JPH11142589A - 沸騰水型原子炉の水素注入方法および装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉の水素注入方法および装置Info
- Publication number
- JPH11142589A JPH11142589A JP9303940A JP30394097A JPH11142589A JP H11142589 A JPH11142589 A JP H11142589A JP 9303940 A JP9303940 A JP 9303940A JP 30394097 A JP30394097 A JP 30394097A JP H11142589 A JPH11142589 A JP H11142589A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- hydrogen
- boiling water
- pipe
- hydrogen injection
- water reactor
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】沸騰水型原子炉の水素注入において、炭素鋼配
管の健全性を確認しながら水素注入量を大きくすること
により、ステンレス製の炉内構造物の腐食環境緩和の効
果を増大させる。 【解決手段】沸騰水型原子力プラントに水素を注入しな
がら、超音波探触子２６ａ，２６ｂ，２６ｃ，２６ｄと
配管モニタリング装置２７により各配管肉厚を適切な時
間毎に測定して、減肉速度を算出し、炭素鋼配管の健全
性を評価する。この評価結果に基づいて流量調整弁２３
をコントロールして水素注入量を制御する。
管の健全性を確認しながら水素注入量を大きくすること
により、ステンレス製の炉内構造物の腐食環境緩和の効
果を増大させる。 【解決手段】沸騰水型原子力プラントに水素を注入しな
がら、超音波探触子２６ａ，２６ｂ，２６ｃ，２６ｄと
配管モニタリング装置２７により各配管肉厚を適切な時
間毎に測定して、減肉速度を算出し、炭素鋼配管の健全
性を評価する。この評価結果に基づいて流量調整弁２３
をコントロールして水素注入量を制御する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力発
電プラントの水素注入方法に係わり、特に、炭素鋼配管
の健全性を確保しながらステンレス製炉内構造物の腐食
環境を緩和する水素注入量の制御方法に関わる。
電プラントの水素注入方法に係わり、特に、炭素鋼配管
の健全性を確保しながらステンレス製炉内構造物の腐食
環境を緩和する水素注入量の制御方法に関わる。
【０００２】
【従来の技術】一般に沸騰水型原子力発電プラントの炉
内では水の放射性分解により酸素分子と水素分子が生
じ、原子炉底部における酸素濃度と過酸化水素濃度で定
義される実効酸素濃度が運転中に約２００ppb にまで上
昇する。実効酸素濃度とステンレス材の応力腐食割れ
（ＳＣＣ）の進展速度には図２に示すような関連がある
ので、制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジングや炉内計装
管（ＩＣＭ）ハウジングなどのステンレス製の炉内構造
物の腐食環境を緩和するには、実効酸素濃度を低くする
方が望ましい。
内では水の放射性分解により酸素分子と水素分子が生
じ、原子炉底部における酸素濃度と過酸化水素濃度で定
義される実効酸素濃度が運転中に約２００ppb にまで上
昇する。実効酸素濃度とステンレス材の応力腐食割れ
（ＳＣＣ）の進展速度には図２に示すような関連がある
ので、制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジングや炉内計装
管（ＩＣＭ）ハウジングなどのステンレス製の炉内構造
物の腐食環境を緩和するには、実効酸素濃度を低くする
方が望ましい。
【０００３】一方、実効酸素濃度と炭素鋼の腐食率には
図３に示すような関連があるので、原子炉浄化系（ＣＵ
Ｗ）や原子炉再循環系（ＰＬＲ）など炉廻りの炭素鋼配
管の健全性を確保するためには、実効酸素濃度をある程
度高くする方が望ましい。
図３に示すような関連があるので、原子炉浄化系（ＣＵ
Ｗ）や原子炉再循環系（ＰＬＲ）など炉廻りの炭素鋼配
