JPS62140099A - 原子力発電プラントの防蝕皮膜生成方法及びその装置 - Google Patents
原子力発電プラントの防蝕皮膜生成方法及びその装置Info
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- JPS62140099A JPS62140099A JP60282638A JP28263885A JPS62140099A JP S62140099 A JPS62140099 A JP S62140099A JP 60282638 A JP60282638 A JP 60282638A JP 28263885 A JP28263885 A JP 28263885A JP S62140099 A JPS62140099 A JP S62140099A
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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
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- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Magnetic Heads (AREA)
- 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】
〔発明の技術分野〕
本発明は、例えば、沸騰水型の原子力発電所における原
子炉の配管等に酸化皮膜を生成する原子力発電プラント
の防蝕皮膜生成方法くブレフィルミング運転方法）及び
ぞの装「９に関づる。
子炉の配管等に酸化皮膜を生成する原子力発電プラント
の防蝕皮膜生成方法くブレフィルミング運転方法）及び
ぞの装「９に関づる。
（発明の技術的前日〕
一般に、原子力発電プラン１〜に＋３ける原子炉内は、
中性子による放射化によって放射性核種を生成する。こ
の放射性核種は、一次冷却系配管やこれに接続される機
器の配管に酸化皮膜を生成していく段階でその酸化皮膜
中に取り込まれ、その結果、上記一次冷ｒＪｌ系や上記
機器の周刀の放α１性線線ｍ率が増大し、これに起因し
て、定期点検時、原子力発電プラントに従事する作業者
の被曝が予測される。
中性子による放射化によって放射性核種を生成する。こ
の放射性核種は、一次冷却系配管やこれに接続される機
器の配管に酸化皮膜を生成していく段階でその酸化皮膜
中に取り込まれ、その結果、上記一次冷ｒＪｌ系や上記
機器の周刀の放α１性線線ｍ率が増大し、これに起因し
て、定期点検時、原子力発電プラントに従事する作業者
の被曝が予測される。
原子力発電設備の安全性及び信頼性を向上１゛るために
は、上記従業者の被曝低減を図ることがきわめて重要で
ある。そこで、従業者の被曝防止手段として、原子炉内
に持ち込まれて放射化される不純物を低減すると共に、
上記一次冷却系配管及び上記機器配管の酸化皮膜に取り
込まれる放射性核種の線ｍ率を低減することが望まれて
いる。
は、上記従業者の被曝低減を図ることがきわめて重要で
ある。そこで、従業者の被曝防止手段として、原子炉内
に持ち込まれて放射化される不純物を低減すると共に、
上記一次冷却系配管及び上記機器配管の酸化皮膜に取り
込まれる放射性核種の線ｍ率を低減することが望まれて
いる。
又一方、上記一次冷却系やこれに接続される機器に使用
されるステンレス材による管体は、初期に、その表面に
クロムに富む皮膜を生じ、その後。
されるステンレス材による管体は、初期に、その表面に
クロムに富む皮膜を生じ、その後。
この皮１摸の外がわに向って生じるイオンの拡散とその
皮膜の内がわに向って生じる酸素の拡散とによって腐蝕
が進行する。又、上記クロム皮膜層は、マグネタイトと
君われるＦｅ５ｏ４の酸化物を生成して防蝕性を増すと
言われているけれども、上記マグネタイ［・は、下記の
式に示ず反応により、ニッケル、コバルト等を取り込ん
でスピネル酸化物となる。
皮膜の内がわに向って生じる酸素の拡散とによって腐蝕
が進行する。又、上記クロム皮膜層は、マグネタイトと
