JPS6048716B2 - 原子炉配管の腐食防止方法 - Google Patents
原子炉配管の腐食防止方法Info
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- JPS6048716B2 JPS6048716B2 JP51000876A JP87676A JPS6048716B2 JP S6048716 B2 JPS6048716 B2 JP S6048716B2 JP 51000876 A JP51000876 A JP 51000876A JP 87676 A JP87676 A JP 87676A JP S6048716 B2 JPS6048716 B2 JP S6048716B2
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- reactor
- condenser
- condensate
- oxygen concentration
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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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉配管の腐食防止方法に係り、特に原
子炉の起動時における沸騰水形原子炉の給復水系配管の
腐食防止に好適な原子炉配管の腐食防止方法に関するも
のである。
子炉の起動時における沸騰水形原子炉の給復水系配管の
腐食防止に好適な原子炉配管の腐食防止方法に関するも
のである。
沸騰水形原子炉の概要を第１図に基づいて説明する。
ます、原子炉の起動前に復水ポンプ６を駆動し、給水ブ
ラッシング配管隔離弁１５を開けて給水配管隔離弁１７
を閉じ、給水ブラッシング配管１６を通して給復水系配
管３のブラッシングが行われる。このブラッシングは復
水器５が常温・大気圧下のもとで実施されるためブラッ
シング水中の溶存酸素濃度は約８ｐμｍ存在する。これ
により給復水系配管３内の腐食生成物が機械的に除去さ
れると共に、配管内面に酸化被膜がある程度形成される
が非常に不安定てあり、剥離しやすいのて配管の腐食速
度は大きい。原子炉の起動時には所内ボイラ１８で発生
した蒸気よりグランドスチーム配管２２によつてタービ
ン４の軸受部に導かれる。タービン４の軸受部は、上記
の蒸気によつてシールされる。このため、真空ポンプ１
９およびエゼクタ２０により、第２図に示すように復水
器５内の所要真空度として必要な約真空度７００ｗｒｘ
ＬＨｇが確保される。これにより、給復水系配管３内の
溶存酸素濃度が１〜２ｐｐｂと著しく低下し、前述のブ
ラッシング時に形成された配管内面の酸化被膜が破壊さ
れることになる。このような状態で原子炉の起動が進む
と、原子炉圧力容器層内に搬入するクラッド量がスパイ
ク状に増加する。 一方、原子炉が通常運転状態に入る
と原子炉圧力容器層内て発生した水蒸気は主蒸気管２を
通つてタービン４に送られる。タービン４を駆動した後
の水蒸気は復水器５て凝縮され再び水に戻る。この水は
復水器５より、復水ポンプ６、コンデンサ２１、復水脱
塩器７、復水昇圧ポンプ９、給水加熱器１０、給水ポン
プ１１、給水制御弁１４、給水配管隔離弁１７を順次連
絡する給復水系配管３を通つて、原子炉圧力容器層内に
戻される。この給復水系配管３の腐食防止法として、原
子炉の運転時に給復水系配管３内の溶存酸素を０．０２
〜０．２ｐｐｍ（米国特許３、６６３、７２５号公報）
に維持することが望まれ、わが国ても復水脱塩器７の出
口より酸素注入を実施し良好な結果が得られている。し
かしながら、前述したように復水器５の真空度が高いた
め、復水器５と復水脱塩器７入口の間で鉄クラッド（イ
オンも含む）が多量に発生する。特に原子起動時におい
ては、復水脱塩器７の再生ひん度が多くなり廃棄物処理
系の負荷が増加する。本発明の目的は、上記した従来技
術の欠点をなくし、原子炉の起動時における管路の腐食
を防止することにある。
ラッシング配管隔離弁１５を開けて給水配管隔離弁１７
を閉じ、給水ブラッシング配管１６を通して給復水系配
