JPH083555B2 - 沸騰水型原子力発電所 - Google Patents
沸騰水型原子力発電所Info
- Publication number
- JPH083555B2 JPH083555B2 JP62070704A JP7070487A JPH083555B2 JP H083555 B2 JPH083555 B2 JP H083555B2 JP 62070704 A JP62070704 A JP 62070704A JP 7070487 A JP7070487 A JP 7070487A JP H083555 B2 JPH083555 B2 JP H083555B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- hydrogen
- reactor
- oxygen
- steam
- Prior art date
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- Expired - Lifetime
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-
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- 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
- Agricultural Chemicals And Associated Chemicals (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子力発電所に係り、特に、その
原子炉一次冷却材の溶存酸素濃度制御のために系統構成
に関するものである。
原子炉一次冷却材の溶存酸素濃度制御のために系統構成
に関するものである。
沸騰水型原子炉では、原子炉一次冷却材としての水の
一部が、炉心部で放射線照射を受けて、酸素と水素とに
分解する。この酸素は、原子炉冷却材の沸騰により発生
する蒸気とともに原子炉圧力容器外に持ち出される。し
かし、一部が原子炉圧力容器内の一次冷却材（以下、炉
水という）に残留するため、炉水の溶存酸素濃度が百pp
bとなる。この残留酸素は、原子炉一次系構成材料の腐
食を促進する可能性があるために、この酸素を低減する
目的で、従来は、特開昭57−1994号に記載のように、原
子炉給水に水素を注入していた。
一部が、炉心部で放射線照射を受けて、酸素と水素とに
分解する。この酸素は、原子炉冷却材の沸騰により発生
する蒸気とともに原子炉圧力容器外に持ち出される。し
かし、一部が原子炉圧力容器内の一次冷却材（以下、炉
水という）に残留するため、炉水の溶存酸素濃度が百pp
bとなる。この残留酸素は、原子炉一次系構成材料の腐
食を促進する可能性があるために、この酸素を低減する
目的で、従来は、特開昭57−1994号に記載のように、原
子炉給水に水素を注入していた。
注入した水素は、炉心の沸騰部において炉水が分解し
て発生した水素および酸素とともに、蒸気側に移行す
る。これら蒸気中の水素と酸素は、最終的に回収された
後、水素−酸素再結合器で水に戻される。したがつて、
炉水の溶存酸素を常に低く制御するためには、常に系外
から給水に水素を注入する必要があつた。
て発生した水素および酸素とともに、蒸気側に移行す
る。これら蒸気中の水素と酸素は、最終的に回収された
後、水素−酸素再結合器で水に戻される。したがつて、
炉水の溶存酸素を常に低く制御するためには、常に系外
から給水に水素を注入する必要があつた。
また、上述の再結合器入口の水素と酸素との流量の関
係は、水と組成に関する化学量論比、すなわち体積流量
比で2:1に対して、注入水素分だけ過剰となる。これを
水に戻すには、給水に注入する水素に対して、水の化学
量論比に対応する酸素を再結合器入口側に注入する必要
があつた。それら水素と酸素は系外に排出していた。
係は、水と組成に関する化学量論比、すなわち体積流量
比で2:1に対して、注入水素分だけ過剰となる。これを
水に戻すには、給水に注入する水素に対して、水の化学
量論比に対応する酸素を再結合器入口側に注入する必要
があつた。それら水素と酸素は系外に排出していた。
したがつて、給水に注入する水素と再結合器に注入す
る酸素とを常に供給しなければならず、その費用が膨大
になる欠点があつた。
る酸素とを常に供給しなければならず、その費用が膨大
になる欠点があつた。
本発明の目的は、水素の注入と酸素の注入により炉水
の溶存酸素濃度の低減と上昇が可能となり、炉水の溶存
酸素濃度を任意に調節することができる沸騰水型原子力
発電所を提供することである。
の溶存酸素濃度の低減と上昇が可能となり、炉水の溶存
酸素濃度を任意に調節することができる沸騰水型原子力