君われるＦｅ５ｏ４の酸化物を生成して防蝕性を増すと
言われているけれども、上記マグネタイ［・は、下記の
式に示ず反応により、ニッケル、コバルト等を取り込ん
でスピネル酸化物となる。
２ト２Ｉ
Ｆｅ Ｏ＋ＣＯＣｏ−Ｆｅ２Ｏ４＋「ｅ原子炉が運転
を始めると、原子炉の一次冷却系に使用されるステンレ
ス材による管体の内面には、原子炉の運転温度条件に一
致した酸化皮膜の生成が始まると同時に、原子炉の水中
には、中性子の照射により、例えば、Ｃｏ−５８，Ｃｏ
−６０等の放射性核種が生成して増加する。
を始めると、原子炉の一次冷却系に使用されるステンレ
ス材による管体の内面には、原子炉の運転温度条件に一
致した酸化皮膜の生成が始まると同時に、原子炉の水中
には、中性子の照射により、例えば、Ｃｏ−５８，Ｃｏ
−６０等の放射性核種が生成して増加する。
即ら、ステンレス材の表面のマグネタイト（Ｆｅ３０４
）皮膜の生成に合せて、原子炉水中（７） Ｉｌｌ ’
ＪＪ 性核種−ｃ アルＣＯ５８、Ｃ０６０８カスビネ
ル酸化物として皮膜中に取り込まれるので、上記一次冷
却系を上記ステンレス材の配管としたとき、この一次冷
却系の放射線線ω率が増加し、原子炉プラン１−の定期
点検時、上記一次冷Ｕｌ系やこれに接続した機器の分解
点検に従事する者の被曝が予測される。
）皮膜の生成に合せて、原子炉水中（７） Ｉｌｌ ’
ＪＪ 性核種−ｃ アルＣＯ５８、Ｃ０６０８カスビネ
ル酸化物として皮膜中に取り込まれるので、上記一次冷
却系を上記ステンレス材の配管としたとき、この一次冷
却系の放射線線ω率が増加し、原子炉プラン１−の定期
点検時、上記一次冷Ｕｌ系やこれに接続した機器の分解
点検に従事する者の被曝が予測される。
本発明は、上述した事情に鑑みてなされたものであって
、原子炉一次冷却系やこれらの関連機器の放射性核様の
生成を防止し、線ｍ率を低減して安全性及び信頼性の向
上を図ることができる原子炉プラントの防蝕皮膜生成方
法及びその装置を提供することを目的とする。
、原子炉一次冷却系やこれらの関連機器の放射性核様の
生成を防止し、線ｍ率を低減して安全性及び信頼性の向
上を図ることができる原子炉プラントの防蝕皮膜生成方
法及びその装置を提供することを目的とする。
本発明は、原子炉の核加熱前に溶存酸素供給源からの圧
力流体を一定の酸素濃度にして、これを制御棒駆動水冷
Ｊｕｌ系を通して原子炉及び一次冷却系へ圧送すると共
に、原子炉の再循環ポンプを駆動し、この再循環ポンプ
によるジュール熱で原子炉水を高温度に加熱することに
より、上記一次冷ノ」系及び関連機器に酸化皮膜を生成
させる方法である。
力流体を一定の酸素濃度にして、これを制御棒駆動水冷
Ｊｕｌ系を通して原子炉及び一次冷却系へ圧送すると共
に、原子炉の再循環ポンプを駆動し、この再循環ポンプ
によるジュール熱で原子炉水を高温度に加熱することに
より、上記一次冷ノ」系及び関連機器に酸化皮膜を生成
させる方法である。
さらに、本発明は、原子炉に再循環ポンプを備えた再循
環系を設置プ、これに一次冷ｆＪＩ系を接続し、この一
次冷却系に溶存酸素１２ンサをイ」設し、上記原子炉と
溶存酸素供給源とを制御棒駆動水冷却系で接続し、この
制御棒駆動水冷ＮＩ系に原子炉の圧力を検出して制御さ
れる流量調整弁及びＣ，Ｒ。
環系を設置プ、これに一次冷ｆＪＩ系を接続し、この一
次冷却系に溶存酸素１２ンサをイ」設し、上記原子炉と
溶存酸素供給源とを制御棒駆動水冷却系で接続し、この
制御棒駆動水冷ＮＩ系に原子炉の圧力を検出して制御さ
れる流量調整弁及びＣ，Ｒ。
Ｄポンプを設け、原子炉の核加熱前に再循環ポンプ及び
Ｃ，Ｒ，Ｄポンプを駆動し、この再循環ポンプによるジ
ュール熱で炉水を加熱すると共に、Ｃ，Ｒ，Ｄポンプで
加圧して一定の酸素濃度で酸化皮膜を生成するように構
成したものである。
Ｃ，Ｒ，Ｄポンプを駆動し、この再循環ポンプによるジ
ュール熱で炉水を加熱すると共に、Ｃ，Ｒ，Ｄポンプで
加圧して一定の酸素濃度で酸化皮膜を生成するように構
成したものである。
以下、本発明を図示の一実施例について説明する。
第１図にＪ３いて、符号１は、原子力発電プラン１〜に
Ｊ５Ｌノる沸騰水型の原子炉であって、この原子炉１に
は、再循環ポンプ２を備えた再循環系３が設けられてお