管３のブラッシングが行われる。このブラッシングは復
水器５が常温・大気圧下のもとで実施されるためブラッ
シング水中の溶存酸素濃度は約８ｐμｍ存在する。これ
により給復水系配管３内の腐食生成物が機械的に除去さ
れると共に、配管内面に酸化被膜がある程度形成される
が非常に不安定てあり、剥離しやすいのて配管の腐食速
度は大きい。原子炉の起動時には所内ボイラ１８で発生
した蒸気よりグランドスチーム配管２２によつてタービ
ン４の軸受部に導かれる。タービン４の軸受部は、上記
の蒸気によつてシールされる。このため、真空ポンプ１
９およびエゼクタ２０により、第２図に示すように復水
器５内の所要真空度として必要な約真空度７００ｗｒｘ
ＬＨｇが確保される。これにより、給復水系配管３内の
溶存酸素濃度が１〜２ｐｐｂと著しく低下し、前述のブ
ラッシング時に形成された配管内面の酸化被膜が破壊さ
れることになる。このような状態で原子炉の起動が進む
と、原子炉圧力容器層内に搬入するクラッド量がスパイ
ク状に増加する。 一方、原子炉が通常運転状態に入る
と原子炉圧力容器層内て発生した水蒸気は主蒸気管２を
通つてタービン４に送られる。タービン４を駆動した後
の水蒸気は復水器５て凝縮され再び水に戻る。この水は
復水器５より、復水ポンプ６、コンデンサ２１、復水脱
塩器７、復水昇圧ポンプ９、給水加熱器１０、給水ポン
プ１１、給水制御弁１４、給水配管隔離弁１７を順次連
絡する給復水系配管３を通つて、原子炉圧力容器層内に
戻される。この給復水系配管３の腐食防止法として、原
子炉の運転時に給復水系配管３内の溶存酸素を０．０２
〜０．２ｐｐｍ（米国特許３、６６３、７２５号公報）
に維持することが望まれ、わが国ても復水脱塩器７の出
口より酸素注入を実施し良好な結果が得られている。し
かしながら、前述したように復水器５の真空度が高いた
め、復水器５と復水脱塩器７入口の間で鉄クラッド（イ
オンも含む）が多量に発生する。特に原子起動時におい
ては、復水脱塩器７の再生ひん度が多くなり廃棄物処理
系の負荷が増加する。本発明の目的は、上記した従来技
術の欠点をなくし、原子炉の起動時における管路の腐食
を防止することにある。
Ｊ本発明の特徴は、上記の目的を達成するために、原子
炉を起動する前に、復水器と原子炉容器とを連通する給
復水系管路および前記給復水管路に取付けられて前記復
水器に接続される分岐管路とからなる閉ループ内に前記
給復水系管路内に存在する冷却材を循環させるとともに
前記復水器内を負圧にして前記冷却材中の溶存酸素濃度
を約５０〜２００ｐｐｂの範囲に制御し、前記復水器内
の負圧による溶存酸素濃度の調節が困難で前記冷却材中
の溶存酸素濃度が不足する時、前記溶存酸素濃度が約５
０〜２００ｐｐｂの範囲になるように酸素を前記冷却材
中に注入することにある。
炉を起動する前に、復水器と原子炉容器とを連通する給
復水系管路および前記給復水管路に取付けられて前記復
水器に接続される分岐管路とからなる閉ループ内に前記
給復水系管路内に存在する冷却材を循環させるとともに
前記復水器内を負圧にして前記冷却材中の溶存酸素濃度
を約５０〜２００ｐｐｂの範囲に制御し、前記復水器内
の負圧による溶存酸素濃度の調節が困難で前記冷却材中
の溶存酸素濃度が不足する時、前記溶存酸素濃度が約５
０〜２００ｐｐｂの範囲になるように酸素を前記冷却材
中に注入することにある。
原子炉の起動前において、復水器５の真空度を６００〜
７００７７Ｚ７７ＺＨｇ）水温を３５〜５５゜Ｃに保ち
、水中の溶存酸素濃度を５０〜２００ｐｐｂにすれば炭
素鋼の腐食速度を最少に抑え得ることに着目するのであ
る（第３図および第４図参照）。
７００７７Ｚ７７ＺＨｇ）水温を３５〜５５゜Ｃに保ち
、水中の溶存酸素濃度を５０〜２００ｐｐｂにすれば炭
素鋼の腐食速度を最少に抑え得ることに着目するのであ
る（第３図および第４図参照）。
また、酸素注入に際して、主として過酸化水素と酸素ガ
スの２方法があるが、過酸化水素により形成された酸化
被膜の方が、流速および温度の影響をほとんどうけない
．という点で優れている。従つて、原子炉の起動が進む
につれて給復水系の温度上昇が伴う場合は、過酸化水素
の注入の効果か大きい。本発明の好適な一実施例を第１
