JPS6091291A - 沸騰水冷却型原子炉 - Google Patents
沸騰水冷却型原子炉Info
- Publication number
- JPS6091291A JPS6091291A JP58199094A JP19909483A JPS6091291A JP S6091291 A JPS6091291 A JP S6091291A JP 58199094 A JP58199094 A JP 58199094A JP 19909483 A JP19909483 A JP 19909483A JP S6091291 A JPS6091291 A JP S6091291A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- water
- boiling water
- dissolved oxygen
- oxygen concentration
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は沸騰水冷却型原子炉に係り５特に原子炉冷却系
のステンレス鋼の応力腐食割れ対策として水素注入を実
施するプラントに使用するに好）尚な沸騰水冷却型原子
炉に関する。
のステンレス鋼の応力腐食割れ対策として水素注入を実
施するプラントに使用するに好）尚な沸騰水冷却型原子
炉に関する。
中性純水中のオーステナイト系ステンレス鋼の応力腐食
割れ感受性を示すデータを第１図に示す図から明らかな
ように、溶存酸素濃度を下げると応力腐食割れ感受性が
低減し・ｓ ｏ ｐＩ）ｂ程度以下にすると応力腐食割
れを防止しうろことを示している。
割れ感受性を示すデータを第１図に示す図から明らかな
ように、溶存酸素濃度を下げると応力腐食割れ感受性が
低減し・ｓ ｏ ｐＩ）ｂ程度以下にすると応力腐食割
れを防止しうろことを示している。
原子炉冷却材として中性純水を使用する沸騰水冷却型原
子炉の炉水中溶存酸素を下げて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ため水素注入法の検討
が進められている。水素注入を行う沸騰水冷却型原子炉
の系統構成の従来例を第２図に示す。
子炉の炉水中溶存酸素を下げて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ため水素注入法の検討
が進められている。水素注入を行う沸騰水冷却型原子炉
の系統構成の従来例を第２図に示す。
原子炉圧力容器１、再循環ポンプ２．配管類より構成さ
れる原子炉冷却系を循環する炉水の溶存酸素濃度を下け
るため、水素注入装置３を設け、タービン４を駆動し復
水器５で凝縮した蒸気を炉心へ送る給水配管６を介して
炉水中に水素を注入している。水素注入の便宜上、注入
点は比較的圧力の低い給水ポンプ７の入口側が選ばれて
いる。
れる原子炉冷却系を循環する炉水の溶存酸素濃度を下け
るため、水素注入装置３を設け、タービン４を駆動し復
水器５で凝縮した蒸気を炉心へ送る給水配管６を介して
炉水中に水素を注入している。水素注入の便宜上、注入
点は比較的圧力の低い給水ポンプ７の入口側が選ばれて
いる。
水素注入の水質改善効果を監視するため酸素計８で炉水
の溶存酸素濃度を監視しているが、従来使用されて来た
酸素計は、測定前に炉水の減温減圧操作を必要とした。
の溶存酸素濃度を監視しているが、従来使用されて来た
酸素計は、測定前に炉水の減温減圧操作を必要とした。
この減温減圧桟構の一例を第３図に示す。測定する炉水
はサンプリングライン９によって、サンプルクーラー１
０１Ｃ導びかれ減温される。更に減圧機構１１で減圧さ
れ、溶存酸素計１２に導びかれ測定される。以上のよう
な操作のために、サンプリングしてから’１ｌｌｌ定す
るまでに、数分以上の時間を要していた。
はサンプリングライン９によって、サンプルクーラー１
０１Ｃ導びかれ減温される。更に減圧機構１１で減圧さ
れ、溶存酸素計１２に導びかれ測定される。以上のよう
な操作のために、サンプリングしてから’１ｌｌｌ定す
るまでに、数分以上の時間を要していた。
一方・炉水水質の最近の研究によると・放射線のｒｔ
４１ｉ１ ｋ受けて炉水は炉内で、種々の分解生成物の
反応ケ起こすことが知られてきた。従って、これらの彩
りを受けて炉水中の溶存酸素濃度も場所によって、又は