り、この再循環系３には、原子炉１の一次冷却系４が接
続されている。又、この一次冷却系４には、原子炉水溶
存酸素計５ａと原子炉溶存酸素制御系５ｂとで構成され
た溶存酸素センサが５が付設されてＪ３す、この溶存酸
素センサは、脱」−水供給管６に設置された脱塩水供給
弁７と電気的に接続されている。さらに、上記原子炉１
の下部に設りられた制御棒駆動機構（図示省略）と復水
貯蔵タンクによる溶存酸素供給源８とは、制御棒駆動水
冷却系９及びＶ！述づる回収ライン２３によって接続さ
れており、この溶存酸素供給源８は、溶存酸素を充分に
含んだ水を貯蔵している。
Ｊ５Ｌノる沸騰水型の原子炉であって、この原子炉１に
は、再循環ポンプ２を備えた再循環系３が設けられてお
り、この再循環系３には、原子炉１の一次冷却系４が接
続されている。又、この一次冷却系４には、原子炉水溶
存酸素計５ａと原子炉溶存酸素制御系５ｂとで構成され
た溶存酸素センサが５が付設されてＪ３す、この溶存酸
素センサは、脱」−水供給管６に設置された脱塩水供給
弁７と電気的に接続されている。さらに、上記原子炉１
の下部に設りられた制御棒駆動機構（図示省略）と復水
貯蔵タンクによる溶存酸素供給源８とは、制御棒駆動水
冷却系９及びＶ！述づる回収ライン２３によって接続さ
れており、この溶存酸素供給源８は、溶存酸素を充分に
含んだ水を貯蔵している。
さらに又、上記制御棒駆動水冷却系９には、流量調整弁
１０、溶存酸素計５ａ及びＣ，Ｒ，Ｄポンプ（制御棒駆
ｖＪ装置用ポンプ）１１が設【プられており、上記原子
炉１に付設された圧力センサ１２は、上記流量調整弁１
０に炉内圧力を検出するようにして接続されている。又
、上記制御棒駆動水冷却系９には、脱塩水供給管６が接
続されており、この脱塩水供給管６の脱塩水は、脱塩水
供給弁７が開弁じたとき、上記制御棒駆動水冷却系９の
溶存酸素を含んだ水と合流して原子炉へ供給されるよう
になっている。
１０、溶存酸素計５ａ及びＣ，Ｒ，Ｄポンプ（制御棒駆
ｖＪ装置用ポンプ）１１が設【プられており、上記原子
炉１に付設された圧力センサ１２は、上記流量調整弁１
０に炉内圧力を検出するようにして接続されている。又
、上記制御棒駆動水冷却系９には、脱塩水供給管６が接
続されており、この脱塩水供給管６の脱塩水は、脱塩水
供給弁７が開弁じたとき、上記制御棒駆動水冷却系９の
溶存酸素を含んだ水と合流して原子炉へ供給されるよう
になっている。
一方、上記−水冷却系４には、原子炉冷却材浄化系のン
用過説塩塔１３が設置されており、この濾過脱塩塔１３
の近傍の上記−水冷却系４には、酸素ガス供給源１４が
開閉弁１５を介して接続されている。
用過説塩塔１３が設置されており、この濾過脱塩塔１３
の近傍の上記−水冷却系４には、酸素ガス供給源１４が
開閉弁１５を介して接続されている。
又、上記原子炉１と蒸気タービン１６とは主蒸気管２つ
で接続されており、この蒸気タービン１６には、復水器
１７が接続されており、この復水器１７の復水器ホット
ウェル１７ａと上記一次冷ノ」系４とは廃棄物処理系１
８を備えた原子炉水ダンプ配管１９で接続されている。
で接続されており、この蒸気タービン１６には、復水器
１７が接続されており、この復水器１７の復水器ホット
ウェル１７ａと上記一次冷ノ」系４とは廃棄物処理系１
８を備えた原子炉水ダンプ配管１９で接続されている。
さらに、上記復水器ホットウェル１７ａの下部と原子炉
１とは、給水再循環系２０と開閉弁２８ａを有する給水
ライン２８で接続されており、しかも、この給水再循環
系２０の一端は、上記復水器１７の上部に接続されてい
る。ざらに又、上記給水再循環系２０には、復水ポンプ
２０ａ、復水フィルタ２１及び復水器ＪＳ２ｊ！５２２
が順に配設されており、この復水脱塩塔２２の吐出がわ
の給水再循環系２０には余剰復水を回収する回収ライン
２３が接続されている。又、この回収ライン２３の他端
は、前記復水器ホットウェル１７ａに接続されており、
この回収ライン２３には、前記溶存酸素供給源８及び復
水移送ポンプ２４が設置されている。
１とは、給水再循環系２０と開閉弁２８ａを有する給水
ライン２８で接続されており、しかも、この給水再循環
系２０の一端は、上記復水器１７の上部に接続されてい