管の健全性を確保するためには、実効酸素濃度をある程
度高くする方が望ましい。
【０００４】このため実効酸素濃度をステンレス材の腐
食環境緩和と炭素鋼配管の健全性確保が両立できる範囲
に制御するために、プラント稼働中に給水に水素を注入
する運転法を採用することがある。給水中の水素濃度と
炉内の実効溶存酸素量の関連性は、図４に示すようにプ
ラントによって幅があるので、原子炉再循環系や給水系
などに溶存酸素計や腐食電位モニタを設置して一次冷却
水の水質をモニタリングしながら水素注入量を制御す
る。腐食電位センサによる水質モニタリング法には、例
えば特開平5−256993 号公報などがある。
食環境緩和と炭素鋼配管の健全性確保が両立できる範囲
に制御するために、プラント稼働中に給水に水素を注入
する運転法を採用することがある。給水中の水素濃度と
炉内の実効溶存酸素量の関連性は、図４に示すようにプ
ラントによって幅があるので、原子炉再循環系や給水系
などに溶存酸素計や腐食電位モニタを設置して一次冷却
水の水質をモニタリングしながら水素注入量を制御す
る。腐食電位センサによる水質モニタリング法には、例
えば特開平5−256993 号公報などがある。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上述した水質モニタリ
ング法では、腐食電位や溶存酸素濃度などの水質データ
と炭素鋼の腐食率の関連性に基づいて注入水素量を制御
する。実効酸素濃度と炭素鋼の腐食率の関連は図３に示
すように幅があるが、配管の健全性を確保するためには
腐食率が最大の場合を想定するので、水素注入量は低め
に制御されることになる。したがって、水質以外の方法
で炭素鋼配管の健全性を確認できれば、従来法より水素
注入量を大きくしてステンレス製炉内構造物の腐食環全
をいっそう緩和できる可能性がある。
ング法では、腐食電位や溶存酸素濃度などの水質データ
と炭素鋼の腐食率の関連性に基づいて注入水素量を制御
する。実効酸素濃度と炭素鋼の腐食率の関連は図３に示
すように幅があるが、配管の健全性を確保するためには
腐食率が最大の場合を想定するので、水素注入量は低め
に制御されることになる。したがって、水質以外の方法
で炭素鋼配管の健全性を確認できれば、従来法より水素
注入量を大きくしてステンレス製炉内構造物の腐食環全
をいっそう緩和できる可能性がある。
【０００６】本発明の目的は、水素注入中に炭素鋼配管
の健全性を評価し、その評価に基づいて水素注入量を制
御する沸騰型原子炉の水素注入方法および装置を提供す
ることにある。
の健全性を評価し、その評価に基づいて水素注入量を制
御する沸騰型原子炉の水素注入方法および装置を提供す
ることにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】水素注入中の炭素鋼配管
の健全性評価は、配管表面に超音波探触子を設置して肉
厚を精密測定し、減肉速度を算出することにより達成で
きる。また、水素注入量の制御は、評価結果に基づいて
水素の注入量を増減することにより達成できる。
の健全性評価は、配管表面に超音波探触子を設置して肉
厚を精密測定し、減肉速度を算出することにより達成で
きる。また、水素注入量の制御は、評価結果に基づいて
水素の注入量を増減することにより達成できる。
【０００８】即ち、試験体（炭素鋼配管）表面に設置し
た超音波探触子から図５の左上に示すように超音波を垂
直に送信すると、底面（配管内面）から右上に示すよう
な反射波が受信できる。配管の肉圧は、配管材料中の超
音波音速、および、送信波と１回反射波の伝播時間から
（式１）により算出できる。
た超音波探触子から図５の左上に示すように超音波を垂
直に送信すると、底面（配管内面）から右上に示すよう
な反射波が受信できる。配管の肉圧は、配管材料中の超
音波音速、および、送信波と１回反射波の伝播時間から
（式１）により算出できる。
【０００９】
【数１】 （配管肉圧）＝（超音波音速）×（伝播時間）÷２ …（１） また、オーバーラップ法を用いると肉厚が精密に計測で
きる。この方法では、１回反射波信号を時間軸上で遅延
してＮ回反射信号と重ね合わせてパターンが一致する遅
延時間を決定し、（式２）により肉厚を算出する。
きる。この方法では、１回反射波信号を時間軸上で遅延
