JPS58140672A - 原子炉水への水素ガス注入システム - Google Patents
原子炉水への水素ガス注入システムInfo
- Publication number
- JPS58140672A JPS58140672A JP57022686A JP2268682A JPS58140672A JP S58140672 A JPS58140672 A JP S58140672A JP 57022686 A JP57022686 A JP 57022686A JP 2268682 A JP2268682 A JP 2268682A JP S58140672 A JPS58140672 A JP S58140672A
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- JP
- Japan
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- hydrogen gas
- reactor
- water
- reactor water
- gas injection
- 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
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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
-
- 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
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- Gas Separation By Absorption (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】
〔発明の技術分野〕
本発明は沸騰水形原子炉の圧力容器内における原子炉水
への水素ガス注入システノ、に関する。
への水素ガス注入システノ、に関する。
沸騰水形原子力発電プラントにおける原子炉構造機器、
配管等の構成材料であるステンレス鋼の応力腐食割れ（
５ｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｅｋｉｎｇ
）防止対策として、原子炉水中に水素ガスを注入添加
することにより炉心での水の放射線分解反応により生成
する酸素濃度を低減し、ステンレス鋼の腐食電位を制御
する方法が知られている。
配管等の構成材料であるステンレス鋼の応力腐食割れ（
５ｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｅｋｉｎｇ
）防止対策として、原子炉水中に水素ガスを注入添加
することにより炉心での水の放射線分解反応により生成
する酸素濃度を低減し、ステンレス鋼の腐食電位を制御
する方法が知られている。
第１図および第２図は水素ガスを注入添加した場合のス
テンレス鋼に及ぼす応力腐食割れ制御の効果を示す曲線
図である。
テンレス鋼に及ぼす応力腐食割れ制御の効果を示す曲線
図である。
第１図はたて軸に酸素濃度を、よこ軸に水素ガスの注入
量を示している。
量を示している。
また第２図はたて軸に腐食電位を、よこ軸に水素ガスの
注入量を示している。
注入量を示している。
各図から明らかなように炉水中へ水素を注入した場合の
抑制効果が認められる。
抑制効果が認められる。
一般に水素ガス注入添加方法としては、給水に水素ガス
を注入し原子炉水に搬送する方法が知られている。
を注入し原子炉水に搬送する方法が知られている。
この方法は給水を停止した場合たとえば原子炉高温待機
運転のように原子炉へ給水が循環しない条件では原子炉
水へ水素ガスを添加することができない欠点がある。
運転のように原子炉へ給水が循環しない条件では原子炉
水へ水素ガスを添加することができない欠点がある。
本発明は上記欠点を除去するためになされたもので、原
子炉水に水素ガス（Ｈ３）を注入して酸素濃度を低減し
、原子炉構成材料の応力腐食割れ（ＳＣＣ）を抑制する
に際し、従来の給水系から水素を注入する代りに制御棒
駆動水流を利用して炉心部へ水素を直接注入し、もって
原子炉水の酸素濃度低減の効率化をはかることができる
原子炉水への水素ガス注入システムを提供することにあ
る。
子炉水に水素ガス（Ｈ３）を注入して酸素濃度を低減し
、原子炉構成材料の応力腐食割れ（ＳＣＣ）を抑制する
に際し、従来の給水系から水素を注入する代りに制御棒
駆動水流を利用して炉心部へ水素を直接注入し、もって
原子炉水の酸素濃度低減の効率化をはかることができる