図に基づいて説明する。
スの２方法があるが、過酸化水素により形成された酸化
被膜の方が、流速および温度の影響をほとんどうけない
．という点で優れている。従つて、原子炉の起動が進む
につれて給復水系の温度上昇が伴う場合は、過酸化水素
の注入の効果か大きい。本発明の好適な一実施例を第１
図に基づいて説明する。
原子炉起動前における給復水系配管３の．ブラッシング
後、まず所内ボイラ１８よによりタービン４をシールす
る。所内ボイラ１８で発生した蒸気は、さらに配管２３
を通して工セクタ２０に供給され、工セクタ２０の駆動
源として用いられる。工セクタ２０の駆動によつて、復
水器５の・真空度が上昇する。３に取付けられた酸素濃
度検出計２７によつて、給復水系配管３内を流れる冷却
水中の溶存酸素濃度が測定される。
後、まず所内ボイラ１８よによりタービン４をシールす
る。所内ボイラ１８で発生した蒸気は、さらに配管２３
を通して工セクタ２０に供給され、工セクタ２０の駆動
源として用いられる。工セクタ２０の駆動によつて、復
水器５の・真空度が上昇する。３に取付けられた酸素濃
度検出計２７によつて、給復水系配管３内を流れる冷却
水中の溶存酸素濃度が測定される。
測定された酸素濃度は、コントローラ２８に伝えられる
。すなわち、その酸素濃度が２００ｐｐｂよりも高い場
合は、配管２３に設けられた制御弁２４の開度が大きく
なつて復水器５の真空度が増大して真空度７０−Ｈｇに
調節される。このため、給復水系配管３および給水ブラ
ッシング配管１６を経て復水器５に流入する冷却水中か
ら酸素が脱気されて溶存酸素濃度は低下する。溶存酸素
濃度が２００ｐｐｂ以下になつた冷却水が復水器５から
再び給復水系配管３内に戻される。一方、冷却水中の溶
存酸素濃度が５０ｐｐレ未満になると、コントローラ２
８の作用により制御弁２４の開度が小さくなり、それに
伴なつて復水器５の真空度が低下して真空度６００ＴＷ
ＬＨｇ程度に調節される。このように復水器５内の真空
度を調節することによつて、冷却水中の溶存酸素濃度を
５０〜２００ｐｐｂに調節することができる。しかし、
工セクタ２０によつて復水器５内の真空度を微調整する
ことが困難であるため、冷却水中の溶存酸素濃度の微調
整が困難となることがある。したがつて、このように溶
存酸素濃度を微調整することによつて、冷却水中のを所
定濃度５０〜２００ｐｐｂ値に調整する場合には、冷却
水中に酸素を注入する。すなわち、コントローラの作用
によつて、給復水系配管３に接続される酸素注入管２５
に設けられたバルブ２６を開き、復水脱塩器７の出口側
に酸素ガスを注入する。上記のように復水器５の真空度
を検出された溶存酸素濃度に応じて調節することによつ
てまたは冷却水中への酸素の注入によつて、給復水系配
管３および給水ブラッシング配管１６内を流れる冷却水
中の溶存酸素濃度が５０〜２００ｐｐｂの範囲に調節さ
れる。隔離弁１２および２９、さらに隔離弁１７が閉じ
、給水制御弁１４および隔離弁１５は開いている。給復
水系配管３および給水ブラッシング配管１６からなる閉
ループ内を溶存酸素濃度の調節たれた冷却水を２日間循
環させることによつて各配管の内面に安定な酸化被膜が
形成される。この安定な酸化被膜は、配管内面の腐食の
進行を抑制する作用がある。給復水系配管３内面に安定
な酸化被膜が形成された後、原子炉が起動される。
。すなわち、その酸素濃度が２００ｐｐｂよりも高い場
合は、配管２３に設けられた制御弁２４の開度が大きく
なつて復水器５の真空度が増大して真空度７０−Ｈｇに
調節される。このため、給復水系配管３および給水ブラ
ッシング配管１６を経て復水器５に流入する冷却水中か
ら酸素が脱気されて溶存酸素濃度は低下する。溶存酸素
濃度が２００ｐｐｂ以下になつた冷却水が復水器５から
再び給復水系配管３内に戻される。一方、冷却水中の溶
存酸素濃度が５０ｐｐレ未満になると、コントローラ２
８の作用により制御弁２４の開度が小さくなり、それに
伴なつて復水器５の真空度が低下して真空度６００ＴＷ
ＬＨｇ程度に調節される。このように復水器５内の真空
度を調節することによつて、冷却水中の溶存酸素濃度を
５０〜２００ｐｐｂに調節することができる。しかし、