してＮ回反射信号と重ね合わせてパターンが一致する遅
延時間を決定し、（式２）により肉厚を算出する。
【００１０】
【数２】 （配管肉圧）＝（超音波音速）×（遅延時間）÷２÷（Ｎ−１） …（２） オーバーラップ法を用いれば、遅延時間のバラツキが±
２ns，精度が0.015％で肉厚測定が可能である。水素注
入中に適切な時間間隔で何度か超音波による肉厚測定を
実施し、肉厚の変化量を時間間隔で除算すれば、減肉速
度を算出できる。
２ns，精度が0.015％で肉厚測定が可能である。水素注
入中に適切な時間間隔で何度か超音波による肉厚測定を
実施し、肉厚の変化量を時間間隔で除算すれば、減肉速
度を算出できる。
【００１１】減肉速度が予め設定しておいたしきい値よ
り大きい値には、炭素鋼配管の健全性確保のためには水
素注入量が過大であると評価し、注入量を減少させる。
減肉速度がしきい値より小さい場合には、注入量にはま
だ余裕があると評価し、水素注入量を保持、または、増
加させることができる。
り大きい値には、炭素鋼配管の健全性確保のためには水
素注入量が過大であると評価し、注入量を減少させる。
減肉速度がしきい値より小さい場合には、注入量にはま
だ余裕があると評価し、水素注入量を保持、または、増
加させることができる。
【００１２】このような超音波による肉厚測定では、配
管と探触子とを接触させる必要があるが、沸騰水型原子
炉の稼働中には原子炉浄化系（ＣＵＷ）や原子炉再循環
系（ＰＬＲ）などの炉廻りの配管は高温になるため、室
温用の探触子は使用できない。しかし、特願平8−31333
7号(明細書参照）に記載の高温用超音波探触子などを用
いれば、配管表面が３００℃になっても肉厚測定が可能
である。また、探触子は小型なので、配管に探触子を設
置した上から、配管全体に保温材を被せることも可能で
ある。
管と探触子とを接触させる必要があるが、沸騰水型原子
炉の稼働中には原子炉浄化系（ＣＵＷ）や原子炉再循環
系（ＰＬＲ）などの炉廻りの配管は高温になるため、室
温用の探触子は使用できない。しかし、特願平8−31333
7号(明細書参照）に記載の高温用超音波探触子などを用
いれば、配管表面が３００℃になっても肉厚測定が可能
である。また、探触子は小型なので、配管に探触子を設
置した上から、配管全体に保温材を被せることも可能で
ある。
【００１３】また、エルボの下流側など配管が一様に減
肉しない怖れのある場所の配管内面の状態まで精密に評
価したい場合は、探触子をスキャナで走査しながら配管
の肉厚分布を測定することにより、最大減肉速度とその
箇所、および、配管内面の腐食状況を評価できる。
肉しない怖れのある場所の配管内面の状態まで精密に評
価したい場合は、探触子をスキャナで走査しながら配管
の肉厚分布を測定することにより、最大減肉速度とその
箇所、および、配管内面の腐食状況を評価できる。
【００１４】
【発明の実施の形態】以下、本発明の第一の実施例を図
１および図６を参照して説明する。
１および図６を参照して説明する。
【００１５】図１に本発明による沸騰水型原子力プラン
トと水素注入機器の構成の概要を示す。原子炉１から発
生した蒸気は主蒸気管２を通して発電機を駆動するター
ビン３に送られる。タービン３で仕事を終えた蒸気は復
水器４で復水となり、復水移送ポンプ５によって復水浄
化装置６に送られる。復水浄化装置６で浄化された冷却
水は、給水加熱器７で加熱されてから給水ポンプ８で加
圧されて、さらに給水加熱器９で加熱されてから給水系
１０の配管を通して原子炉１内に供給される。給水配系
１０の配管には、原子炉浄化系１５の配管が接続され、
この原子炉浄化系１５には原子炉浄化系ポンプ１６と加
熱器１７，原子炉浄化装置１８，１９が接続されてい
る。原子炉浄化系１５にはサンプリングライン２８が接
続されており、このサンプリングライン２８は溶存酸素
計３０と弁２９を備えている。原子炉１には二系統の原
子炉再循環系１１，１２が接続されており、各々の系統
は再循環ポンプ１３，１４を備えている。また、原子炉
１の炉底部にはＲＰＶドレン配管２０が接続されてお
り、このＲＰＶドレン配管２０は弁２１を備えている。
トと水素注入機器の構成の概要を示す。原子炉１から発
生した蒸気は主蒸気管２を通して発電機を駆動するター
ビン３に送られる。タービン３で仕事を終えた蒸気は復
水器４で復水となり、復水移送ポンプ５によって復水浄