る。ざらに又、上記給水再循環系２０には、復水ポンプ
２０ａ、復水フィルタ２１及び復水器ＪＳ２ｊ！５２２
が順に配設されており、この復水脱塩塔２２の吐出がわ
の給水再循環系２０には余剰復水を回収する回収ライン
２３が接続されている。又、この回収ライン２３の他端
は、前記復水器ホットウェル１７ａに接続されており、
この回収ライン２３には、前記溶存酸素供給源８及び復
水移送ポンプ２４が設置されている。
なお、上記復水器１７には、真空エゼクタ−２５を備え
た排ガス系２６が接続されており、この復水器１７は、
真空エゼクタ−２５によって所定の真空度を保つように
なっている。又、上記給水ライン２８の開閉弁２８ａは
、原子炉１の通常運転時では開弁している。
た排ガス系２６が接続されており、この復水器１７は、
真空エゼクタ−２５によって所定の真空度を保つように
なっている。又、上記給水ライン２８の開閉弁２８ａは
、原子炉１の通常運転時では開弁している。
以下、本発明の作用について説明する。
今、原子炉の晟初の起動以前に、ブレフィルミング運転
を実施して防蝕皮膜を生成する場合。
を実施して防蝕皮膜を生成する場合。
予め、原子炉１を満水状態しておく。次に、再循環ポン
プ２及びＣ，Ｒ，Ｄポンプ１１を駆動し、上記原子炉の
圧力を高圧に１１待したま）、再循環ポンプ２の回転数
を上昇させ、この再循環ポンプ２のジュール熱を利用し
て上記原子炉水温度を上界させる。原子炉水温度上界に
伴い、炉水の熱膨張による原子炉圧力が上界すると、圧
力センサ１２からの信号により、流量調整弁１０が絞り
込まれ、原子炉１の圧力を一定に維持しつ）、原子炉水
温度が上昇する。
プ２及びＣ，Ｒ，Ｄポンプ１１を駆動し、上記原子炉の
圧力を高圧に１１待したま）、再循環ポンプ２の回転数
を上昇させ、この再循環ポンプ２のジュール熱を利用し
て上記原子炉水温度を上界させる。原子炉水温度上界に
伴い、炉水の熱膨張による原子炉圧力が上界すると、圧
力センサ１２からの信号により、流量調整弁１０が絞り
込まれ、原子炉１の圧力を一定に維持しつ）、原子炉水
温度が上昇する。
原子炉水温度を通常原子炉の運転時の約２８０℃程度に
維持するためには、原子炉１では、飽和温度が２８０℃
以上になるように、高圧状（ぷを維持する必要があるが
、このような高温・高圧状態では、原子炉１の一次冷却
系４を構成するステンレス材の配管に対する高い溶存酸
素下の応力腐蝕割れの見地から、原子炉水溶存酸素を制
御することが不可欠であり、しかも、緻密な防蝕性に富
む酸化皮膜を形成する上で、原子炉水溶存酸素濃度を可
能な限り高く維持することが望まれる。
維持するためには、原子炉１では、飽和温度が２８０℃
以上になるように、高圧状（ぷを維持する必要があるが
、このような高温・高圧状態では、原子炉１の一次冷却
系４を構成するステンレス材の配管に対する高い溶存酸
素下の応力腐蝕割れの見地から、原子炉水溶存酸素を制
御することが不可欠であり、しかも、緻密な防蝕性に富
む酸化皮膜を形成する上で、原子炉水溶存酸素濃度を可
能な限り高く維持することが望まれる。
一方、通常原子炉運転中にＪ５いて、原子炉水溶存酸素
は、冷却水の放射線分解作用で約２００〜３００ ＰＰ
ｂとなっており、ステンレス材による応力ＩＯ！４蝕割
れを防止するための維持基準直は４００ＰＰｂ以下とな
っている。
は、冷却水の放射線分解作用で約２００〜３００ ＰＰ
ｂとなっており、ステンレス材による応力ＩＯ！４蝕割
れを防止するための維持基準直は４００ＰＰｂ以下とな
っている。
そこで、上述した点を考慮し、原子炉溶存酸素を４００
ＰＩ”１１に維持するためには、原子炉１へ供給される
制陣棒駆動系冷ｆＪｌ水の溶＃酸素濃度を制ｉ２＋＋
シ、これによって原子炉水溶存酸素を制御する。
ＰＩ”１１に維持するためには、原子炉１へ供給される
制陣棒駆動系冷ｆＪｌ水の溶＃酸素濃度を制ｉ２＋＋
シ、これによって原子炉水溶存酸素を制御する。
即も、真空エゼクタ２５を用いて復水器ホットウェル１
７ａを真空状態に維持し、脱気水を生成すると共に、復
水ポンプ２０ａを駆動して、復水を復水フィルタ２１及
び復水脱塩塔１２で浄化し、給水再循環系２０を経て連
続的に再循環浄化しておく。
