JPH049277B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子力発電プラントの運転
方法に係り、特に、原子炉一次系のオーステナイ
ト系ステンレス鋼の応力腐食割れを防止するに好
適な原子炉起動時の炉水中溶存酸素脱気方法に関
する。

〔発明の背景〕

従来の原子炉起動時の脱気運転方法に関して
は、原子炉圧力容器内の炉水中の溶存酸素濃度を
200ppb以下程度に脱気してから、原子炉出力を
上昇する運転方法が知られている。ひとつは、原
子炉容器内を不活性ガスを用いて、脱気する方法
とタービンの主復水器の真空度を用いて、原子炉
を真空脱気する方法がある。前者は、不活性ガス
を充填する設備と抽出する設備が必要でありコス
ト高となるという欠点があるため、一部のプラン
トを除いて、あまり利用されていない。一方後者
は、既存設備の真空装置を利用することによつて
容易に実施できるため、運転に供されつつある。
しかし、主復水器の真空度を利用した運転法のた
め、原子炉起動する時間が、長くなり、プラント
の設備稼動率を小さくし、発電量の損失となるこ
とを認めて、運転せざるを得ないという欠点があ
つた。従来技術のうち、真空脱気法の運転関連設
備と運転法を第１図で説明する。原子炉容器１内
の炉水２４の溶存酸素を脱気する場合、まず、所
内ボイラ（Ｈ・Ｂ）で発生した蒸気を弁１７を弁
して、配管１８を通して、高圧タービン７および
低圧タービン８のグランドシールを行う。と同時
に、主復水器９の真空と上昇するため、排ガス配
管１１より、主復水器内の空気を真空ポンプ１２
により、主排気筒１３に放出する。真空ポンプの
真空能力に達すると、さらに高真空とするため
に、起動用エゼクター１４を起動し、並列運転と
する。その後、真空ポンプ１２を停止し、起動用
エゼクターのみによる真空上昇および真空維持を
行う。なお、この場合、排気は、活性炭吸着塔を
介して、主排気筒へ排出することができる。この
ような状態になつてから、原子炉容器を密閉にし
たのち、主蒸気ドレン弁隔離弁２１および２２を
開とし、MSドレン弁２３を開とすることによ
り、主復水器９と原子炉容器１を連通させ、主復
水器の高真空を用いて、原子炉容器気相部２５を
負圧にして、炉水２４の脱気を達成する。しかる
後に、主蒸気隔離弁３，４および５弁６，１０を
開として原子炉を起動し、炉水温度上昇を開始す
る。

なお、起動する場合は、炉水２４の温度均一化
および、脱気効果を高めるために、再循環ポンプ
２０を運転して、炉水を撹拌させている。

なお、原子炉で蒸気が発生しはじめると、エバ
ポレタ１９により、発生した蒸気を配管１８に送
り、タービンのグランドシールを行う。この段階
になると、弁１７は閉止する。

以上の運転操作の第２図で示す。復水器真空ポ
ンプ起動と同時に、曲線Ａのラインにそつて真空
上昇を開始する。真空ポンプを停止後、MSドレ
ン弁を開として、曲線Ｂにそつて、原子炉容器内
の真空を上昇する。原子炉容器内の真空を約３時
間維持することにより、炉水の溶存酸素を脱気す
る。炉水溶存酸素濃度が200ppb以下になるとモ
ードスイツチを起動にし、制御棒引抜き開始し
て、曲線Ｃにそつて炉水温度が上昇し原子炉出力
を上昇する。

以上の運転操作において、真空ポンプ起動か
ら、モードスイツチを起動に入れるまでに約5.5
時間を要す。この時間のうち、３時間は、主復水
器の真空上昇に要する時間である。この時間が原
子炉の稼働率を下げる原因になつており従来技術
の欠点であつた。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、従来真空脱気運転法であつた
起動時間の操作上の時間ロスを主復水器の真空上
昇と原子炉容器の真空上昇を同時に行うことによ
り、従来真空脱気運転法であつた起動操作時間の
短縮を図り、プラント稼働率を高める運転法を提
供することにある。

