JPS6319838B2

JPS6319838B2 -

Info

Publication number: JPS6319838B2
Application number: JP55076392A
Authority: JP
Inventors: Myuki Yanagisawa
Original assignee: Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1980-06-06
Filing date: 1980-06-06
Publication date: 1988-04-25
Also published as: JPS573086A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は沸騰水形原子炉等の一次冷却水中の酸
素濃度を規制して原子炉圧力容器内の機器の応力
腐食割れを防止する原子炉の運転方法に関する。

一般にたとえば沸騰水形原子炉圧力容器内に収
容された炉内機器はSUS304、SUS316等のステ
ンレス鋼材料で形成されている。ところでこのス
テンレス鋼材料は使用条件によつて応力腐食割れ
を生じることがある。この応力腐食割れは材料に
生じる応力、材料の組成等、および材料の周囲の
環境によつて影響され、従来から応力、材料的な
面からこの応力腐食割れを防止する対策が講じら
れている。また、材料の置かれている環境を改善
して応力腐食割れを防止することもなされてお
り、その手段は原子炉圧力容器内を流通する冷却
水すなわち一次冷却水中の酸素濃度を規制して応
力腐食割れを防止するものである。そして、この
一次冷却水の酸素濃度を規制するには一次冷却水
中に水素を注入し、この水素と酸素とを結合させ
て水に戻すことによつて酸素濃度を制御すること
がなされている。しかし、このように一次冷却水
中に水素を注入する場合、水素注入量が多すぎる
と一次冷却系の機器、部材に水素脆性が生じ、ま
た排ガス中の水素量が増大して排ガス処理装置の
負担が増大する等の不具合を生じる。また、水素
注入量が少なすぎると応力腐食割れ防止効果が不
充分になる等の不具合を生じる。このため水素注
入量は正確に規制する必要があるが、従来は一次
冷却水の溶存酸素濃度を測定してこれに対応して
水素注入量を制御していた。しかし、一次冷却水
中で酸素が発生する過程やこれが注入された水素
と結合する過程は複雑であり、単に一次冷却水の
溶存酸素濃度を測定し、これに対応して水素注入
量を制御するだけでは水素注入量を最適な値に制
御することができない不具合があつた。

本発明は以上の事情にもとづきなされたもの
で、その目的とするところは一次冷却水中に水素
を注入して応力腐食割れを防止する場合に最適な
水素注入量を得ることができる原子炉の運転方法
を提供するものである。

以下本発明を一実施例にしたがつて説明する。
まず、この一実施例を実施する原子力発電設備の
構成を第１図を参照して説明する。図中１は沸騰
水形原子炉の原子炉圧力容器であつて、この原子
炉圧力容器１内には炉心等の各種の炉内機器（図
示せず）が収容されている。そして、この原子炉
圧力容器１内を流通する冷却水すなわち一次冷却
水は炉心で加熱され、高温高圧の蒸気となり、主
蒸気管２を介して高圧タービン３および低圧ター
ビン４に送られるように構成されている。そし
て、低圧タービン４を出た蒸気は復水器５に送ら
れて凝縮され、復水となるように構成されてい
る。そして、この復水器５内の復水は低圧復水ポ
ンプ６によつて復水脱塩装置７に送られ、復水中
のイオンが除去されるように構成されている。そ
して、この復水脱塩装置７を出た復水は給水ポン
プ８によつて給水加熱器９に送られて加熱され、
原子炉圧力容器１内に送られるように構成されて
いる。また、上記復水器５で脱気された排ガスは
排ガス処理装置１０で処理され、スタツク１１か
ら排出されるように構成されている。また、上記
原子炉圧力容器１には原子炉再循環管路１２が接
続されており、原子炉圧力容器１内の一次冷却水
はこれらの原子炉再循環管路１２…および炉心を
通つて再循環されるように構成されている。な
お、１３は炉水浄化系である。また、１４は水素
注入装置である。１５はその水素供給源であつ
て、この水素供給源１５から供給された水素は注
入量制御機構１６を介して復水脱塩装置７と給水
ポンプ８との間の管路および原子炉再循環管路１
２内に注入されるように構成されている。また、
上記原子炉再循環管路１２には腐食電位測定装置
１７、溶存酸素濃度測定装置１８および溶存水素
濃度測定装置１９がそれぞれ設けられている。そ
して、上記腐食電位測定装置１７によつて一次冷
却水中にある炉内機器等に使用されている
SUS304、SUS316等のステンレス鋼材料の腐食
電位が測定され、また溶存酸素濃度測定装置１８
によつて一次冷却水の溶存酸素濃度が測定され、
さらに溶存水素濃度測定装置１９によつて一次冷
却水の溶存水素濃度が測定されるように構成され
ている。また、２０は運転出力検出装置であつ
て、原子炉の運転出力を検出するように構成され
ている。そして、上記腐食電位測定装置１７、溶
存酸素濃度測定装置１８、溶存水素濃度測定装置
１９および運転出力検出装置２０からの信号はそ
れぞれ電子計算機２１に送られるように構成され
ている。そして、この電子計算機２１は送られて
来る信号を総合的に処理して上記水素注入装置１
４の注入量制御機構１６に信号を送り、腐食電位
が−250ｍＶ〜−600ｍＶ、溶存酸素濃度が10〜
50ppb、溶存水素濃度が150ppb以下となるように
水素注入量を制御するものである。また、この電
子計算機２１は運転出力検出装置２０からの信号
に対応してたとえば始動時において一次冷却水の
溶存酸素濃度が急激に増大する期間には注入水素
量を通常運転時の水素注入量の２〜５倍に設定す
る水素注入モードの切換や運転出力に対応した水
素注入量の補正をおこなうように構成されてい
る。