７ａを真空状態に維持し、脱気水を生成すると共に、復
水ポンプ２０ａを駆動して、復水を復水フィルタ２１及
び復水脱塩塔１２で浄化し、給水再循環系２０を経て連
続的に再循環浄化しておく。
次に、復水ＩＢ２ 塩浴２２の吐出がわに接続した回収
ライン２３を用いて浄化脱気水の一部をＣ，Ｒ，Ｄポン
プ１１の水源とすると共に、このＣ，Ｒ，Ｄポンプ１１
の吸込みがわに飽和溶存酸素の脱塩水を脱塩水供給管９
から供給し、上記脱気水と飽和溶存酸素の脱塩水とを混
合して原子炉１へ供給すると同時に、原子炉水溶存酸素
計５ａでその溶存酸素濃度を監視する。又一方、原子炉
水溶存酸素濃度は溶存酸素センサ５によって連続的に監
視すると共に、原子炉水酸素を４００ ＰＰｂに維持す
るように、上記溶存酸素センサ５からの検出信号によっ
て脱塩水供給弁７を制御し、これによって原子炉水溶存
酸素を４ Ｑ Ｑ ＰＰｂに制御する。
ライン２３を用いて浄化脱気水の一部をＣ，Ｒ，Ｄポン
プ１１の水源とすると共に、このＣ，Ｒ，Ｄポンプ１１
の吸込みがわに飽和溶存酸素の脱塩水を脱塩水供給管９
から供給し、上記脱気水と飽和溶存酸素の脱塩水とを混
合して原子炉１へ供給すると同時に、原子炉水溶存酸素
計５ａでその溶存酸素濃度を監視する。又一方、原子炉
水溶存酸素濃度は溶存酸素センサ５によって連続的に監
視すると共に、原子炉水酸素を４００ ＰＰｂに維持す
るように、上記溶存酸素センサ５からの検出信号によっ
て脱塩水供給弁７を制御し、これによって原子炉水溶存
酸素を４ Ｑ Ｑ ＰＰｂに制御する。
なお、こ）で、上記一次冷却系４やこれに接続された機
器に緻密な防蝕性酸化皮膜を生成するために、原子炉水
中の溶存酸素が消費され、原子炉溶存酸素濃度を４ Ｑ
Ｑ ＰＰｂに維持できなくなったとさ−には、開閉弁
１５を開弁じて酸素ガス供給源１４の酸素を一次冷却系
４を通して原子炉１へ供給し、原子炉水溶存酸索淵瓜を
４ Ｑ Ｑ ＰＰｂに制御する。
器に緻密な防蝕性酸化皮膜を生成するために、原子炉水
中の溶存酸素が消費され、原子炉溶存酸素濃度を４ Ｑ
Ｑ ＰＰｂに維持できなくなったとさ−には、開閉弁
１５を開弁じて酸素ガス供給源１４の酸素を一次冷却系
４を通して原子炉１へ供給し、原子炉水溶存酸索淵瓜を
４ Ｑ Ｑ ＰＰｂに制御する。
このようにしで、本発明は、Ｃ，Ｒ，Ｄポンプ１１を駆
動して原子炉１を加圧すると同時に、再循環ポンプ２の
ジュール熱を利用して原子炉１を加熱し、高温・高圧状
態を維持すると共に、制ｔａ棒駆動水冷却系９の溶存酸
素濃度を制御することによって、原子炉溶存酸素を一定
に維持し、原子炉１の核加熱以前に、一次冷却系４やこ
れらに連結された機器に防蝕性に富む緻密な酸化皮膜を
生成する。
動して原子炉１を加圧すると同時に、再循環ポンプ２の
ジュール熱を利用して原子炉１を加熱し、高温・高圧状
態を維持すると共に、制ｔａ棒駆動水冷却系９の溶存酸
素濃度を制御することによって、原子炉溶存酸素を一定
に維持し、原子炉１の核加熱以前に、一次冷却系４やこ
れらに連結された機器に防蝕性に富む緻密な酸化皮膜を
生成する。
従って、本発明は、核加熱以後、一次冷却系やこれらの
機器の内面に形成された酸化皮膜によって放射性核種を
低減することができると共に、配管や機器の線ω率の上
界を抑制し、従事者の被曝を防止することができる。
機器の内面に形成された酸化皮膜によって放射性核種を
低減することができると共に、配管や機器の線ω率の上
界を抑制し、従事者の被曝を防止することができる。
囚に、本発明によるプレフレミング運転方法は、核加熱
前に限定されるものではなく、例えば、核加熱初期時の
放射能濃度の低い時期に防蝕性酸化皮唆生成運転をして
もよいこと勿論である。
前に限定されるものではなく、例えば、核加熱初期時の
放射能濃度の低い時期に防蝕性酸化皮唆生成運転をして
もよいこと勿論である。
又一方、本発明は、一次冷却系４やこれらに接続された
ｍ器に酸化皮膜を生成することにより、第２図のグラフ
に示されるようになる。即ち、酸化皮膜を生成しない未
処理状態の付着放射能量曲線工に対し、本発明によるブ
レフィルミング処理を施して酸化皮膜による防蝕皮膜を
生成したものは、付着放射能量曲線■のように、付着放