〔発明の概要〕

上記目的を達成するため、本発明は、原子炉容
器、タービン、主復水器を有する沸騰水型原子炉
において、主復水器と原子炉容器の気相部を連通
し、しかる後に、主復水器を負圧にするととも
に、原子炉容器内の炉水を撹拌する原子炉再循環
ポンプの運転にあわせて原子炉再循環系の冷却材
浄化系を運転して浄化水を原子炉容器の気相部に
スプレイさせながら、原子炉冷却材中の溶存酸素
を除去し、その後、原子炉を起動し、原子炉の出
力を上昇させることを特徴とするものである。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を第１図によつて説明す
る。従来技術と設備は同様であり、手順の相違点
のみを説明する。原子炉圧力容器まわり、タービ
ン廻りの系統構成が完了していることを確認した
のち、主蒸気隔離弁３，４および５を開とし、タ
ービンバイパス弁１０を開とし、所内蒸気により
配管１８より、タービングランド部の軸封シール
を行う。真空ポンプ１２を起動し、主復水器９お
よび、タービン７，８および主蒸気配管２およ
び、原子炉容器気相部２５の真空上昇を同時に開
始する。真空ポンプの上昇とともに、原子炉容器
気相部２５は負圧になり、気相部の空気がパージ
される。真空ポンプ１２の能力の限界に達したと
き、起動用エゼクター１４を起動し、さらに高真
空をうる。この時点で、真空ポンプは停止し、起
動用エゼクター単独真空上昇となる。この時点
で、原子炉容器気相部は、50〜120mmHgabs程度
の高真空になつており、炉水２４中の溶存酸素
は、徐々に、過飽和分の酸素がガスとなつて、気
相部２５に脱気される。原子炉容器内真空度と炉
水中の過飽和分の溶存酸素が濃度平衡に達するの
に、約２時間を要する。これ以上脱気操作の必要
はなく、既に、炉水の溶存酸素濃度は200ppb以
下に低減されており、原子炉モードスイツチを起
動に入れ、制御棒引抜きを開始する。

炉水の温度が100℃以上になると、蒸気が発生
し、原子炉の圧力上昇を開始するためタービンバ
イパス弁１０を閉じ、原子炉容器１を加圧し、昇
温する。この時点から、MSドレン隔離弁２１，
２２を開とし、MSドレン弁２３を開として、主
蒸気配管内を緩気させかつ、蒸気ドレンを主復水
器に排出する。以際は、規定の出力上昇手順に従
い操作する。

以上の操作手順を第３図に示す。復水器真空ポ
ンプ起動とともに、曲線A′によつて復水器の真
空上昇が始まる。また同時に、原子炉容器の真空
度も曲線B′にそつて上昇する。真空ポンプ起動
して、約２〜３時間で、炉水の酸素脱気は完了
し、原子炉起動に移る。

しかるのち、制御棒を引抜いて、上昇上圧し、
出力上昇する。本操作により、第４図に示す如
く、原子炉炉水中の溶存酸素は、大気飽和時の濃
度5ppmから、脱気により、0.2ppm即ち200ppb以
下に真空脱気され、しかるのち、起動上温するこ
とにより曲線Ｄにそつて定格運転中の平衡値Ｇに
達する。この脱気運転により、原子炉一次系を構
成するオーステナイト系ステンレス鋼の応力腐食
割れの感受性領域Ｆを通過することなく原子炉を
起動でき、原子炉の圧力バウンダリの健全性を維
持できる。なお、脱気運転しない場合は、曲線Ｅ
の特性となるので好ましくない。

さて、本発明の効果は、上気の脱気効果を達成
することはもちろん、第５図に示す如く、原子炉
起動時の起動時間の大巾短縮が可能となつた。原
子炉起動時の工程のクリテイカルパスとなるの
は、復水器真空ポンプ起動と、原子炉モードスイ
ツチ起動までの時間である。従来技術では、主復
水器の真空上昇に約2.5hr、原子炉圧力容器の真
空上昇に約3hrを要し、計5.5hrの原子炉起動まで
の時間を要していた。一方、本発明の運転によれ
ば、主復水器と原子炉容器の真空上昇を同時に達
成できるので、真空ポンプ起動から、モードスイ
ツチ起動まで、約3hrに短縮できた。この3hrの短
縮は1100MWe級プラントの場合、１回の起動に
つき約2090万円に相当する経済的メリツトを生
む。年２回の起動があるとすると、プラント寿命
30年間のうちには、約12億５千万円もの経済的効
果をもたらすことができる。