化装置６に送られる。復水浄化装置６で浄化された冷却
水は、給水加熱器７で加熱されてから給水ポンプ８で加
圧されて、さらに給水加熱器９で加熱されてから給水系
１０の配管を通して原子炉１内に供給される。給水配系
１０の配管には、原子炉浄化系１５の配管が接続され、
この原子炉浄化系１５には原子炉浄化系ポンプ１６と加
熱器１７，原子炉浄化装置１８，１９が接続されてい
る。原子炉浄化系１５にはサンプリングライン２８が接
続されており、このサンプリングライン２８は溶存酸素
計３０と弁２９を備えている。原子炉１には二系統の原
子炉再循環系１１，１２が接続されており、各々の系統
は再循環ポンプ１３，１４を備えている。また、原子炉
１の炉底部にはＲＰＶドレン配管２０が接続されてお
り、このＲＰＶドレン配管２０は弁２１を備えている。
【００１６】給水加熱器７と給水ポンプ８をつなぐ配管
には水素注入ライン２４が接続されており、注入制御装
置２５で流量調整弁２３をコントロールしながら水素タ
ンク２２内の水素を注入する。原子炉浄化系１５，原子
炉再循環系１１，１２の配管、および、ＲＰＶドレン配
管２０の表面には超音波探触子２６ａ,２６ｂ,２６ｃ，
２６ｄが溶接してあり、各々の配管は探触子の上から保
温材で覆われている。超音波探触子２６ａ，２６ｂ，２
６ｃ，２６ｄと配管モニタリング装置２７は、保温材の
微細な隙間を通して、それぞれケーブルで結線してあ
る。
には水素注入ライン２４が接続されており、注入制御装
置２５で流量調整弁２３をコントロールしながら水素タ
ンク２２内の水素を注入する。原子炉浄化系１５，原子
炉再循環系１１，１２の配管、および、ＲＰＶドレン配
管２０の表面には超音波探触子２６ａ,２６ｂ,２６ｃ，
２６ｄが溶接してあり、各々の配管は探触子の上から保
温材で覆われている。超音波探触子２６ａ，２６ｂ，２
６ｃ，２６ｄと配管モニタリング装置２７は、保温材の
微細な隙間を通して、それぞれケーブルで結線してあ
る。
【００１７】図５に配管モニタリング装置２７の構成例
を示す。配管モニタリング装置２７の制御部３１は、タ
イマー３２を参照して、所定の時間になると計測，評価
を開始する。切替スイッチ３３で配管に設置した超音波
探触子２６のいちのいずれか一つを探傷器３４に接続
し、超音波を送受信する。伝播時間算出部３５ではオー
バーラップ法などによって超音波の伝播時間（遅延時
間）を精密に算出し、一旦、記録部３６に記録する。記
録部３６では超音波探触子毎に測定時刻と伝播時間を記
録する。
を示す。配管モニタリング装置２７の制御部３１は、タ
イマー３２を参照して、所定の時間になると計測，評価
を開始する。切替スイッチ３３で配管に設置した超音波
探触子２６のいちのいずれか一つを探傷器３４に接続
し、超音波を送受信する。伝播時間算出部３５ではオー
バーラップ法などによって超音波の伝播時間（遅延時
間）を精密に算出し、一旦、記録部３６に記録する。記
録部３６では超音波探触子毎に測定時刻と伝播時間を記
録する。
【００１８】肉厚変化算出部３７は、記録部３６に記録
した前回と今回の測定データから各配管の肉厚変化を算
出し、この算出結果を記録部３６に再度記録するととも
に表示部３９に表示する。判定部３８では各配管の肉厚
変化を配管毎に予め定めておいたしきい値と比較して健
全性を評価し、評価結果を表示部３９に表示するととも
に、評価結果に基づく制御信号４０を出力する。
した前回と今回の測定データから各配管の肉厚変化を算
出し、この算出結果を記録部３６に再度記録するととも
に表示部３９に表示する。判定部３８では各配管の肉厚
変化を配管毎に予め定めておいたしきい値と比較して健
全性を評価し、評価結果を表示部３９に表示するととも
に、評価結果に基づく制御信号４０を出力する。
【００１９】水素注入の手順について説明する。まず、
プラントを起動して定格運転となった状態で、超音波探
触子２６ａ，２６ｂ，２６ｃ，２６ｄと配管モニタリン
グ装置２７により各配管肉厚の初期値を測定，記録す
る。次に弁２９を開にしてサンプリングライン２８に設
置した溶存酸素計３０で実効酸素濃度をモニタリングし
ながら水素を注入する。水素注入開始後、適切な時間毎
に配管モニタリング装置２７で各配管の健全性を評価す
る。評価結果に基づいて水素注入量を制御するには、手