射能はを約２０００時間経過しても増加することなく一
定に維持される。
ｍ器に酸化皮膜を生成することにより、第２図のグラフ
に示されるようになる。即ち、酸化皮膜を生成しない未
処理状態の付着放射能量曲線工に対し、本発明によるブ
レフィルミング処理を施して酸化皮膜による防蝕皮膜を
生成したものは、付着放射能量曲線■のように、付着放
射能はを約２０００時間経過しても増加することなく一
定に維持される。
以上述べたように本発明によれば、原子炉の核加熱前に
再循環ポンプ２及びＣ，Ｒ，Ｉ）ポンプ１１を駆動して
原子炉１内の圧力を高圧に維持し、再循環ポンプ２のジ
ュール熱で原子炉水を加熱し、一定の溶存酸素濃度で酸
化皮膜を生成するようになっているので、放射性核種を
低減することができるばかりでなく、原子炉の配管や機
器の線は率の上界を抑制して作業者の被曝を低減して安
全性の向上を図ることができる。
再循環ポンプ２及びＣ，Ｒ，Ｉ）ポンプ１１を駆動して
原子炉１内の圧力を高圧に維持し、再循環ポンプ２のジ
ュール熱で原子炉水を加熱し、一定の溶存酸素濃度で酸
化皮膜を生成するようになっているので、放射性核種を
低減することができるばかりでなく、原子炉の配管や機
器の線は率の上界を抑制して作業者の被曝を低減して安
全性の向上を図ることができる。
第１図は、本発明の原子力発電プラン１〜の防蝕皮膜生
成装置の回路図、第２図は、付着放射能量と浸漬時間と
の関係を示すグラフである。 １・・・原子炉、２・・・再循環ポンプ、４・・・一次
冷却系、５・・・溶存酸素センサ、６・・・脱塩水供給
管、７・・・脱塩水供給弁、８・・・溶存酸素供給源、
９・・・制陣捧駆動水冷７Ｊ］系、１０・・・流量調整
弁、１１・・・Ｃ，Ｒ，Ｄ・・・ポンプ、１２・・・圧
カレンサ、１４・・・酸素供給源、２３・・・回収ライ
ン。
成装置の回路図、第２図は、付着放射能量と浸漬時間と
の関係を示すグラフである。 １・・・原子炉、２・・・再循環ポンプ、４・・・一次
冷却系、５・・・溶存酸素センサ、６・・・脱塩水供給
管、７・・・脱塩水供給弁、８・・・溶存酸素供給源、
９・・・制陣捧駆動水冷７Ｊ］系、１０・・・流量調整
弁、１１・・・Ｃ，Ｒ，Ｄ・・・ポンプ、１２・・・圧
カレンサ、１４・・・酸素供給源、２３・・・回収ライ
ン。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉の核加熱前に溶存酸素供給源からの圧力流体
を一定の酸素濃度にして、これを制御棒駆動水冷却系を
通して原子炉及び一次冷却系へ圧送すると共に、原子炉
の再循環ポンプを駆動し、この再循環ポンプによるジュ
ール熱で原子炉水を高温度に加熱することにより、上記
一次冷却系及びこれに接続した機器に酸化皮膜を生成す
るようにしたことを特徴とする原子力発電プラントの防
蝕皮膜生成方法。 ２、原子炉に再循環ポンプを備えた再循環系を設け、こ
れに一次冷却系を接続し、この一次冷却系に溶存酸素セ
ンサを付設し、上記原子炉と溶存酸素供給源とを制御棒
駆動水冷却系で接続し、この制御棒駆動水冷却系に上記
原子炉の圧力を検出して制御される流量調整弁及びＣ、
Ｒ、Ｄポンプを設け、原子炉の核加熱前に再循環ポンプ
及びＣ、Ｒ、Ｄポンプを駆動し、この再循環ポンプによ
るジュール熱で炉水を加熱すると共に、 Ｃ、Ｒ、Ｄポンプで加圧して一定の酸素濃度で酸化皮膜
を生成するようにしたことを特徴とする原子力発電プラ
ントの防蝕皮膜生成装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60282638A JPH0636066B2 (ja) | 1985-12-16 | 1985-12-16 | 原子力発電プラントの防蝕皮膜生成方法及びその装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60282638A JPH0636066B2 (ja) | 1985-12-16 | 1985-12-16 | 原子力発電プラントの防蝕皮膜生成方法及びその装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62140099A true JPS62140099A (ja) | 1987-06-23 |
