JPH0365694A - 沸騰水型原子力プラントの水質診断方法 - Google Patents

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、沸騰水型原子力プラントにおける水質変動か
らプラントの運転状態や構成機器の不具合を早期検知す
るための水質診断方法に関する。

〔従来の技術〕

現在の水質管理は、測定された水質データを運転ガイド
ラインとして設定された管理規準値と比較することによ
り、異常の有無が診断される。

水質をより総合的に診断する方法として、原子炉一次冷
却系の各測定位置における水質変化の傾向の組合せ、あ
るいは、水質データ間の相関を分析することにより、異
常の有無とその原因が診断される。具体的には、特開昭
５９−６０２９３号公報記載のように、原子炉一次系の
各サンプリング位置における水中のイオン濃度の増減パ
ターンを異常事象毎の標準パターンと比較して、生じつ
つある異常を診断する方法が開示されている。

〔発明が解決しようとする課題〕

しかし、測定された水質変化は、構成機器に生じつつあ
る不具合の事象と直接的に関係した物理量でなく、それ
に付随した間接的な情報であるため、不具合の内容を直
接的かつ定量的に把握するのに適していない。

本発明の目的は、原子炉一次冷却系の水質データを、−
水冷却系内のマスバランスという観点で評価・解析し、
一次冷却系を構成する各機器に特有な不具合事象と直接
的に関係した物理量に変換・表示することにより、原子
炉運転員や水質管理者に、不具合の内容を直接的に表示
する、より質の高い管理情報を迅速に提供することにあ
る。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的は、原子炉、復水器、復水脱塩器、炉水浄化用
冷却器、濾過脱塩器から構成される原子炉一次冷却系に
おける。冷却水流量と導電率のマスバランスを、個々の
一次冷却系構成機器毎に評価し、マスバランスの変化量
を、構成機器に生じつつある不具合事象に直接対応する
物理量に変換し、表示することにより達成される。すな
わち、（１）復水器各室の上流および、下流側における
冷却水量と導電率の測定値から復水器各室における導電
率マスバランスの変化量を演算し、演算された変化量を
復水器冷却水のインリーク流量に変換し、表示、 （２）復水脱塩器各塔の上流および、下流側における冷
却水量と導電率の測定値から復水脱塩器各塔における導
電率マスバランスの変化量を演算し演算された変化量を
復水脱塩器のイオン除去率に変換し、表示 （３）原子炉への給水流量と給水導電率および、炉水イ
ンベントリ−と炉水導電率および炉水浄化装置の処理流
量と処理水導電率の測定値から炉内における導電率マス
バランスの変化量を演算し、演算された変化量を炉内で
の導電率増加量に変換し、表示、 （４）炉水浄化装置冷却器の上流および、下流側におけ
る処理水量と導電率の測定値から炉水浄化装置冷却器に
おける導電率マスバランスの変化量を演算し、演算され
た変化量を炉水浄化装置冷却器冷却水のインリーク流量
に変換し、表示。

（５）炉水浄化装置濾過脱塩器各塔の上流および下流側
における冷却水量と導電率の測定値から、炉水浄化装置
濾過説塩器冬場における導電率マスバランスの変化量を
演算し、演算された変化量を炉水浄化装置濾過脱塩器の
イオン除去率に変換し、表示、 される・。

〔作用〕

原子炉一次冷却系は、基本的に閉ループを形成しており
、閉ループ内の構成機器が正常であれば、導電率等の水
質データも数学的なマスバランスが保持される。しかし
、構成機器の不具合が生じると、各機成機器に特有な原
因で、マスバランスが変化（アンバランスが生じる）す
るため、その変化量から、逆に、不具合が発生した機成
機器と、不具合な事象と直接関係した物理量を、同時に
演算・解析である。具体的には、原子炉一次冷却系の各
測定位置における冷却水流量と導電率の測定データを用
いて、導電率のマスバランス変化を演算・解析すること
により、■復水器では冷却水（国内では海水）のインリ
ーク流量、■復水脱塩器ではイオン除去率、■原子炉で
は炉内での不純物イオン発生速度、■炉水浄化系冷却器
では冷却水のインリーク流量、■炉水浄化用濾過脱塩器
ではイオン除去率を、それぞれ同時に演算・解析する。