動と自動の二種類の方法がある。手動法では、表示３５
に表示した評価結果を運転員が確認し、注入制御装置２
５を用いて注入量を増減する。自動法では、配管モニタ
リング装置２７が出力する制御信号４０を注入制御装置
２５に入力し、水素注入量を自動制御する。
プラントを起動して定格運転となった状態で、超音波探
触子２６ａ，２６ｂ，２６ｃ，２６ｄと配管モニタリン
グ装置２７により各配管肉厚の初期値を測定，記録す
る。次に弁２９を開にしてサンプリングライン２８に設
置した溶存酸素計３０で実効酸素濃度をモニタリングし
ながら水素を注入する。水素注入開始後、適切な時間毎
に配管モニタリング装置２７で各配管の健全性を評価す
る。評価結果に基づいて水素注入量を制御するには、手
動と自動の二種類の方法がある。手動法では、表示３５
に表示した評価結果を運転員が確認し、注入制御装置２
５を用いて注入量を増減する。自動法では、配管モニタ
リング装置２７が出力する制御信号４０を注入制御装置
２５に入力し、水素注入量を自動制御する。
【００２０】本注入法によれば、炭素鋼配管の健全性を
確保しながら水素注入量を大きくできるので、制御棒駆
動機構（ＣＲＤ）ハウジングや炉内計装管（ＩＣＭ）ハ
ウジングなどのステンレス製炉内構造物の腐食環境を大
きく緩和できる。
確保しながら水素注入量を大きくできるので、制御棒駆
動機構（ＣＲＤ）ハウジングや炉内計装管（ＩＣＭ）ハ
ウジングなどのステンレス製炉内構造物の腐食環境を大
きく緩和できる。
【００２１】次に、本発明の第二の実施例を図７および
図８を参照して説明する。図７に探触子をスキャナを用
いて配管に設置した場合の例を示す。原子炉浄化系１５
の配管に軌道４１とスキャナ４２を用いて超音波探触子
２６ｅを設置してある。スキャナ４２が軌道４１上を走
行することにより配管のθ方向に超音波探触子２６ｅを
走査できる。また、超音波探触子２６ｅがスキャナ４２
のアームに沿って駆動することによりｘ方向に走査でき
る。これらの超音波探触子２６ｅ，軌道４１，スキャナ
４２は非常に薄いので、図示していない保温材と配管の
間隙に設置可能であり、保温材を付けたままの状態でθ
方向とｘ方向の２軸走査が可能である。図８に、第二の
実施例の配管モニタリング装置２７を示す。制御部３１
から計測開始の指示が出ると、スキャナ制御部４３でス
キャナ４２を走査しながら配管の肉厚分布を測定する。
本実施例の場合には、記録部３５に伝播時間と超音波探
触子２６ｅのθ方向とｘ方向の位置を同時に記録する。
計測，記録した肉厚分布を表示部３９に表示することに
より、スキャン範囲の中の肉厚の最も薄い部分とその厚
さ，最大の減肉減度などを把握でき、精密な評価が可能
となる。また、肉厚分布の表示から、配管内面で一様腐
食が生じているのか孔食が生じているのかの判断も可能
となる。本実施例においては、このように炭素鋼配管の
内面状態の精密評価に基づいて健全性を確保できるの
で、いっそう確実な水素注入量の制御が可能となる。
図８を参照して説明する。図７に探触子をスキャナを用
いて配管に設置した場合の例を示す。原子炉浄化系１５
の配管に軌道４１とスキャナ４２を用いて超音波探触子
２６ｅを設置してある。スキャナ４２が軌道４１上を走
行することにより配管のθ方向に超音波探触子２６ｅを
走査できる。また、超音波探触子２６ｅがスキャナ４２
のアームに沿って駆動することによりｘ方向に走査でき
る。これらの超音波探触子２６ｅ，軌道４１，スキャナ
４２は非常に薄いので、図示していない保温材と配管の
間隙に設置可能であり、保温材を付けたままの状態でθ
方向とｘ方向の２軸走査が可能である。図８に、第二の
実施例の配管モニタリング装置２７を示す。制御部３１
から計測開始の指示が出ると、スキャナ制御部４３でス
キャナ４２を走査しながら配管の肉厚分布を測定する。
本実施例の場合には、記録部３５に伝播時間と超音波探
触子２６ｅのθ方向とｘ方向の位置を同時に記録する。
計測，記録した肉厚分布を表示部３９に表示することに
より、スキャン範囲の中の肉厚の最も薄い部分とその厚
さ，最大の減肉減度などを把握でき、精密な評価が可能
となる。また、肉厚分布の表示から、配管内面で一様腐
食が生じているのか孔食が生じているのかの判断も可能
となる。本実施例においては、このように炭素鋼配管の
内面状態の精密評価に基づいて健全性を確保できるの