原子炉水への水素ガス注入システムを提供することにあ
る。
本発明は沸騰水形原子炉の制御棒駆動装置の冷却水系に
水素ガス発生装置および水素ガス注入加圧ポンプを接続
してなる・ことを特徴とする原子炉水への水素ガス注入
システムである。
水素ガス発生装置および水素ガス注入加圧ポンプを接続
してなる・ことを特徴とする原子炉水への水素ガス注入
システムである。
本発明によれば原子炉水に常時水素ガスを直接注入添加
することができ、且つ放射線分解反応が生起している炉
心中性子照射場の近傍へ直接高濃度の水素ガスを添加す
ることが可能となり、もって酸素濃度の低減効果が促進
され、応答性を増大することが可能となる効果がある。
することができ、且つ放射線分解反応が生起している炉
心中性子照射場の近傍へ直接高濃度の水素ガスを添加す
ることが可能となり、もって酸素濃度の低減効果が促進
され、応答性を増大することが可能となる効果がある。
以下に本発明の詳細を沸騰水形原子力発電プラントの機
能と関連させて説明する。
能と関連させて説明する。
第６図において、原子炉圧力容器１に配置された炉心、
つまり燃料集合体３の核加熱により原子炉水は沸−し、
タービン４を駆動し再び冷却して水に戻る。
つまり燃料集合体３の核加熱により原子炉水は沸−し、
タービン４を駆動し再び冷却して水に戻る。
この冷却された水を復水と呼称するが、復水は復水ポン
プ５によって加圧されて復水浄化装置６（通常この浄化
装置６は、粉末樹脂ｒ過脱塩器を前置した混床式脱塩塔
より構成されている）に送りこまれ、系統内で発生した
腐食生成物が除去されて浄化精製される。
プ５によって加圧されて復水浄化装置６（通常この浄化
装置６は、粉末樹脂ｒ過脱塩器を前置した混床式脱塩塔
より構成されている）に送りこまれ、系統内で発生した
腐食生成物が除去されて浄化精製される。
この浄化精製された復水は、復水低圧ポンプ７によりさ
らに加圧されて給水加熱器８に送りこまれ加熱される。
らに加圧されて給水加熱器８に送りこまれ加熱される。
なお、この明細書ではこの給水加熱器８より上流を給水
と呼称する。
と呼称する。
給水は給水ポンプ９により加圧されて原子炉圧力容器１
内に送り込まれる。
内に送り込まれる。
一方、制御棒駆動装置２を冷却する系統として、復水浄
化装置６の出口から復水を一部分岐して制御棒駆動装置
冷却水加圧ポンプ１３で加圧して原子炉圧力容器１へ送
り込んでいる。
化装置６の出口から復水を一部分岐して制御棒駆動装置
冷却水加圧ポンプ１３で加圧して原子炉圧力容器１へ送
り込んでいる。
一方、原子炉水の再循環冷却系は、原子炉圧力容器１か
ら分取して再循環ポンプ１０を利用して再び原子炉圧力
容器１へ戻している。
ら分取して再循環ポンプ１０を利用して再び原子炉圧力
容器１へ戻している。
原子炉水浄化系は、この再循環系から原子炉水な一部取
水して原子炉浄化装置１１で浄化精製した後原子炉浄化
系ポンプ１２により給水系へ戻している。
水して原子炉浄化装置１１で浄化精製した後原子炉浄化
系ポンプ１２により給水系へ戻している。
制御棒２は復水浄化装置６から分岐された復水が加圧ポ
ンプ１６で送られて駆動され炉心３内に挿入される。
ンプ１６で送られて駆動され炉心３内に挿入される。
加圧ポンプ１３の吐出側配管１６．＆は水素ガス発生装
置１６からの水素が水素ガス送入加圧ポンプ１７に送ら
れてくる配管１７ｍと合流するように接続されている。
置１６からの水素が水素ガス送入加圧ポンプ１７に送ら
れてくる配管１７ｍと合流するように接続されている。
水素ガス発生装置１６は水素ガス注入濃度制御コントロ
ーラ１５からの信号により作動する。
ーラ１５からの信号により作動する。
水素ガス注入濃度制御コントローラ１５は原子炉水酸素
モニタ１４、中央操作室コントローラ１８および水素ガ
ス発生装置１６の゛信号が入力される。
モニタ１４、中央操作室コントローラ１８および水素ガ
ス発生装置１６の゛信号が入力される。
つぎに上記７構成にかがる原子炉水への水素ガスの注入
システムの作用を説明する。
システムの作用を説明する。
原子炉水への水素ガス添加量の制御法としては、第１ス
テツプとして原子炉定常運転状態（炉出カ一定の状態を
云う）において、水素ガス注入加圧ポンプ１７の注入圧
をステップワイズに昇圧して注入する。
テツプとして原子炉定常運転状態（炉出カ一定の状態を
云う）において、水素ガス注入加圧ポンプ１７の注入圧
をステップワイズに昇圧して注入する。
このとき、ガス注入加圧ポンプ１７に取りつけた圧力セ
ンサーよりの電気信号を電送して注入濃度制御コントロ
ーラ１５に内蔵する小型計算器に記憶させる。
ンサーよりの電気信号を電送して注入濃度制御コントロ
ーラ１５に内蔵する小型計算器に記憶させる。