、サンプリングする−までに要する時間によってもかな
り変化することが考えられる。
４１ｉ１ ｋ受けて炉水は炉内で、種々の分解生成物の
反応ケ起こすことが知られてきた。従って、これらの彩
りを受けて炉水中の溶存酸素濃度も場所によって、又は
、サンプリングする−までに要する時間によってもかな
り変化することが考えられる。
原子炉内・ダウンカマ部、再循環系で、溶存酸素、溶存
水素、溶存過酸化水素のｆｌａｔがかなり違って米て論
る。（炉水が再循環系を一巡する時間は、プラントによ
っても異なるが、３０〜４０秒程度である。） 従って・従来の酸素計の指示値と、炉水中の溶存酸素濃
度との間には差が生じており、水素注入等の水質改善対
策を実施する場合に、従来の酸素計の指示値を水質改善
効果の尺度として使用しにぐいという問題点があった。
水素、溶存過酸化水素のｆｌａｔがかなり違って米て論
る。（炉水が再循環系を一巡する時間は、プラントによ
っても異なるが、３０〜４０秒程度である。） 従って・従来の酸素計の指示値と、炉水中の溶存酸素濃
度との間には差が生じており、水素注入等の水質改善対
策を実施する場合に、従来の酸素計の指示値を水質改善
効果の尺度として使用しにぐいという問題点があった。
本発明の目的は・水素注入等の水質改善対策実施時に、
炉水中の溶存酸素濃度を正しく測定しうる装置を備え、
測定値を水質改善効果の尺度として使用可能にした沸騰
水冷却型原子炉を提供するにある。
炉水中の溶存酸素濃度を正しく測定しうる装置を備え、
測定値を水質改善効果の尺度として使用可能にした沸騰
水冷却型原子炉を提供するにある。
本発明は、炉水中の溶存酸素濃度を′正しく測定するた
め、減温減圧操作を含むサンプリング中の酸素濃度変化
を排除できる高圧高温酸素計を使用し・その測定値を水
質改善効果の尺度として使用するようにしたものである
。
め、減温減圧操作を含むサンプリング中の酸素濃度変化
を排除できる高圧高温酸素計を使用し・その測定値を水
質改善効果の尺度として使用するようにしたものである
。
第４図は本発明を適用した水素注入を行う沸騰水冷却型
原子炉の一実施例を示す系統図である。
原子炉の一実施例を示す系統図である。
再循環ポンプ１５の入口から炉水全増水し・炉浄化系脱
塩器２１の入口に戻す炉水監視ライン１１に炉水環境条
件監視装置１２が設けられている。
塩器２１の入口に戻す炉水監視ライン１１に炉水環境条
件監視装置１２が設けられている。
第５図は炉水環境条件監視装置２５の系統構成例を示す
もので・高圧高温酸素計２６、腐食電位測定装置２７
（！：８ Ｓ ＲＴ （５ＩＯＷ ５ｔｒａｉｎ Ｒａ
ｔｅ’ｌ’ｅｓｔ）装置２８ 、 ＵＣＬＴ （’［Ｊ
ｎｉａｘｉａｌＣｏｎｓｔａｎｔ ｌ、ｏａｄ ’ｆｅ
ｓｔ）装置２９とが並列に設置され、高圧高温状態で各
測定監視を実施している。高圧高温酸素計の出力信号は
水素注入装置１６に導びかれ、炉水中の溶存酸素濃度が
約２０〜５０ｐｐｂ となるよう水素注入量を制御して
いる。
もので・高圧高温酸素計２６、腐食電位測定装置２７
（！：８ Ｓ ＲＴ （５ＩＯＷ ５ｔｒａｉｎ Ｒａ
ｔｅ’ｌ’ｅｓｔ）装置２８ 、 ＵＣＬＴ （’［Ｊ
ｎｉａｘｉａｌＣｏｎｓｔａｎｔ ｌ、ｏａｄ ’ｆｅ
ｓｔ）装置２９とが並列に設置され、高圧高温状態で各
測定監視を実施している。高圧高温酸素計の出力信号は
水素注入装置１６に導びかれ、炉水中の溶存酸素濃度が
約２０〜５０ｐｐｂ となるよう水素注入量を制御して
いる。
高圧高温状態での測定を終った炉水は、冷却減圧後５通
常の酸素計３０他の計器によシ溶存酸素濃度、電気伝導
度、ＩＩＨ等の測定を実施しているが、これは従来例と
の比較を目的としたものである。
常の酸素計３０他の計器によシ溶存酸素濃度、電気伝導
度、ＩＩＨ等の測定を実施しているが、これは従来例と
の比較を目的としたものである。
尚、第４図及び第５図の実施例では、高圧高温酸素計を
炉水監視ラインに設置しているが、再循環系、炉浄化系
等に直接設置することも可能である。
炉水監視ラインに設置しているが、再循環系、炉浄化系
等に直接設置することも可能である。
本発明によると、炉水の溶存酸素濃度が正しく測定でき
るので・水素注入等による炉水の水質改善効果を正しく
監視できる。また、正しい酸素濃度測定値により注入水
素量等の水質改善パラメータを制御し・水質を目標値に