発電所を提供することである。
本発明は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容
器で発生しタービンで仕事をした蒸気を水に戻す復水器
と、戻された前記水を加熱し前記圧力容器に供給する給
水加熱器と、前記蒸気中の酸素および水素を回収し化学
的に結合させて水にする再結合器とを有する沸騰水型原
子力発電所において、再結合器で結合しなかった余分な
気体を復水器下流の復水配管に戻すオフガス戻りライン
を設け、復水器から給水加熱器までの間に水素注入装置
及び酸素注入装置を設けた沸騰水型原子力発電所を提案
するものである。
器で発生しタービンで仕事をした蒸気を水に戻す復水器
と、戻された前記水を加熱し前記圧力容器に供給する給
水加熱器と、前記蒸気中の酸素および水素を回収し化学
的に結合させて水にする再結合器とを有する沸騰水型原
子力発電所において、再結合器で結合しなかった余分な
気体を復水器下流の復水配管に戻すオフガス戻りライン
を設け、復水器から給水加熱器までの間に水素注入装置
及び酸素注入装置を設けた沸騰水型原子力発電所を提案
するものである。
また、前記再結合器の入口と出口とを短絡する開閉可
能な配管を設けても良い。
能な配管を設けても良い。
再係合器出口と復水器下流とを結ぶラインは、再結合
器で酸素と再結合されないで出口から出る水素を、給水
または復水を経て炉水に導く。復水器下流に設けた水素
および酸素の注入設備は、炉水の溶存酸素をより低くす
るために水素を注入し、より高くするために酸素を注入
するためのものである。すなわち、水素を注入すると、
この水素が炉心部における水の放射線分解を抑制し、炉
水中の溶存酸素を低減する。このとき、蒸気側へ移行し
再結合器に入る水素は、同酸素と再結合器で化合し水と
なるが、注入した水素が過剰分として残り、再結合器出
口から復水器下流に戻される。この時点で水素注入を停
止すると、それまでに注入した水素が炉水と蒸気の間で
常に循環し、炉心部での水の放射線分解を常に抑え、炉
心の溶存酸素を低く維持する。
器で酸素と再結合されないで出口から出る水素を、給水
または復水を経て炉水に導く。復水器下流に設けた水素
および酸素の注入設備は、炉水の溶存酸素をより低くす
るために水素を注入し、より高くするために酸素を注入
するためのものである。すなわち、水素を注入すると、
この水素が炉心部における水の放射線分解を抑制し、炉
水中の溶存酸素を低減する。このとき、蒸気側へ移行し
再結合器に入る水素は、同酸素と再結合器で化合し水と
なるが、注入した水素が過剰分として残り、再結合器出
口から復水器下流に戻される。この時点で水素注入を停
止すると、それまでに注入した水素が炉水と蒸気の間で
常に循環し、炉心部での水の放射線分解を常に抑え、炉
心の溶存酸素を低く維持する。
プラント停止時等には、余分な水素は防爆上の観点等
からは少ないほうが良い。前記炉心の溶存酸素を低く維
持していた状態から、余分な水素を減らすために、炉水
の溶存酸素を高くする場合、酸素注入設備から酸素を注
入する。この場合、給水または復水では、前記の系内を
循環する水素と注入酸素とが共存するが、これらは原子
炉圧力容器に入るとすぐお互いに化合し水となる。すな
わち、注入酸素により系内を循環する水素が減じられる
が、この循環水素が所定量まで減つた時点で酸素注入を
停止すると、炉水の溶存酸素濃度はその循環する水素量
に対応する値まで増加し、その値に維持される。
からは少ないほうが良い。前記炉心の溶存酸素を低く維
持していた状態から、余分な水素を減らすために、炉水
の溶存酸素を高くする場合、酸素注入設備から酸素を注
入する。この場合、給水または復水では、前記の系内を
循環する水素と注入酸素とが共存するが、これらは原子
炉圧力容器に入るとすぐお互いに化合し水となる。すな
わち、注入酸素により系内を循環する水素が減じられる
が、この循環水素が所定量まで減つた時点で酸素注入を
停止すると、炉水の溶存酸素濃度はその循環する水素量
に対応する値まで増加し、その値に維持される。
このように復水または給水に水素と酸素とが混在する
と、これが化合した水になつたとき残留する分の過剰水
素が炉心部の水の放射線分解をその量に応じて抑制する
ことになる。したがつて、再結合器をバイパスする配管
に設けた弁を開き、蒸気中に移行した水素と酸素とをそ
のまま復水または給水に戻しても、炉心の溶存酸素濃度
を安定に制御でき、しかも再結合器の運転を止めること
が可能である。
と、これが化合した水になつたとき残留する分の過剰水
素が炉心部の水の放射線分解をその量に応じて抑制する
ことになる。したがつて、再結合器をバイパスする配管
に設けた弁を開き、蒸気中に移行した水素と酸素とをそ
のまま復水または給水に戻しても、炉心の溶存酸素濃度
を安定に制御でき、しかも再結合器の運転を止めること