で、いっそう確実な水素注入量の制御が可能となる。
【００２２】
【発明の効果】本発明によれば、炭素鋼配管の健全性を
確認しながら水素注入量を大きくできるので、制御棒駆
動機構（ＣＲＤ）ハウジングや炉内計装管（ＩＣＭ）ハ
ウジングなどのステンレス製炉内構造物の腐食環境を大
きく緩和できる効果がある。
確認しながら水素注入量を大きくできるので、制御棒駆
動機構（ＣＲＤ）ハウジングや炉内計装管（ＩＣＭ）ハ
ウジングなどのステンレス製炉内構造物の腐食環境を大
きく緩和できる効果がある。
【図１】本発明による沸騰水型原子力プラントと水素注
入機器の構成の概要を示す図である。
入機器の構成の概要を示す図である。
【図２】実効酸素濃度とステンレス材の応力腐食割れ
（ＳＣＣ）の進展速度の相対比との関連を示す図であ
る。
（ＳＣＣ）の進展速度の相対比との関連を示す図であ
る。
【図３】実効酸素濃度と炭素鋼の腐食率との関連を示す
図である。
図である。
【図４】給水中の水素濃度と炉内の実効溶存酸素量の関
連性を示す図である。
連性を示す図である。
【図５】オーバーラップ法による肉厚精密測定の原理を
示す図である。
示す図である。
【図６】本発明の第一の実施例に用いた配管モニタリン
グ装置の構成例を示す図である。
グ装置の構成例を示す図である。
【図７】探触子をスキャナを用いて配管に設置した場合
の例を示す図である。
の例を示す図である。
【図８】本発明の第二の実施例に用いた配管モニタリン
グ装置の構成例を示す図である。
グ装置の構成例を示す図である。
１…原子炉、２…主蒸気管、３…タービン、４…復水
器、５…復水移送ポンプ、６…復水浄化装置、７，９…
給水加熱器、８…給水ポンプ、１０…給水系、１１，１
２…原子炉再循環景、１３，１４…再循環ポンプ、１５
…原子炉浄化系、１６…原子炉浄化系ポンプ、１７…加
熱器、１８，１９…原子炉浄化装置、２０…ＲＰＶドレ
ン配管、２１，２９…弁、２２…水素タンク、２３…流
量調整弁、２４…水素注入ライン、２５…注入制御装
置、２６，２６ａ,２６ｂ,２６ｃ，２６ｄ，２６ｅ…超
音波探触子、２７…配管モニタリング装置、２８…サン
プリングライン、３０…溶存酸素計、３１…制御部、３
２…タイマー、３３…スイッチ、３４…探傷器、３５…
伝播時間算出部、３６…記録部、３７…肉厚変化算出
部、３８…判定部、３９…表示部、４０…制御信号、４
１…軌道、４２…スキャナ、４３…スキャナ制御部。
器、５…復水移送ポンプ、６…復水浄化装置、７，９…
給水加熱器、８…給水ポンプ、１０…給水系、１１，１
２…原子炉再循環景、１３，１４…再循環ポンプ、１５
…原子炉浄化系、１６…原子炉浄化系ポンプ、１７…加
熱器、１８，１９…原子炉浄化装置、２０…ＲＰＶドレ
ン配管、２１，２９…弁、２２…水素タンク、２３…流
量調整弁、２４…水素注入ライン、２５…注入制御装
置、２６，２６ａ,２６ｂ,２６ｃ，２６ｄ，２６ｅ…超
音波探触子、２７…配管モニタリング装置、２８…サン
プリングライン、３０…溶存酸素計、３１…制御部、３
２…タイマー、３３…スイッチ、３４…探傷器、３５…
伝播時間算出部、３６…記録部、３７…肉厚変化算出
部、３８…判定部、３９…表示部、４０…制御信号、４
１…軌道、４２…スキャナ、４３…スキャナ制御部。
Claims (5)
- 【請求項１】水素を注入することにより原子炉水中の溶
存酸素濃度を低減するように水質を制御する沸騰水型原
子力発電プラントの運転法において、炭素鋼部材よりな
る配管の肉厚を超音波を用いて２回以上測定して減肉速
度を算出し、算出した減肉速度に基づいて注入する水素
の量を制御することを特徴とする沸騰水型原子炉の水素
注入方法。 - 【請求項２】請求項１に記載の水素注入方法において、
算出した減肉速度と予め定めておいたしきい値とを比較
することにより、水素注入量の増減を決定することを特
徴とする沸騰水型原子炉の水素注入方法。 - 【請求項３】沸騰水型原子炉の配管に水素を注入する手
段と、注入する水素の量を制御する手段とを備えた水素
注入装置において、少なくとも１箇所以上の炭素鋼部材
よりなる配管の表面に設置した一個以上の超音波探触子
と、超音波探触子で受信した反射波から伝播時間を求め
る手段と、求めた伝播時間を記録する手段と、記録した
伝播時間から減肉速度を算出する手段と、算出した減肉
速度を表示する手段とを備えることを特徴とする沸騰水