工セクタ２０によつて復水器５内の真空度を微調整する
ことが困難であるため、冷却水中の溶存酸素濃度の微調
整が困難となることがある。したがつて、このように溶
存酸素濃度を微調整することによつて、冷却水中のを所
定濃度５０〜２００ｐｐｂ値に調整する場合には、冷却
水中に酸素を注入する。すなわち、コントローラの作用
によつて、給復水系配管３に接続される酸素注入管２５
に設けられたバルブ２６を開き、復水脱塩器７の出口側
に酸素ガスを注入する。上記のように復水器５の真空度
を検出された溶存酸素濃度に応じて調節することによつ
てまたは冷却水中への酸素の注入によつて、給復水系配
管３および給水ブラッシング配管１６内を流れる冷却水
中の溶存酸素濃度が５０〜２００ｐｐｂの範囲に調節さ
れる。隔離弁１２および２９、さらに隔離弁１７が閉じ
、給水制御弁１４および隔離弁１５は開いている。給復
水系配管３および給水ブラッシング配管１６からなる閉
ループ内を溶存酸素濃度の調節たれた冷却水を２日間循
環させることによつて各配管の内面に安定な酸化被膜が
形成される。この安定な酸化被膜は、配管内面の腐食の
進行を抑制する作用がある。給復水系配管３内面に安定
な酸化被膜が形成された後、原子炉が起動される。
起動にあたつては、隔離弁１５が閉じられ、隔離弁１７
が開けられる。さらに、前述の酸素ガス注入を過酸化水
素注入に切換える。過酸化水素は、酸素濃度検出計２７
の検出値に応じて酸素注入管２５から給復水系配管３内
に注入される。冷却水中に注入された過酸化水素の作用
によつて、原子炉の起動前に形成された給復水系配管３
内の安定な酸化被膜がたとえ剥離したとしても速やかに
自然治瘉が生じて安定な酸化被膜が再生される（原子炉
の起動前から過酸化水素を注入する場合は、起動時にお
いてもその注入を続行する）。したがつて、原子炉起動
後の定格出力までの出力上昇時（原子炉の起動時）に経
験される給復水系配管３の通してのクラッドの原子炉圧
力容器１内への搬入が急激に減少する。また、同時に給
復水脱塩器７の再生ひん度が少なくなる。本発明によれ
ば、原子炉の運転前に給復水系管路の内面に安定な酸化
被膜を形成することができるので、原子炉の起動時にお
ける給復水系管路内面からの酸化被膜の剥離が少なくな
り、原子炉容器内に搬入されるクラッド量が著しく少な
くなる。
が開けられる。さらに、前述の酸素ガス注入を過酸化水
素注入に切換える。過酸化水素は、酸素濃度検出計２７
の検出値に応じて酸素注入管２５から給復水系配管３内
に注入される。冷却水中に注入された過酸化水素の作用
によつて、原子炉の起動前に形成された給復水系配管３
内の安定な酸化被膜がたとえ剥離したとしても速やかに
自然治瘉が生じて安定な酸化被膜が再生される（原子炉
の起動前から過酸化水素を注入する場合は、起動時にお
いてもその注入を続行する）。したがつて、原子炉起動
後の定格出力までの出力上昇時（原子炉の起動時）に経
験される給復水系配管３の通してのクラッドの原子炉圧
力容器１内への搬入が急激に減少する。また、同時に給
復水脱塩器７の再生ひん度が少なくなる。本発明によれ
ば、原子炉の運転前に給復水系管路の内面に安定な酸化
被膜を形成することができるので、原子炉の起動時にお
ける給復水系管路内面からの酸化被膜の剥離が少なくな
り、原子炉容器内に搬入されるクラッド量が著しく少な
くなる。
さらに、給復水管路に設けられる浄化手段の再生ひん度
を著しく減少できる。
を著しく減少できる。
第１図は本発明の好適な一実施例を適用した沸騰水形原
子炉プラントの概略系統図、第２図は原子炉の起動時に
おける復水器真空度と炉内圧力の経時変化を示す概略図
、第３図は、酸素の溶解度特性図、第４図は炭素鋼の腐
食速度を示した特性図である。 １ ・・・・・・原子炉容器、３ ・・・・・・給復水
系配管、５ ・・・・・・復水器、８ ・・・・・・復
水バイパス配管、１３・・・・・・給水ミニマムフロー
配管、１６・・・・・・給水ブラッシング配管、１７・
・・・・・給水配管隔離弁、１９・・・・・・真空ポン
プ、２０・・・・・・工セクタ。
子炉プラントの概略系統図、第２図は原子炉の起動時に
おける復水器真空度と炉内圧力の経時変化を示す概略図
、第３図は、酸素の溶解度特性図、第４図は炭素鋼の腐