測定された水質データが、各構成機器に生じつつある不
具合の程度を不具合事象と直接関連付けた物理量に変換
・表示されるため、原子炉運転員や水質管理者が水質変
動原因と不具合の程度をより的確かつ具体的に把握する
ことが容易となり、運転管理の信頼性向上と省力化を同
時に達成できる。

〔実施例〕

以下本発明の一実施例を第１図により説明する。

第１図に診断対象となる、原子炉一次系の構成機器とそ
のフローの一例を示す。原子炉で発生し、タービンを出
た蒸気は、復水器で冷却水により再凝縮（復水）され、
復水器下部に集められる。復水器下部は、それぞれ独立
した複数の氷室（ホットウェル）から成り、各水質に集
められた復水は一本に合流し、復水ポンプに供給される
。復水ポンプ出口の水は、再び複数の流れに分岐され、
復水脱塩器各塔に供給され、復水中の不純物が除去され
る。復水説塩器冬場出口の水は一本に合流し、給水ポン
プ、給水ヒータを経て原子炉内に供給される。炉水の一
部は、原子炉浄化装置に供給され、冷却器で即却された
後、ポンプで複数の濾過脱塩器に供給され、炉水中の不
純物が除去される。濾過脱塩器出口の水は一本に合流し
、給水ラインに供給される。

上記一次冷却系の水質・構成機器管理は、通常、各構成
機器の上流および下流側に設置された導電率計による測
定データを、運転管理規準値と比較することにより実施
される。測定される導電率の値は、一次冷却水中の不純
物イオン量に関連することから、 ■　一次冷却系以外からの不純物の混入がなく、■　一
次冷却系内での不純物の発生量の変化がなく、 ■　脱塩器、濾過脱塩器の性能の変化がなければ一次冷
却系内での導電率のマスバランスが維持され、各測定場
所で一定の導電率が測定される。

逆に、一次冷却系内での導電率のマスバランス変化を解
析することにより、上記■〜０に関連した不具合の発生
を同時に、かつ、定量的に弁別診断可能である。

すなわち、第１図において変数Ｘは導電率（μＳ／Ｑｌ
）、Ｖは一次系冷却水流量（ｔ／ｈ）。

Ａは復水器ホットウェル各室の冷却水インベントリ−（
ｔ）　、Ｂは炉水のインベントリ−（１）、Ｌは一次系
への冷却水のインリーク流量（ｔ／ｈ）とし、変数の添
え字は一次系での場所を示すものとすると、 海水リークがあった時の復水器ホットウェル各室の導電
率Ｘアの経時変化は、海水のインリーク流量をり、海水
導電率（５Ｘ１０番μＳ／３）をに海とすると、次式で
表される。

ｄ　ｘ　ｎ／　ｄ　ｔ　＝（（ｘトＬｎ＋　ｘ　５−Ｖ
ｌｌ）ｘ　ＪＶｎ＋　Ｌｎ））／Ａｎ”・（１）復水器
出口の代表導電率（復水ポンプ入り口）には、ホットウ
ェル各室導電率Ｘｎの流量平均値として次式で表される
。

に＝ΣＸ、（Ｖ、＋Ｌｎ）／Σ（Ｖ、＋Ｌｎ）　　　−
（２）復水脱塩器各塔出口導電率に□　は、脱塩器のイ
オン除去率をη１とすると、次式で表される。

に１１’＝ＸＯ＋（１−ηｎ）・（に−に０）　　・・
・（３）ここで、　Ｘｏ：純水の導電率（０，０５５μ
Ｓ／ａｍ）復水脱塩器出口の代表導電率に。　は、各浴
出口導電率に。　の平均値として次式で表される。