型原子炉の水素注入装置。 - 【請求項４】請求項３に記載の水素注入装置において、
減肉速度と予め設定しておいたしきい値とを比較する手
段と、比較結果に基づいて水素の注入量を自動制御する
手段とを備えることを特徴とする沸騰水型原子炉の水素
注入装置。 - 【請求項５】請求項３に記載の水素注入装置において、
炭素鋼部材よりなる配管の肉厚分布を計測するために、
超音波探触子を配管表面に沿って走査する手段を備えた
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の水素注入装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9303940A JPH11142589A (ja) | 1997-11-06 | 1997-11-06 | 沸騰水型原子炉の水素注入方法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9303940A JPH11142589A (ja) | 1997-11-06 | 1997-11-06 | 沸騰水型原子炉の水素注入方法および装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH11142589A true JPH11142589A (ja) | 1999-05-28 |
Family
ID=17927128
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9303940A Pending JPH11142589A (ja) | 1997-11-06 | 1997-11-06 | 沸騰水型原子炉の水素注入方法および装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH11142589A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100488244B1 (ko) * | 2002-04-09 | 2005-05-06 | 재단법인서울대학교산학협력재단 | 가압 경수형 원자력 발전소의 원자로 냉각 계통구조재료의 내부식성 향상을 위해 냉각수 내의 수소기체를 고 농도로 주입하는 격막구조설비와 저 농도로주입하는 장치 및 그러한 격막구조설비 및 장치를 이용한냉각수 내의 수소 기체 주입 방법 |
| JP2008250592A (ja) * | 2007-03-30 | 2008-10-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | プラント運転方法 |
| WO2020054124A1 (ja) * | 2018-09-13 | 2020-03-19 | 三菱重工業株式会社 | 監視装置、監視システム、監視方法及びプログラム |
-
1997
- 1997-11-06 JP JP9303940A patent/JPH11142589A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100488244B1 (ko) * | 2002-04-09 | 2005-05-06 | 재단법인서울대학교산학협력재단 | 가압 경수형 원자력 발전소의 원자로 냉각 계통구조재료의 내부식성 향상을 위해 냉각수 내의 수소기체를 고 농도로 주입하는 격막구조설비와 저 농도로주입하는 장치 및 그러한 격막구조설비 및 장치를 이용한냉각수 내의 수소 기체 주입 방법 |
| JP2008250592A (ja) * | 2007-03-30 | 2008-10-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | プラント運転方法 |
| WO2020054124A1 (ja) * | 2018-09-13 | 2020-03-19 | 三菱重工業株式会社 | 監視装置、監視システム、監視方法及びプログラム |
| JP2020041995A (ja) * | 2018-09-13 | 2020-03-19 | 三菱重工業株式会社 | 監視装置、監視システム、監視方法及びプログラム |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN101013067A (zh) | 高温炉管剩余寿命评估方法及装置 | |