食速度を示した特性図である。 １ ・・・・・・原子炉容器、３ ・・・・・・給復水
系配管、５ ・・・・・・復水器、８ ・・・・・・復
水バイパス配管、１３・・・・・・給水ミニマムフロー
配管、１６・・・・・・給水ブラッシング配管、１７・
・・・・・給水配管隔離弁、１９・・・・・・真空ポン
プ、２０・・・・・・工セクタ。
Claims (1)
- １ 原子炉を起動する前に、復水器と原子炉容器とを連
絡する給復水系管路および前記給復水管路に取付けられ
て前記復水器に接続される分岐管路とからなる閉ループ
内に前記給復水系管路内に存在する冷却材を循環させる
とともに前記復水器内を負圧にして前記冷却材中の溶存
酸素濃度を約５０〜２００ｐｐｂの範囲に制御し、前記
復水器内の負圧による溶存酸素濃度の調節が困難で前記
冷却材中の溶存酸素濃度が不足する時、前記溶存酸素濃
度が約５０〜２００ｐｐｂの範囲になるように酸素を前
記冷却材中に注入する原子炉配管の腐食防止方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP51000876A JPS6048716B2 (ja) | 1976-01-07 | 1976-01-07 | 原子炉配管の腐食防止方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP51000876A JPS6048716B2 (ja) | 1976-01-07 | 1976-01-07 | 原子炉配管の腐食防止方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5285696A JPS5285696A (en) | 1977-07-16 |
| JPS6048716B2 true JPS6048716B2 (ja) | 1985-10-29 |
Family
ID=11485863
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP51000876A Expired JPS6048716B2 (ja) | 1976-01-07 | 1976-01-07 | 原子炉配管の腐食防止方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6048716B2 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5439791A (en) * | 1977-09-02 | 1979-03-27 | Hitachi Ltd | Operation method of reactor |
| JPS56112690A (en) * | 1980-02-12 | 1981-09-05 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor cooling device |
| JPS5754897A (en) * | 1980-09-20 | 1982-04-01 | Hitachi Ltd | Atomic power plant |
| JPH0229364Y2 (ja) * | 1984-12-18 | 1990-08-07 | ||
| JPS63271196A (ja) * | 1987-09-12 | 1988-11-09 | Hitachi Ltd | 鉄系構造材への放射性イオンの付着防止方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3663725A (en) * | 1970-04-23 | 1972-05-16 | Gen Electric | Corrosion inhibition |
-
1976
- 1976-01-07 JP JP51000876A patent/JPS6048716B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5285696A (en) | 1977-07-16 |
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