に、′＝Σに、　・Ｖｎ’　／ΣＶ　ｎ　／　　　　・
・・（４）炉内でのイオン状不純物（腐食生成物、混入
物の分解生成物）の発生に伴う導電率増加量をＰμＳ　
／　ａｍとすると、炉水導電率の経時変化は次式で表さ
れる。

ｄ　ｘｕ／ｄ　ｔ＝（Ｖｐ（に’　−にｏ）十Ｖｃ（に
Ｒ’　−ＸＯ）＋Ｐ−Ｂ−ＶＣ（ＸＲ−ＸＯ））／ＢＲ
−（５）原子炉浄化系冷却器出口（濾過説塩器入り口）
導電率にＲは、冷却水のインリーク流量をＬｌ、冷却水
の導電率（１５００±５００μＳ／ｃｍ）をに防とする
と次式で表される。

ＸＲ′　＝（にＲ”ＶＣ＋に訪・　Ｌり／（ＶＣ＋Ｌ１
）　　　　・・・（６）原子炉浄化系濾過脱塩器の各塔
出口導電率ＸＲ”’ｎ’は、濾過脱塩器のイオン除去率
をη。−０とすると、次式で表される。

ＸＲ−ｎ’＝にＯ＋（ＸＲ’−にｏ）（１−ηｃ−ｎ）
　　”（７）原子炉浄化系濾過脱塩器出口の代表導電率
にＲは、各浴出口導電率にＲ−０の平均値として、次式
で表される。

にＲ１＝Σにｎ−ｎ　　”　Ｖｃ−ｎ／ΣＶｃ−−−（
８）上記（１）〜（８）式に基づき、一次冷却系構成機
器に不具合が発生したときの導電率測定値のマスバラン
ス変化を演算・解析することにより、下記に示す様に、
不具合事象と直接関連する物理量に変換できる。

■　復水器冷却海水インリーク量への変換（１）式より
復水器各室の導電率に。は、にｎ＝（Ｘｎ（ｏ）　−ｍ
／　ｋ）　・ｅ−”＋ｍ／　ｋ　　　−（９）ただし、
ｍ＝（ｘ訃Ｌｎ＋ｘｓ・Ｖｎ）／Ａｎｋ＝（Ｖ、＋Ｌｎ
）／Ａｎ にｎ（ｏ）　：　ｔ　＝　Ｏにおける復水器ホットウェ
ル各室の導電率 （９）式を海水インリーク流量り、につぃて解くと、 Ｌｎ＝（Ｘｎ”Ｖｎ　　（Ｘｎ（０）”Ｖｎ　　Ｘｓ”
Ｖｎ”ｅ−””／＾１ｘｓ−Ｖ−）／　ｘｉ（１ｅ−”
”／＾’）　　　・（１０）となり、１＝０および、ｔ
　（ｈ）経過後のホトウェル導電率にｎ（ｏ）および、
に。より復水器冷却海水インリーク量Ｌｎを算出するこ
とができる。

■　原子炉浄化系冷却水インリーク量への変換（６）式
を原子炉浄化系冷却器での冷却水のインリーク流量り防
について解くと、 ＩＪ＝Ｖｃ（ｘＲ−ＸＲ）／に防　　　　　　　−（１
１）となり、冷却器出口導電率にＲと炉水導電率ＸＲの
差からインリーク流量を算出できる。

■　脱塩器イオン除去性能への変数 （３）式より、復水脱塩器出口のイオン除去率η、は、 η、＝１−（Ｘ、−ＸＯ）／（Ｘ−にｏ）　　　−（１
２）となり、各浴出口、入り口の導電率に１　　にの差
から算出できる。

同様に、（７）式より、ＪＪＫ子炉浄化系濾過脱塩器各
塔冬場オン除去率ηＣ−ゎは、 ηｃ−ｎ”：　１−（ｘｎ−０−ｇｏ）／（ｘＲ’　−
ｇｏ）　…（１３）となり、各浴出口、入り口の導電率
にＲ−０にＲ′の差から算出できる。

