JPH0267997A - 原子炉水脱気方法 - Google Patents
原子炉水脱気方法Info
- Publication number
- JPH0267997A JPH0267997A JP63218414A JP21841488A JPH0267997A JP H0267997 A JPH0267997 A JP H0267997A JP 63218414 A JP63218414 A JP 63218414A JP 21841488 A JP21841488 A JP 21841488A JP H0267997 A JPH0267997 A JP H0267997A
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- JP
- Japan
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- reactor
- reactor water
- water
- pump
- deaeration
- Prior art date
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- Pending
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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
Landscapes
- Physical Water Treatments (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〕
（産業上の利用分野）
本発明は、ｙＫ子炉内蔵型再循環ポンプを用いた沸騰水
型原子力発電所の原子炉水脱気方法に関する。
型原子力発電所の原子炉水脱気方法に関する。
（従来の技術）
以下、第２図を参照して原子炉内蔵型再循環ポンプ（以
下インターナルポンプと呼ぶ）を用いた沸騰水型原子力
発電所の構成を説明する。第２図において、原子炉圧力
容器１内には炉心２が収容されており、二の原子炉圧力
容器１の下部にはインターナルポンプ３が配設されてい
る。この原子炉の出力は前記インターナルポンプ３によ
る炉心流量及び炉心２内に挿脱自在に配設された制御棒
１５を駆動する制御棒駆動装置４によって制御されてい
る。この炉心２内にて発生した蒸気は主蒸気配管５を介
してタービン６に導入され、このタービン６で仕事をし
た蒸気は復水器７で凝縮される。
下インターナルポンプと呼ぶ）を用いた沸騰水型原子力
発電所の構成を説明する。第２図において、原子炉圧力
容器１内には炉心２が収容されており、二の原子炉圧力
容器１の下部にはインターナルポンプ３が配設されてい
る。この原子炉の出力は前記インターナルポンプ３によ
る炉心流量及び炉心２内に挿脱自在に配設された制御棒
１５を駆動する制御棒駆動装置４によって制御されてい
る。この炉心２内にて発生した蒸気は主蒸気配管５を介
してタービン６に導入され、このタービン６で仕事をし
た蒸気は復水器７で凝縮される。
この凝縮した復水は給水配管８を介して給水ポンプ９に
て昇圧され再たび原子炉圧力容器１内に導入される様に
なっている。前記主蒸気配管５は途中で分岐しタービン
バイパス配管１１となりその一端は前記復水器７内に直
接開放されている。前記原子炉圧力容器１の頂部にはベ
ント配管１０が設けられており、その他端はタービンバ
イパス配管１１を介して復水器７に導びかれている。前
記復水器７内に導入された非凝縮性ガスは真空ポンプ１
２にて吸引され、オフガス処理系１３にて放射能が除去
された後、スタック１４を介して大気中に放出される構
成になっている。
て昇圧され再たび原子炉圧力容器１内に導入される様に
なっている。前記主蒸気配管５は途中で分岐しタービン
バイパス配管１１となりその一端は前記復水器７内に直
接開放されている。前記原子炉圧力容器１の頂部にはベ
ント配管１０が設けられており、その他端はタービンバ
イパス配管１１を介して復水器７に導びかれている。前
記復水器７内に導入された非凝縮性ガスは真空ポンプ１
２にて吸引され、オフガス処理系１３にて放射能が除去
された後、スタック１４を介して大気中に放出される構
成になっている。
以上の構成において、原子炉の起動時における炉水中の
溶存酸素濃度（以下Ｄｏと呼ぶ）は８ｐｐｍと高い値に
なっている。このため、この炉水中のＤＯを低減させる
ために起動時に制御棒１５を操作し、核加熱を行い炉水
を約８０℃に昇温させるとともに発生した蒸気ガスを主
蒸気配管５、ベント配管１０及びタービンバイパス配管
１１を経由させ、復水器７で冷却凝縮させ、非凝縮性ガ
スを真空ポンプ１２によりオフガス処理系１３を介して
、最終的にスタック１４より糸外へ放出させていた。
溶存酸素濃度（以下Ｄｏと呼ぶ）は８ｐｐｍと高い値に
なっている。このため、この炉水中のＤＯを低減させる
ために起動時に制御棒１５を操作し、核加熱を行い炉水
を約８０℃に昇温させるとともに発生した蒸気ガスを主
蒸気配管５、ベント配管１０及びタービンバイパス配管
１１を経由させ、復水器７で冷却凝縮させ、非凝縮性ガ
スを真空ポンプ１２によりオフガス処理系１３を介して
、最終的にスタック１４より糸外へ放出させていた。
尚、この際、真空ポンプ１２にて、原子炉圧力容器１を
含む各配管５，１１内を真空になるよう引いている。従
って、８０℃においても発生蒸気は復水器７へ流れ出る
こととなる。
含む各配管５，１１内を真空になるよう引いている。従