が可能である。
次に、図面を参照して本発明の一実施例を説明する。
第１図は、本発明による沸騰水型原子力発電所の系統
構成の概略を示す図である。図において、１は原子炉圧
力容器、２はその蒸気を取り出す主蒸気配管、３はター
ビン、４は復水器、５は復水ポンプ、６は復水配管、７
は給水加熱器、８はその給水配管、９はオフガスライ
ン、10は蒸気により駆動されるエゼクタ、11はエゼクタ
10に蒸気を供給するエデクタ駆動ライン、12は再結合
器、13はオフガス復水器、14はオフガス戻りライン、15
はバイパス配管、16はその途中に設けた弁、17は水素ま
たは酸素の注入ライン、18は水素注入弁、19は水素ボン
ベ、20は酸素注入弁、21は酸素ボンベ、22は炉心、23は
気水分離器、24はシユラウド、25はダウンカマ、26は水
素濃度計、27は酸素濃度計である。
構成の概略を示す図である。図において、１は原子炉圧
力容器、２はその蒸気を取り出す主蒸気配管、３はター
ビン、４は復水器、５は復水ポンプ、６は復水配管、７
は給水加熱器、８はその給水配管、９はオフガスライ
ン、10は蒸気により駆動されるエゼクタ、11はエゼクタ
10に蒸気を供給するエデクタ駆動ライン、12は再結合
器、13はオフガス復水器、14はオフガス戻りライン、15
はバイパス配管、16はその途中に設けた弁、17は水素ま
たは酸素の注入ライン、18は水素注入弁、19は水素ボン
ベ、20は酸素注入弁、21は酸素ボンベ、22は炉心、23は
気水分離器、24はシユラウド、25はダウンカマ、26は水
素濃度計、27は酸素濃度計である。
原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、主蒸気配管２に
よりタービン３に導かれ、これを駆動し、復水器４で凝
縮され、ポンプ５により加圧され、復水配管６と給水加
熱器７と給水配管８とを経て、原子炉圧力容器１に戻さ
れる。
よりタービン３に導かれ、これを駆動し、復水器４で凝
縮され、ポンプ５により加圧され、復水配管６と給水加
熱器７と給水配管８とを経て、原子炉圧力容器１に戻さ
れる。
蒸気中に含まれる蒸気，水素等の非凝縮性ガス成分
は、エデクタ駆動ライン11からの蒸気で駆動されるエゼ
クタ10により、復水器４からオフガスライン９に回収さ
れた後、再結合器12において酸素と水素とが化合し、水
となる。蒸気はオフガス復水器13により水にされ、オフ
ガス戻りライン14から復水配管６に戻される。再結合器
12の入口および出口は、バイパス配管15で結ばれ、弁16
を開ければ再結合器12がバイパスされる。
は、エデクタ駆動ライン11からの蒸気で駆動されるエゼ
クタ10により、復水器４からオフガスライン９に回収さ
れた後、再結合器12において酸素と水素とが化合し、水
となる。蒸気はオフガス復水器13により水にされ、オフ
ガス戻りライン14から復水配管６に戻される。再結合器
12の入口および出口は、バイパス配管15で結ばれ、弁16
を開ければ再結合器12がバイパスされる。
復水器６には、注入ライン17が接続されており、水素
注入弁18または酸素注入弁20を開くと、それぞれ水素ま
たは酸素が復水中に注入される。
注入弁18または酸素注入弁20を開くと、それぞれ水素ま
たは酸素が復水中に注入される。
炉水の溶存酸素濃度の制御は、以下のように行う。ま
ず、水素注入弁18を開き、復水配管６に水素を注入す
る。この水素は、給水系により原子炉圧力容器１内に戻
され、以下のように、炉水の溶存酸素濃度を低減する。
沸騰水型原子炉では、炉水22で炉水が沸騰して蒸気とな
る。気水分離器23では、炉水と蒸気が分離され、蒸気は
主蒸気配管２に導かれる。炉水は、炉心22を取り囲むシ
ユラウド24と原子炉圧力容器１との間のダウンカマ25を
下降し、再び炉心22に導かれるように循環する。注入さ
れた水素は、ダウンカマ25において、炉心22から放射さ
れる放射線の効果により炉水中に溶存した酸素と化合し
て水になる。さらに、残つた水素は、炉心22に到達し、
ここでの水の放射線分解を抑制する。
ず、水素注入弁18を開き、復水配管６に水素を注入す
る。この水素は、給水系により原子炉圧力容器１内に戻
され、以下のように、炉水の溶存酸素濃度を低減する。
沸騰水型原子炉では、炉水22で炉水が沸騰して蒸気とな
る。気水分離器23では、炉水と蒸気が分離され、蒸気は
主蒸気配管２に導かれる。炉水は、炉心22を取り囲むシ
ユラウド24と原子炉圧力容器１との間のダウンカマ25を
下降し、再び炉心22に導かれるように循環する。注入さ
れた水素は、ダウンカマ25において、炉心22から放射さ
れる放射線の効果により炉水中に溶存した酸素と化合し
て水になる。さらに、残つた水素は、炉心22に到達し、
ここでの水の放射線分解を抑制する。
水素による炉水の溶存酸素低減効果は、第２図の曲線