| JPH0636066B2 JPH0636066B2 (ja) | 1994-05-11 |
Family
ID=17655120
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60282638A Expired - Lifetime JPH0636066B2 (ja) | 1985-12-16 | 1985-12-16 | 原子力発電プラントの防蝕皮膜生成方法及びその装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0636066B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4981641A (en) * | 1987-12-23 | 1991-01-01 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Inhibition of nuclear-reactor coolant-circuit contamination |
| JP2013068614A (ja) * | 2011-09-23 | 2013-04-18 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 脱塩水を使用して原子炉冷却水サンプルの酸素濃度を調節する方法 |
| JP2017500558A (ja) * | 2013-12-10 | 2017-01-05 | ジョイント ストック カンパニー“アクメ−エンジニアリング” | 原子炉の鋼表面の内輪郭不動態化方法 |
| JP2021162404A (ja) * | 2020-03-31 | 2021-10-11 | 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 | 金属酸化物薄膜還元検知センサ |
-
1985
- 1985-12-16 JP JP60282638A patent/JPH0636066B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4981641A (en) * | 1987-12-23 | 1991-01-01 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Inhibition of nuclear-reactor coolant-circuit contamination |
| JP2013068614A (ja) * | 2011-09-23 | 2013-04-18 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 脱塩水を使用して原子炉冷却水サンプルの酸素濃度を調節する方法 |
| US9443621B2 (en) | 2011-09-23 | 2016-09-13 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Method of adjusting oxygen concentration of reactor water samples using demineralized water |
| JP2017500558A (ja) * | 2013-12-10 | 2017-01-05 | ジョイント ストック カンパニー“アクメ−エンジニアリング” | 原子炉の鋼表面の内輪郭不動態化方法 |
| JP2021162404A (ja) * | 2020-03-31 | 2021-10-11 | 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 | 金属酸化物薄膜還元検知センサ |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0636066B2 (ja) | 1994-05-11 |
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