って、８０℃においても発生蒸気は復水器７へ流れ出る
こととなる。
この一連の操作により炉水中のＤｏは８ｐｐｍよりほぼ
２００ｐＰｂまで低減される。またこの間、炉内構造物
等は初期腐食により酸化被膜が形成される。
２００ｐＰｂまで低減される。またこの間、炉内構造物
等は初期腐食により酸化被膜が形成される。
（発明が解決しようとする課題）
従来の原子炉水の脱気方法は、核加熱を熱源としている
。従って核反応時、炉心部は高放射線場となり炉水の放
射線分解により０□が多量に発生する。また原子炉内の
構造材は高放射線場にさらされるため、放射化するとと
もに初期に炉内に持込まれたクラッド分も放射化され被
曝の線源となるだけでなく、初期腐食層にとりこまれ長
期に亘って残存する。さらに前述した０２の発生は脱気
効率の観点からはあまり効率が良くなかった。
。従って核反応時、炉心部は高放射線場となり炉水の放
射線分解により０□が多量に発生する。また原子炉内の
構造材は高放射線場にさらされるため、放射化するとと
もに初期に炉内に持込まれたクラッド分も放射化され被
曝の線源となるだけでなく、初期腐食層にとりこまれ長
期に亘って残存する。さらに前述した０２の発生は脱気
効率の観点からはあまり効率が良くなかった。
本発明の目的は、運転初期における脱気運転をより効率
的にかつ放射性物質の生成及び取り込みをなくすことの
できる原子炉水脱気方法を得ることにある。
的にかつ放射性物質の生成及び取り込みをなくすことの
できる原子炉水脱気方法を得ることにある。
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明においては、原子炉
内蔵型再循環ポンプが配設された原子炉における原子炉
水脱気方法において、前記原子炉水を脱気する加熱源に
原子炉内蔵型再循環ポンプの運転熱を用いて成ることを
特徴とする原子炉水脱気方法を提供する。
内蔵型再循環ポンプが配設された原子炉における原子炉
水脱気方法において、前記原子炉水を脱気する加熱源に
原子炉内蔵型再循環ポンプの運転熱を用いて成ることを
特徴とする原子炉水脱気方法を提供する。
（作 用）
このように構成された原子炉水脱気方法においては、イ
ンターナルポンプの駆動エネルギーを熱エネルギーとし
て利用することによって炉水を昇温させて脱気を行なう
。よって、核反応による０□の発生がないので炉水中の
脱気効率を向上させることができる。
ンターナルポンプの駆動エネルギーを熱エネルギーとし
て利用することによって炉水を昇温させて脱気を行なう
。よって、核反応による０□の発生がないので炉水中の
脱気効率を向上させることができる。
（実施例）
以下、本発明の一実施例を第１図を参照して説明する。
なお、第１図において、第２図と同一部分には同一符号
を付し、その部分の構成の説明は省略する。
を付し、その部分の構成の説明は省略する。
第１図において、原子炉水の脱気を起動時に行なう場合
には、まずインターナルポンプ３を起動させる。そして
この起動によるインターナルポンプ３の運転熱によって
炉水を昇温させる。炉水はインターナルポンプ３の運転
熱によって約１００℃まで昇温され、炉水中のＤｏａ度
はほぼＯとなる。
には、まずインターナルポンプ３を起動させる。そして
この起動によるインターナルポンプ３の運転熱によって
炉水を昇温させる。炉水はインターナルポンプ３の運転
熱によって約１００℃まで昇温され、炉水中のＤｏａ度
はほぼＯとなる。
この場合、従来の核加熱の方法と異なり、炉心２での放
射線は一切発生しないため、放射線の水分解によるＯ３
の発生がない。このことがら脱気効率は向上することと
もに、インターナルポンプ３による炉水の撹拌効果も有
り短期時間に必要ＤＯ値２００ρｐｂまで下げることが
可能となる。
射線は一切発生しないため、放射線の水分解によるＯ３
の発生がない。このことがら脱気効率は向上することと
もに、インターナルポンプ３による炉水の撹拌効果も有
り短期時間に必要ＤＯ値２００ρｐｂまで下げることが
可能となる。
また、この際発生する蒸気及び炉水中に溶存していた０
２を含む非凝縮性ガスにより、原子炉内圧力は大気圧を
少し越える程度となる。この非凝縮性ガスを含む蒸気は
主蒸気配管５、タービンバイパス配管１１及びベント配
置１０を介して、復水器７へ流し、蒸気は凝縮し凝縮水
となる。一方、非凝縮性征ガスは真空ポンプ１６により
抽出されオフガス処理系１３で処理しスタック１４から
大気へ放出される。この場合、炉内での核加熱がないた
め放射能が含まれず安全上も問題はないことからオフガ
ス処理系１３外の真空ポンプ１６を用いることによって
効率的に脱気させることができる。
２を含む非凝縮性ガスにより、原子炉内圧力は大気圧を
少し越える程度となる。この非凝縮性ガスを含む蒸気は
主蒸気配管５、タービンバイパス配管１１及びベント配
置１０を介して、復水器７へ流し、蒸気は凝縮し凝縮水
となる。一方、非凝縮性征ガスは真空ポンプ１６により
抽出されオフガス処理系１３で処理しスタック１４から
大気へ放出される。この場合、炉内での核加熱がないた
め放射能が含まれず安全上も問題はないことからオフガ
ス処理系１３外の真空ポンプ１６を用いることによって
効率的に脱気させることができる。
インターナルポンプ３による昇温は１００℃程度で十分
であり放射線場がないため、炉心２を含む原子炉圧力容
器１内の構成部材が各種放射線により放射化されること
が無いため、初期に於ける構成部材の酸化被膜中に放射
線源が侵入、残存すると云う心配はなくなる。