■　炉内でのイオン状不純物発生量への変換（５）より
、炉水の導電率にＲは にｎ＝（ｘＲ（ｏ）　　Ｑ／ｍ）　・ｅ１ｔ＋Ｑ／ｍ　
　　−（１４）ここで、Ｑ＝（Ｃｘ’　−ＫＯ）　・Ｖ
ｚ＋ＸＲ−Ｖｃ十Ｐ−ＢＲ）／ＢＲ ｍ＝Ｖｃ／ＢＲ にＲ（０）　：　ｔ　＝　Ｏにおける炉水導電率となる
。（１４）式を、炉内での導電率増加量Ｐについて解く
と。

Ｐ　＝（Ｖｃ／　ＢＲ）　・（ＸＲ−ＸＲ（０）　・ｅ
−（”／ＢＲ）・’）／（１−ｅ″″（ｖｃ／ａｕ）、
ｔ）−（（ｘ’　−ｘｏ）　・Ｖｔ十ＸＲ’　・ＶＣ／
　ＢＲ＝（１５） となり、１＝０およびｔ　（ｈ）経過時の炉水導電率に
Ｒ（０）およびＸＲより炉内での導電率増加量を算出す
ることができる。

上記マスバランス評価結果に基づく水質診断フローを第
２図に示す、第２図において、破線枠で表示した日報・
月報作成のためのデータ編集機能は、実機においてすで
に使用されている。

今回のマスバランス評価によって新たに付加される機能
を二重枠で表示した。すなわち■　導電率センサーの信
頼性（マスバランス評価に基づく導電率の計算値を実測
値と比較）■　脱塩器の脱塩性能の経時変化 ■　復水器、原子炉浄化系冷却器での冷却水のインリー
ク流量 ■　炉内構造材の腐食、炉内に混入した不純物の熱およ
び放射線分解によって生成されるイオン状不純物の発生
量 をそれぞれ、連続的に定量評価することが可能である。

特に、■の評価機能は、特定の水質センサーによる直接
測定が困難（炉内のイオン発生量を給水系からの持ち込
み、炉内での濃縮・除去を考慮して弁別測定要）な物理
量で、マスバランス評価によって実現可能である。

第３図は、第１図において、１００万ｋｗクラスの電気
出口の沸騰水型原子力発電プラントを想定し一次冷却系
の水質データを模擬的に作成して、導電率データのマス
バランス変化を、上記（１０）〜（１５）式に基づいて
演算・解析した診断結果の表示画面例を示したものであ
る。

診断結果は、−水冷却系のフローに従って、■　６室あ
る復水器各室における冷却水のインリーク流量 ■　復水器出口の代表導電率計の信頼性（復水器各室導
電率の実測値から出口の代表導電率を算出（計算値）し
、実測値と比較）■　１０塔（内１塔は予備）ある復水
脱塩器の脱塩性能（イオンの除去率） ■　給水の代表導電率計の信頼性 （復水脱塩器各塔出口導電率の実測値から給水の代表導
電率を算出（計算値）し、実測値と比較） ■　２系列ある原子炉浄化装置濾過脱塩器（ＦＤの脱塩
性能（イオンの除去率） ■　炉内での導電率増加量（イオン発生量）■　原子炉
浄化系冷却器における冷却水のインリーク流量 の各項目を同時に１画面上に表示する。

（変形例） 導電率のマスバランス変化に基づく診断では。

導電率測定データの変動（計測、読み取り誤差に起因）
を真の水質変動として取り扱ってしまい、誤診断の原因
となる。その対策として、■　第３図に表示した評価値
にしきい値を設定し、それを越えた場合のみを真の水質
変動と判断する。

■　第３図に表示した評価値が継続的に増加または減少
傾向を示した場合を真の水質変動と判断する。

■　のと■を組み合わせて判断する。

方法が考えられる。

例えば、対策■の具体例として、上記復水器での冷却海
水インリーク流量の診断例においてａ）復水導電率が０
．０１μＳ　／　ａｍ増加すると、海水リーク流量の評
価値は０．２１／ｈ　　となる、ｂ）導電率センサーの
計測、読み取り誤差に起因した測定変動が±０．０２μ
Ｓ／Ｑｌである、ことから真の海水リークと判断する時
のしきい値を０．５１／ｈ　　と設定することにより、
測定変動に起因した誤診断を低減できる。