同時に原子炉水酸素モニタ１４よりの出力信号を同様に
注入濃度制御コントローラ１５の計算器に記憶させる。
注入濃度制御コントローラ１５の計算器に記憶させる。
ステップワイズに注入した圧力レベルに対応した酸素濃
度の平均値を演算させて注入圧力と炉水酸素濃度の相関
を銃創的に求める。
度の平均値を演算させて注入圧力と炉水酸素濃度の相関
を銃創的に求める。
第２ステツプとしては、第１ステツプにより求められた
最適水素ガス注入圧力で注入を行なう。
最適水素ガス注入圧力で注入を行なう。
このとさ、原子炉水酸素モニタ１４からの連続出力信号
を計算器に記憶させて、第１ステツプの方法で出力毎の
水素ガス注入圧力と炉水酸素濃度の相関を統計的に求め
てデータの蓄積をする。
を計算器に記憶させて、第１ステツプの方法で出力毎の
水素ガス注入圧力と炉水酸素濃度の相関を統計的に求め
てデータの蓄積をする。
第３ステツプとしてはプラント運転中の熱出力の信号を
注入濃度制御コントローラ１５に入力して第２ステツプ
で蓄積した最適注入圧力を検索して水素ガス注入加圧ポ
ンプ１７の自動制御を行なう。
注入濃度制御コントローラ１５に入力して第２ステツプ
で蓄積した最適注入圧力を検索して水素ガス注入加圧ポ
ンプ１７の自動制御を行なう。
このときも、注入圧力と原子炉水酸濃度の相関データを
蓄積して、第２ステツプの操作を行ない連続的に相関デ
ータを統計的演算で処理しながら注入圧力の補正を行な
い運転を持続する。
蓄積して、第２ステツプの操作を行ない連続的に相関デ
ータを統計的演算で処理しながら注入圧力の補正を行な
い運転を持続する。
データの統計的な処理方法としては、注入圧力Ｘ、炉水
酸濃度ｙ、（ａ、ｂ：定数）とし■直線回帰：ｙ＝ａｘ
＋ｂ、■指数回帰： ｙ ＝： Ｈ６−ｂｘ、■対数回
帰： ｙ ＝： ａ ＋ ｂＩｆｉｘ、■べき乗回帰：
ｙ＝ａｘｂ の回帰計算を行ない、決定常数を求めて相
関曲線を注入濃度制御コントローラに記憶させる。
酸濃度ｙ、（ａ、ｂ：定数）とし■直線回帰：ｙ＝ａｘ
＋ｂ、■指数回帰： ｙ ＝： Ｈ６−ｂｘ、■対数回
帰： ｙ ＝： ａ ＋ ｂＩｆｉｘ、■べき乗回帰：
ｙ＝ａｘｂ の回帰計算を行ない、決定常数を求めて相
関曲線を注入濃度制御コントローラに記憶させる。
以上説明した、ように本発明は、水素ガスの注入圧力な
炉水酸素濃度と原子炉出力毎に統計的に相関を取り、最
適注入圧力を求めて自動制御する方法である。
炉水酸素濃度と原子炉出力毎に統計的に相関を取り、最
適注入圧力を求めて自動制御する方法である。
さらに、注入点を制御棒駆動装置冷却水系Ｃ＝設けたの
で原子炉高温待機運転中に水素ガスを原子炉に注入がで
きる効果がある。
で原子炉高温待機運転中に水素ガスを原子炉に注入がで
きる効果がある。
第１図は従来のシステムにおける給水への水素ガス注入
濃度と原子炉水中の酸素濃度の相関を示す特性図、第２
図は給水への水素ガス注入濃度と３０４ステンレス鋼お
よび３１６ステンレス綱の腐食電位に及ぼす関係を示す
特性図、第６図は本発明に係る原子炉水への水素ガス注
入システムの一実施例を示す系統図である。 １ ・・・・・・原子炉圧力容器 ２ ・・・・・・ 制御棒駆動装置 ６ ・・・・・・燃料集合体 ４ ・・・・・・ タービン ５ ・・・・・・ 復水ポンプ ６ ・・・・・・復水浄化装置 ７ ・・・・・・復水低圧ポンプ ８ ・・・・・・給水加熱器 ９ ・・・・・・給水ポンプ １０ ・・・・・・再循環ポンプ １１ ・・・・・・原子炉水浄化装置 １２ ・・・・・・ 原子炉浄化系ポンプ１６ ・・・
・・・制御棒駆動装置冷却水加圧ポンプ１４ ・・・・
・・原子炉水酸素モニタ１５ ・・・・・・ 水素ガス
注入濃度制御コントローラ１６ ・・・・・・水素ガス
発生装置 １７ ・・・・・・水素ガス注入加圧ポンプ１８ ・・
・・・・ 中央操作室コントローラ（７３１７）代理人
弁理士 則 近 憲 佑（ほか１名） 第１図 水率ガ′ス０ま入１（セ−Ｎ（へ−緒友）笛２図
濃度と原子炉水中の酸素濃度の相関を示す特性図、第２
図は給水への水素ガス注入濃度と３０４ステンレス鋼お
よび３１６ステンレス綱の腐食電位に及ぼす関係を示す
特性図、第６図は本発明に係る原子炉水への水素ガス注
入システムの一実施例を示す系統図である。 １ ・・・・・・原子炉圧力容器 ２ ・・・・・・ 制御棒駆動装置 ６ ・・・・・・燃料集合体 ４ ・・・・・・ タービン ５ ・・・・・・ 復水ポンプ ６ ・・・・・・復水浄化装置 ７ ・・・・・・復水低圧ポンプ ８ ・・・・・・給水加熱器 ９ ・・・・・・給水ポンプ １０ ・・・・・・再循環ポンプ １１ ・・・・・・原子炉水浄化装置 １２ ・・・・・・ 原子炉浄化系ポンプ１６ ・・・
