への流
    出部位に設けられている原子炉運転装置。
JP63334767A 1988-12-28 1988-12-28 原子力プラント及びその運転方法 Expired - Lifetime JP2818943B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63334767A JP2818943B2 (ja) 1988-12-28 1988-12-28 原子力プラント及びその運転方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63334767A JP2818943B2 (ja) 1988-12-28 1988-12-28 原子力プラント及びその運転方法

Related Child Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP10092940A Division JP2946207B2 (ja) 1998-04-06 1998-04-06 原子力プラント及びその水質制御方法と装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH02179499A true JPH02179499A (ja) 1990-07-12
JP2818943B2 JP2818943B2 (ja) 1998-10-30

Family

ID=18281004

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63334767A Expired - Lifetime JP2818943B2 (ja) 1988-12-28 1988-12-28 原子力プラント及びその運転方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2818943B2 (ja)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2946207B2 (ja) 1998-04-06 1999-09-06 株式会社日立製作所 原子力プラント及びその水質制御方法と装置
JP2001124891A (ja) 1999-07-09 2001-05-11 Hitachi Ltd 原子力プラント構造物の表面処理方法および原子力プラント
JP2001215294A (ja) * 1999-11-22 2001-08-10 Japan Organo Co Ltd 復水脱塩装置
JP3923705B2 (ja) 2000-04-24 2007-06-06 株式会社日立製作所 原子力プラントの運転方法および原子力プラント並びに原子力プラントの水質制御方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP2818943B2 (ja) 1998-10-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4842811A (en) Method for preventing oxygen corrosion in a boiling water nuclear reactor and improved boiling water reactor system
US8194816B2 (en) Boiling water reactor nuclear power plant with alcohol injection
US5398269A (en) Water quality control method and device for nuclear power plant, and nuclear power plant
JPH02179499A (ja) 原子力プラント及びその運転方法
US3944466A (en) Reducing concentration of gases in nuclear reactor
JP2946207B2 (ja) 原子力プラント及びその水質制御方法と装置
JPH08220293A (ja) 原子力発電プラントの運転方法
Weeks et al. Environmental factors influencing stress corrosion cracking in boiling water reactors
US20100027731A1 (en) Bwr start up corrosion protection
JP6486860B2 (ja) 沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法及び原子力プラント
JP7104616B2 (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法
JP2005291815A (ja) 炭素鋼の腐食減肉防止方法
JP2020051963A (ja) 原子力発電プラント、酸素注入装置、溶存酸素濃度計及び原子力発電プラントの腐食抑制方法
JP2020160031A (ja) 炭素鋼配管の腐食抑制方法
JPH07287094A (ja) 応力腐食割れ防止方法およびこれを適用したプラント
JP2008070207A (ja) 原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法及び沸騰水型原子力発電プラント
Miller et al. Controlling radiation fields in CANDU reactors using chemical decontamination technologies
JP2000162383A (ja) 原子力発電プラントの運転方法
JPS6138435B2 (ja)
JPH10115696A (ja) 原子力プラントの水素・酸素注入停止方法及び緊急用水素・酸素注入装置
JP2024174636A (ja) 沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法および原子力プラント
JPS61104297A (ja) 原子炉一次冷却系の放射能除去装置
JPH01269090A (ja) 加圧水型原子力プラント停止時のクラッド溶解法
JPS59216095A (ja) 原子力発電プラントの系統水循環系
Suzuki et al. WATER CHEMISTRY CONTROL AND DECONTAMINATION EXPERIENCE WITH TEPCO BWR'S AND THE MEASURES PLANNED FOR TFIE FUTURE