| JP5483385B2 (ja) | 原子力プラントの管理方法 | |
| CN105572226A (zh) | 一种锅炉管内氧化皮沉积量测量方法 | |
| JPH11142589A (ja) | 沸騰水型原子炉の水素注入方法および装置 | |
| US5361284A (en) | Tube corrosion accelerator | |
| Oh et al. | Analysis of pipe thickness reduction according to pH in FAC facility with In situ ultrasonic measurement real time monitoring | |
| US20200388410A1 (en) | Heat Exchanger Assemblies and Methods | |
| JPH0875713A (ja) | 超音波による被検体の結晶粒径測定方法及び装置並びにそれを利用した熱処理方法及び装置 | |
| Mauer et al. | An ultrasonic method for reconstructing the two-dimensional liquid-solid interface in solidifying bodies | |
| Braschel et al. | Thermal stratification in steam generator feedwater lines | |
| CN110455230A (zh) | 一种高温管道周长在线监测系统及方法 | |
| CN210268563U (zh) | 一种高温管道周长在线监测系统 | |
| Urata et al. | Non Destructive Inspection Technology for Thermal Power Plants | |
| Melnikov et al. | Waveguide ultrasonic liquid level transducer for nuclear power plant steam generator | |
| JP2654730B2 (ja) | 遠隔式肉厚モニタリング装置 | |
| CN106871982B (zh) | 一种测量发电机定子线棒内流体流量的模糊参数测量方法 | |
| JPH0666545A (ja) | 水浸超音波寸法測定装置 | |
| Georgy | Experiment for determination of residual stresses in pipes | |
| Lavoie et al. | Hydro-Quebec METAR inspection bracelet | |
| DeBear et al. | Operating experience and sodium-water reaction testing in the large leak test rig | |
| Burnham et al. | Measurement of the Flow of Superheated Water in Blowdown Pipes at MP2 Using an Ultrasonic Clamp-On Method | |
| Hagen | Reactor Safety Research Programs (Quarterly Report January-March 1980) | |
| Kiss et al. | On-line monitoring to assure structural integrity of nuclear reactor components | |
| JP2865726B2 (ja) | 原子力発電プラント | |
| Lenz et al. | Thermal stratification tests to confirm the applicability of laboratory data on strain-induced corrosion cracking to component behavior |