・・・制御棒駆動装置冷却水加圧ポンプ１４ ・・・・
・・原子炉水酸素モニタ１５ ・・・・・・ 水素ガス
注入濃度制御コントローラ１６ ・・・・・・水素ガス
発生装置 １７ ・・・・・・水素ガス注入加圧ポンプ１８ ・・
・・・・ 中央操作室コントローラ（７３１７）代理人
弁理士 則 近 憲 佑（ほか１名） 第１図 水率ガ′ス０ま入１（セ−Ｎ（へ−緒友）笛２図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、沸騰水形原子炉の制御棒駆動装置の冷却水系に水素
ガス発生装置および水素ガス注入加圧ポンプを接続して
なることを特徴とする原子炉水への水素ガス注入システ
ム。 ２、上記水素ガス発生装置および水素ガス注入加圧ポン
プには水素ガス注入濃度制御コントローラが設置されて
、原子炉水酸素モニタの電気信号を利用することによる
巖適水素ガス濃度を自動制御することを特徴とする特許
請求の範囲第１項記載の原子炉水への水素ガス注入シス
テム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57022686A JPS58140672A (ja) | 1982-02-17 | 1982-02-17 | 原子炉水への水素ガス注入システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57022686A JPS58140672A (ja) | 1982-02-17 | 1982-02-17 | 原子炉水への水素ガス注入システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58140672A true JPS58140672A (ja) | 1983-08-20 |
Family
ID=12089747
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57022686A Pending JPS58140672A (ja) | 1982-02-17 | 1982-02-17 | 原子炉水への水素ガス注入システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58140672A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006029940A (ja) * | 2004-07-15 | 2006-02-02 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力発電プラントの水素注入方法 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5490490A (en) * | 1977-12-27 | 1979-07-18 | Hitachi Ltd | Method of operating nuclear reactor |
| JPS5576997A (en) * | 1978-12-06 | 1980-06-10 | Hitachi Ltd | Method of controlling concentration of oxidizing agent in coolant within reactor vessel |
-
1982
- 1982-02-17 JP JP57022686A patent/JPS58140672A/ja active Pending
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5490490A (en) * | 1977-12-27 | 1979-07-18 | Hitachi Ltd | Method of operating nuclear reactor |
| JPS5576997A (en) * | 1978-12-06 | 1980-06-10 | Hitachi Ltd | Method of controlling concentration of oxidizing agent in coolant within reactor vessel |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006029940A (ja) * | 2004-07-15 | 2006-02-02 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力発電プラントの水素注入方法 |
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