保持することができるので応力腐食割れ等を効果的に防
止できるという効果がある。
るので・水素注入等による炉水の水質改善効果を正しく
監視できる。また、正しい酸素濃度測定値により注入水
素量等の水質改善パラメータを制御し・水質を目標値に
保持することができるので応力腐食割れ等を効果的に防
止できるという効果がある。
第１図は中性純水中のオーステナイト系ステンレス鋼の
応力腐食割れ感受性を示すデータ線図・第２図は沸騰水
冷却型原子炉の従来例を示す系統図、第３図はサンプリ
ングラインの減温減圧機構の従来例を示す系統図、第４
図は本発明を沸騰水型原子炉に適用した場合の一実施例
の系統図、第５図は同じく他の実施例の系統図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・再循環ポンプ、３・
・・水素注入装置、４・・・タービン、５・・・復水器
、６・・・給水配管、７・・・給水ポンプ、２３・・・
高温高圧溶存酸素測定装置、２４・・・炉水増水ライン
、２５・・・炉水環境条件監視装置、２６・・・高温高
圧溶存酸素計・２７・・・腐食電位測定装置、２８・・
・５ＳＲＴ装置。 ２９・・・ＵＣＬＴ装置、３ｏ川溶存酸素計。 芽 １ 区 ７３ 図 １４図 ／ｌ
応力腐食割れ感受性を示すデータ線図・第２図は沸騰水
冷却型原子炉の従来例を示す系統図、第３図はサンプリ
ングラインの減温減圧機構の従来例を示す系統図、第４
図は本発明を沸騰水型原子炉に適用した場合の一実施例
の系統図、第５図は同じく他の実施例の系統図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・再循環ポンプ、３・
・・水素注入装置、４・・・タービン、５・・・復水器
、６・・・給水配管、７・・・給水ポンプ、２３・・・
高温高圧溶存酸素測定装置、２４・・・炉水増水ライン
、２５・・・炉水環境条件監視装置、２６・・・高温高
圧溶存酸素計・２７・・・腐食電位測定装置、２８・・
・５ＳＲＴ装置。 ２９・・・ＵＣＬＴ装置、３ｏ川溶存酸素計。 芽 １ 区 ７３ 図 １４図 ／ｌ
Claims (1)
- １、減圧減温操作を含むサンプリング中の酸素濃度変イ
は排除し、炉水中の溶存酸素濃度を正しく測定するため
、炉水環境で使用可能な高圧高温酸素計を備えたことを
特徴とする沸騰水冷却型原子炉・
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58199094A JPS6091291A (ja) | 1983-10-26 | 1983-10-26 | 沸騰水冷却型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58199094A JPS6091291A (ja) | 1983-10-26 | 1983-10-26 | 沸騰水冷却型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6091291A true JPS6091291A (ja) | 1985-05-22 |
Family
ID=16402013
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58199094A Pending JPS6091291A (ja) | 1983-10-26 | 1983-10-26 | 沸騰水冷却型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6091291A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003514647A (ja) * | 1999-11-02 | 2003-04-22 | ブリタ ゲーエムベーハー | 液体用濾過装置 |
-
1983
- 1983-10-26 JP JP58199094A patent/JPS6091291A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2003514647A (ja) * | 1999-11-02 | 2003-04-22 | ブリタ ゲーエムベーハー | 液体用濾過装置 |
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