Ａで示される。給水中の水素濃度を増大させると、炉水
中の溶存酸素濃度が薄くなる。炉水溶存酸素濃度の具体
的制御は、以下のように実行する。まず、第２図に示す
関係から、所定の溶存酸素濃度に対応する給水中水素濃
度を読み取り、これに対応する水素を注入する。注入し
た水素は、その量がそのまま、主蒸気配管2,オフガスラ
イン9,およびオフガス戻りライン14を経て、若干の時間
遅れをもつて復水配管６に戻される。この時間遅れは、
通常数10秒から数分である。復水配管６への注入ライン
17の接続点よりも上流側に設けた水素濃度計26により注
入水素が戻つたことが確認された時点で、水素注入弁18
を閉じる。この状態で注入した水素は、原子炉圧力容器
1,主蒸気配管2,オフガスライン9,オフガス戻りライン1
4,復水配管６および給水配管８の経路で、常に系内を循
環しており、炉水の溶存酸素濃度を当初設定の値に維持
する。
Ａで示される。給水中の水素濃度を増大させると、炉水
中の溶存酸素濃度が薄くなる。炉水溶存酸素濃度の具体
的制御は、以下のように実行する。まず、第２図に示す
関係から、所定の溶存酸素濃度に対応する給水中水素濃
度を読み取り、これに対応する水素を注入する。注入し
た水素は、その量がそのまま、主蒸気配管2,オフガスラ
イン9,およびオフガス戻りライン14を経て、若干の時間
遅れをもつて復水配管６に戻される。この時間遅れは、
通常数10秒から数分である。復水配管６への注入ライン
17の接続点よりも上流側に設けた水素濃度計26により注
入水素が戻つたことが確認された時点で、水素注入弁18
を閉じる。この状態で注入した水素は、原子炉圧力容器
1,主蒸気配管2,オフガスライン9,オフガス戻りライン1
4,復水配管６および給水配管８の経路で、常に系内を循
環しており、炉水の溶存酸素濃度を当初設定の値に維持
する。
このような状態で、炉水溶存酸素濃度をさらに減少ま
たは増大させる操作は、以下のようになされる 溶存酸素濃度をさらに低減させるためには、この溶存
酸素濃度設定値から対応する給水水素濃度値を読み取
り、この値と水素濃度計26の読みの差に相当する水素を
注入し、その後、水素濃度計26の読みが第２図から求め
た水素濃度が等しくなつたとき、水素注入弁18を閉じて
水素の注入を停止する。
たは増大させる操作は、以下のようになされる 溶存酸素濃度をさらに低減させるためには、この溶存
酸素濃度設定値から対応する給水水素濃度値を読み取
り、この値と水素濃度計26の読みの差に相当する水素を
注入し、その後、水素濃度計26の読みが第２図から求め
た水素濃度が等しくなつたとき、水素注入弁18を閉じて
水素の注入を停止する。
次に、溶存酸素濃度を増大させる方法について述べ
る。この場合も、第２図から目標とする炉水溶存酸素濃
度に対する給水中水素濃度を読み取り、その濃度と水素
濃度計26の読みの差を求める。その差に対し、水の化学
量論比に対応する濃度の酸素を注入する。注入した酸素
は、ダウンカマ25で系内を循環する水素と化合して水と
なり、この水素を消費する。水素濃度計26の読みが第２
図から読み取つた給水中の水素濃度に等しくなつた時点
で酸素注入弁20を閉じ、酸素注入を停止する。
る。この場合も、第２図から目標とする炉水溶存酸素濃
度に対する給水中水素濃度を読み取り、その濃度と水素
濃度計26の読みの差を求める。その差に対し、水の化学
量論比に対応する濃度の酸素を注入する。注入した酸素
は、ダウンカマ25で系内を循環する水素と化合して水と
なり、この水素を消費する。水素濃度計26の読みが第２
図から読み取つた給水中の水素濃度に等しくなつた時点
で酸素注入弁20を閉じ、酸素注入を停止する。
なお、以上の制御方式においては、再結合器12を使用
しないでバイパスできる。すなわち、弁16を開き、バイ
パス配管15により、再結合器12をバイパスする。この場
合、炉水の溶存酸素濃度を制御するには、上記方法にお
ける水素濃度計26の読みを、水素濃度計26の読みから酸
素濃度計27の読み対して水の化学量論比で対応する水素
の濃度値を差し引いた値に読み換えれば良い。
しないでバイパスできる。すなわち、弁16を開き、バイ
パス配管15により、再結合器12をバイパスする。この場
合、炉水の溶存酸素濃度を制御するには、上記方法にお
ける水素濃度計26の読みを、水素濃度計26の読みから酸
素濃度計27の読み対して水の化学量論比で対応する水素
の濃度値を差し引いた値に読み換えれば良い。
本発明によれば、炉水の溶存酸素濃度の制御におい
て、系外から水素および酸素を常に供給している必要は
なく、これら水素及び酸素の膨大な費用を削減できる。
また水素の注入と酸素の注入により炉水の溶存酸素濃度
を任意に調節することができる。
て、系外から水素および酸素を常に供給している必要は
なく、これら水素及び酸素の膨大な費用を削減できる。