対策■の具体例として、炉内での導電率増加量が前回診
断時に比べて増加した場合、第４図に示すように、継続
的な増加回数を評価結果の下部にパーチャートで表示さ
せることにより、測定変動に起因するランダムな増加を
除外して、誤診断を低減できる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、測定された水質デー°夕が、各構成機
器に生じつつある不具合の程度を不具合事象と直接関連
付けた物理量に変換・表示されるため、原子炉運転員や
水質管理者が水質変動原因と不具合の程度をより的確か
つ具体的に把握することが容易となり、運転管理の信頼
性向上と省力化を同時に達成できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を適用する原子炉一次冷却系のフローと
構成機器の一例を示す図、第２図は本発明を適用した水
質診断結果の表示例を示す図、第３図は本発明における
水質診断のフローと実現される診断機能を示す図、第４
図は本発明を適用した水質診断結果の別の表示例を示す
図である。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉、復水器、復水脱塩器、炉水浄化用冷却器、
   濾過脱塩器から構成される原子炉一次冷却系における、
   冷却水流量と導電率のマスバランスを、個々の一次冷却
   系構成機器毎に評価し、マスバランスの変化量を、構成
   機器に生じつつある不具合事象に直接対応する物理量に
   変換し、表示することを特徴とする沸騰水型原子力プラ
   ントの水質診断方法。２、復水器各室の上流および、下
   流側における冷却水量と導電率の測定値から復水器各室
   における導電率マスバランスの変化量を演算し、演算さ
   れた変化量を復水器冷却水のインリーク流量に変換し、
   表示することを特徴とする沸騰水型原子力プラントの水
   質診断方法。 ３、復水脱塩器各塔の上流および、下流側における冷却
   水量と導電率の測定値から復水脱塩器各塔における導電
   率マスバランスの変化量を演算し、演算された変化量を
   復水脱塩器のイオン除去率に変換し、表示することを特
   徴とする沸騰水型原子力プラントの水質診断方法。 ４、原子炉への給水流量と給水導電率および、炉水イン
   ベントリーと炉水導電率および炉水浄化装置の処理流量
   と処理水導電率の測定値から炉内における導電率マスバ
   ランスの変化量を演算し、演算された変化量を炉内での
   導電率増加量に変換し、表示することを特徴とする沸騰
   水型原子力プラントの水質診断方法。 ５、炉水浄化装置冷却器の上流および、下流側における
   処理水量と導電率の測定値から炉水浄化装置冷却器にお
   ける導電率マスバランスの変化量を演算し、演算された
   変化量を炉水浄化装置冷却器冷却水のインリーク流量に
   変換し、表示することを特徴とする沸騰水型原子力プラ
   ントの水質診断方法。 ６、炉水浄化装置濾過脱塩器各塔の上流および、下流側
   における冷却水量と導電率の測定値から、炉水浄化装置
   濾過脱塩器各塔にお刑る導電率マスバランスの変化量を
   演算し、演算された変化量を炉水浄化装置濾過脱塩器の
   イオン除去率に変換し、表示することを特徴とする沸騰
   水型原子力プラントの水質診断方法。 ７、上記第２項から第６項に関する診断結果を同一画面
   上に表示することを特徴とする沸騰水型原子力プラント
   の水質診断方法。 ８、導電率マスバランスの変化量から演算された、上記
   第１項から第７項における変換量が、継続して増加また
   は、減少することを検知して、真の不具合と判定するこ
   とを特徴とする沸騰水型原子力プラントの水質診断方法
   。 ９、上記第１項から第２項における変換量にしきい値を
   設定し、導電率マスバランスの変化量から演算された変
   換量が、しきい値を越えたことを検知して、真の不具合
   と判定することが特徴とする沸騰水型原子力プラントの
   水質診断方法。