本発明のもうひとつの実施例として、第６図に
より説明する。本発明の実施例で説明した内容と
相違するところのみを示す。主復水器９と原子炉
圧力容器２５の真空上昇を同時に開始する。主復
水器真空度の要求はタービン起動条件90mmHgabs
がありこの値は原子炉圧力が定格圧力に達するま
でに、真空上昇すればよい。一方、原子炉圧力容
器の真空度は、できるだけ早く、高真空にし、短
時間で、炉水脱気を行うことが必要となる。そこ
で本発明は、主復水器と原子炉容器の真空上昇と
同時に、原子炉再循環ポンプ２０を運転し、炉水
の撹拌を行うこととあわせて、原子炉冷却材浄化
系（CUW系）を運転し、この浄化循環水を原子
炉圧力容器気相部にスプレイさせ、気液接触面積
を大として、真空脱気効果を高める。配管２６よ
り取り出した炉水をCUWポンプ２７で、再生熱
交換器２８および非再生熱交換器２９を介して、
浄化装置３０で浄化した水を配管３２を介して弁
３３を開として、頂部スプレイノズル３４より気
相部にスプレイする。この運転を行うことによ
り、炉水の溶存酸素が200ppb以下に達する時間
が、短縮されるため、原子炉起動モードスイツチ
を早く入れることができ、更に、起動時間の短縮
が可能となる。原子炉容器の頂部スプレイノズル
がCUW系と連接されていないプラントにおいて
は、残留熱除去法（RHR系）の頂度スプレイノ
ズルを介して、行うことができる。この際は、
RHR系のポンプを起動して、頂部スプレイモー
ド運転を行えばよい。

本発明の一実施例によれば、炉水のスプレイ脱
気効果により、脱気時間の短縮が図れるので、起
動時間の短縮に効果がある。

本発明の他の実施例を第７図により説明する。
本発明は、万一、炉水の燃料が破損した場合の予
防対策を考慮した運転方法である。まず、燃料の
損傷の有無は、プラント停止中に、炉水中の核種
分析を行うことにより明確に把握できる。この場
合は、原子炉圧力容器と主復水器の真空上昇は、
独立に行う、原子炉圧力容器内のガスは気体放射
性廃棄物処理系で処理すべきである。

なお、原子炉起動前に炉水の核種分析を行い、
希ガスの存在がバツクグランドレベルである場合
は、原子炉圧力容器とタービン主復水器の真空上
昇を同時に行うことで、問題はない。しかし、真
空脱気操作中に、炉水中に溶解していたものが、
非凝縮性ガスとなつて出てくる場合を考慮してお
く必要がある。そのために本発明の他の実施例で
は、まず、主復水器の真空上昇を真空ポンプ１２
で上昇する。同時に、主蒸気ライン２と弁３，４
および５とタービンバイパス弁１０を開にし、原
子炉圧力容器内の気相部空気をパージする。

空気パージの途中で、放射能をモニターするた
めに、主蒸気配管２の原子炉圧力容器出口に、サ
ンプリングノズルを設け配管３５を介して放射能
モニター装置３７へ導き、連続モニターする。

放射能が検知されると運転員に警報を発すると
ともにその信号により、主蒸気隔離弁（MSIV）
３および４が急速閉にするインターロツクを設け
ておく。MSIVが閉になると原子炉圧力容器の真
空脱気が達成されないので、先に主復水器９の真
空を上昇させ、起動用エゼクター１４単独運転に
入り、活性炭吸着塔を有する気体処理設備１６を
介して、運転できるようになつてから、MSドレ
ン隔離弁２１１，２２を開としてMSドレン弁２
３をジヨギング運転をししかる後MSIVを開と
し、タービンバイパス弁１０を開として、原子炉
の真空上昇を再開する。

本実施例によれば、放射性ガスを直接、排気筒
に放出することを防止でき、かつ、原子炉の真空
脱気が達成されるので、原子炉一次系のバウンダ
リーの健全性を確保すると同時に、万一の放射能
の放出を防止できる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉の起動時間の短縮が図
れるので、プラント稼働率の向上ができ、経済的
運転ができる効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の運転操作に係る系統の概要
図、第２図は、従来技術の真空脱気運転を説明す
る特性図、第３図は、本発明の一実施例を説明す
る線図、第４図は、本発明の脱気効果を説明する
特性図、第５図は、従来技術と本発明の効果の説
明図、第６図は、本発明の他の実施例の系統図、
第７図は、本発明のさらに他の実施例の系統図で
ある。 １…原子炉容器、９…復水器、１２…真空ポン
プ、１４…起動用エゼクター、３，４…主蒸気隔
離弁、２３…MSドレン弁、３４…頂部スプレイ
ノズル、３７…放射能モニター装置、Ｂ…原子炉
容器真空度、Ｄ…炉水溶存酸素濃度。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉容器、タービン、主復水器を有する沸
   騰水型原子炉において、前記主復水器と前記原子
   炉容器の気相部を連通し、しかる後に、前記主復
   水器を負圧にするとともに、前記原子炉容器内の
   炉水を撹拌する原子炉再循環ポンプの運転にあわ
   せて原子炉再循環系の冷却材浄化系を運転して浄
   化水を原子炉容器の気相部にスプレイさせなが
   ら、原子炉冷却材中の溶存酸素を除去し、その
   後、原子炉を起動し、原子炉の出力を上昇させる
   ことを特徴とする原子炉運転方法。