また水素の注入と酸素の注入により炉水の溶存酸素濃度
を任意に調節することができる。
第１図は本発明による沸騰水型原子力発電所の系統構成
の概略図、第２図は第１図実施例の給水中水素濃度と炉
水溶存酸素濃度との関係を示す図である。 １……原子炉圧力容器、３……タービン、４……復水
器、６……復水配管、７……給水加熱器、８……給水配
管、10……エゼクタ、12……再結合器、13……オフガス
復水器、14……オフガス戻りライン、15……バイパス配
管、19……水素ボンベ、21……酸素ボンベ。
の概略図、第２図は第１図実施例の給水中水素濃度と炉
水溶存酸素濃度との関係を示す図である。 １……原子炉圧力容器、３……タービン、４……復水
器、６……復水配管、７……給水加熱器、８……給水配
管、10……エゼクタ、12……再結合器、13……オフガス
復水器、14……オフガス戻りライン、15……バイパス配
管、19……水素ボンベ、21……酸素ボンベ。
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉圧力容器で発生しタービンで仕事を
した蒸気を水に戻す復水器と、戻された前記水を加熱
し、前記圧力容器に供給する給水加熱器と、前記蒸気中
の酸素および水素を回収し化学的に結合させて水にする
再結合器とを有する沸騰水型原子力発電所において、 前記再結合器で結合しなかった余分な気体を前記復水器
下流の復水配管に戻すオフガス戻りラインを設け、かつ 前記復水器から前記給水加熱器までの間に炉水中の溶存
酸素濃度を低減させるために水素を原子炉に供給する水
素注入装置及び前記溶存酸素濃度を低減させる度合いを
調整するために酸素を原子炉に供給する酸素注入装置を
設けると共に、前記再結合器の入口と出口とを短絡する
開閉可能な配管を設けたことを特徴とする沸騰水型原子
力発電所。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62070704A JPH083555B2 (ja) | 1987-03-25 | 1987-03-25 | 沸騰水型原子力発電所 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62070704A JPH083555B2 (ja) | 1987-03-25 | 1987-03-25 | 沸騰水型原子力発電所 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63236997A JPS63236997A (ja) | 1988-10-03 |
| JPH083555B2 true JPH083555B2 (ja) | 1996-01-17 |
Family
ID=13439251
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62070704A Expired - Lifetime JPH083555B2 (ja) | 1987-03-25 | 1987-03-25 | 沸騰水型原子力発電所 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH083555B2 (ja) |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59220687A (ja) * | 1983-05-30 | 1984-12-12 | 株式会社日立製作所 | 直接サイクル型軽水原子炉一次冷却系の腐食環境抑制設備 |
| JPS6048716A (ja) * | 1983-08-25 | 1985-03-16 | シャープ株式会社 | 炊飯器 |
| JPS6168599A (ja) * | 1984-09-13 | 1986-04-08 | 株式会社東芝 | 気体廃棄物処理装置 |
| JPS61104298A (ja) * | 1984-10-26 | 1986-05-22 | 日本原子力事業株式会社 | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 |
| JPS61290398A (ja) * | 1985-06-19 | 1986-12-20 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電設備における水素注入システム |
-
1987
- 1987-03-25 JP JP62070704A patent/JPH083555B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63236997A (ja) | 1988-10-03 |
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