であり放射線場がないため、炉心２を含む原子炉圧力容
器１内の構成部材が各種放射線により放射化されること
が無いため、初期に於ける構成部材の酸化被膜中に放射
線源が侵入、残存すると云う心配はなくなる。
このため、放射性クラッドによる被曝を低減させること
が可能となる。尚、酸化被膜の形成を主眼とせず、脱気
のみを優先させ、可能な限り短時間で実施する場合には
、１００℃近傍までは主蒸気配管の止め弁を閉めた状態
で運転すればポンプ回転数を更に上げることが可能とな
りそれぞれ加熱量を増加させることができる。
が可能となる。尚、酸化被膜の形成を主眼とせず、脱気
のみを優先させ、可能な限り短時間で実施する場合には
、１００℃近傍までは主蒸気配管の止め弁を閉めた状態
で運転すればポンプ回転数を更に上げることが可能とな
りそれぞれ加熱量を増加させることができる。
本発明に係る原子炉水脱気方法によれば、脱気に用いる
熱エネルギーをインターナルポンプの駆動エネルギーと
したので核反応による０２の発生がないので、炉水中の
脱気効率を向上させることができる。さらには脱気時に
放射性物質が発生しないので、初期腐食時の炉心部での
クラッドの放射化及び構成部材酸化被膜中への放射性物
質の侵入付着を抑えることができ、それにともなってプ
ラント作業員の被曝の低減を計ることができる。
熱エネルギーをインターナルポンプの駆動エネルギーと
したので核反応による０２の発生がないので、炉水中の
脱気効率を向上させることができる。さらには脱気時に
放射性物質が発生しないので、初期腐食時の炉心部での
クラッドの放射化及び構成部材酸化被膜中への放射性物
質の侵入付着を抑えることができ、それにともなってプ
ラント作業員の被曝の低減を計ることができる。
第１図は本発明の一実施例に係る原子炉水脱気方法を適
用する原子カプラントの概略系統図、第２図は原子炉水
脱気方法の従来例を適用する原子カプラントの概略系統
図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・炉心３・
・・原子炉内蔵型再循環ポンプ ５・・・主蒸気配管８
・・・給水配管 １０・・・ベント配
管１１・・・タービンバイパス配管 １３・・・オ
フガス処理系１４・・・スタック １
６・・・真空ポンプ代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第２図
用する原子カプラントの概略系統図、第２図は原子炉水
脱気方法の従来例を適用する原子カプラントの概略系統
図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・炉心３・
・・原子炉内蔵型再循環ポンプ ５・・・主蒸気配管８
・・・給水配管 １０・・・ベント配
管１１・・・タービンバイパス配管 １３・・・オ
フガス処理系１４・・・スタック １
６・・・真空ポンプ代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 第２図
Claims (1)
- 原子炉内蔵型再循環ポンプが配設された原子炉における
原子炉水脱気方法において、前記原子炉水を脱気する加
熱源に原子炉内蔵型再循環ポンプの運転熱を用いて成る
ことを特徴とする原子炉水脱気方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63218414A JPH0267997A (ja) | 1988-09-02 | 1988-09-02 | 原子炉水脱気方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63218414A JPH0267997A (ja) | 1988-09-02 | 1988-09-02 | 原子炉水脱気方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0267997A true JPH0267997A (ja) | 1990-03-07 |
Family
ID=16719541
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63218414A Pending JPH0267997A (ja) | 1988-09-02 | 1988-09-02 | 原子炉水脱気方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0267997A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5271044A (en) * | 1991-03-14 | 1993-12-14 | Hitachi, Ltd. | Boiling water nuclear reactor and start-up process thereof |
-
1988
- 1988-09-02 JP JP63218414A patent/JPH0267997A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5271044A (en) * | 1991-03-14 | 1993-12-14 | Hitachi, Ltd. | Boiling water nuclear reactor and start-up process thereof |
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