次にこのような原子力発電設備を運転する方法
を説明する。原子炉を停止状態から起動させるに
はまず一次冷却水を循環させるとともに復水器５
内を真空引して一次冷却水を脱気し、原子炉停止
中に一次冷却水中に溶解した酸素等の濃度を所定
の値以下に下げる。次に原子炉の運転を開始する
が、原子炉の運転によつて一次冷却水の一部は放
射線分解されて酸素と水素を発生し、発生した酸
素は溶存酸素や過酸化水素の形で一次冷却水中に
存在する。そして、この一次冷却水中のステンレ
ス鋼材料の腐食電位および一次冷却水の溶存酸素
濃度が腐食電位測定装置１７および溶存酸素濃度
測定装置１８によつて測定され、その結果は電子
計算機２１に送られる。そして、この電子計算機
２１ではこれらの測定結果から最適の水素注入量
を算出し、これに対応して水素注入装置１４の注
入量制御機構１６を調整して水素注入量を制御す
る。そして、この水素注入量を制御することによ
つて腐食電位を−250ｍＶ〜−600ｍＶの範囲に維
持するとともに溶存酸素濃度を10〜50ppbの範囲
に維持し、炉内機器等のステンレス鋼材料の応力
腐食割れを確実に防止する。すなわち、ステンレ
ス鋼材料の応力腐食割れは腐食電位および溶存酸
素濃度によつて影響され、第４図に示す如く腐食
電位が−250ｍＶ以下でかつ溶存酸素濃度が
50ppb以下の範囲でその発生が確実に防止され
る。したがつて腐食電位や溶存酸素濃度をこれら
の値以下に規制することによつて応力腐食割れの
発生を確実に防止できる。ただし、腐食電位や溶
存酸素濃度をあまり低い値に維持すると水素注入
量が過大となつて機器や配管等に水素脆性を生じ
るとともに排ガス中の水素量が増大して排ガス処
理装置１０の負担が増大する不具合を生じ、かつ
腐食電位や溶存酸素濃度を低い値に維持しても応
力腐食割れ防止の効果は変らないものであるか
ら、腐食電位や溶存酸素濃度は応力腐食割れを防
止するに必要最小限の範囲に規制する必要があ
る。したがつて腐食電位の下限を−600ｍＶ、溶
存酸素濃度の下限を10ppbとしてこれらを−250
ｍＶ〜−600ｍＶ、10ppb〜50ppbとすることによ
つて応力腐食割れが確実に防止され、かつ水素注
入量が過大となつて水素脆性の発生や排ガス処理
装置１０の負担増大を招くようなことも防止され
る。また、水素注入量と溶存酸素濃度との関係は
一般に第２図に示す如き特性を示し、また水素注
入量と腐食電位との関係は一般に第３図に示す如
き特性となり、また溶存酸素濃度と腐食電位との
関係は一般に第４図に示す如き特性となる。した
がつて、理論的には従来の如く一次冷却水の溶存
酸素濃度のみを測定してこれにもとづいて水素注
入量を制御して腐食電位や溶存酸素濃度を所定の
範囲に規制することが可能であるが、実際の原子
炉ではたとえば放射線の照射で生成された過水酸
化水素の分解による二次的な酸素の発生等、酸素
発生の過程や注入された水素と酸素との結合の過
程等が複雑であり、必らずしも上記の如き特性に
従うとは限らない。したがつて、単に溶存酸素濃
度を測定してこれにもとづいて水素注入量を決定
した場合には腐食電位や溶存酸素濃度が所定の範
囲外となる場合があり、また不必要に水素を注入
する結果を招く。しかし、この一実施例では腐食
電位および溶存酸素濃度を測定し、これらの測定
結果にもとづいて水素注入量を決定するので腐食
電位や溶存酸素濃度を確実に所定の範囲内に維持
できるものである。また、水素脆性等の発生は一
次冷却水の溶存水素濃度に影響されるものである
が、この溶存水素濃度は水素注入量だけでなく放
射線分解によつて発生する水素の量等にも影響さ
れるので、水素注入量の上限を決定しておくだけ
ではこの溶存水素濃度を規制することはできな
い。しかし、この一実施例では溶存水素濃度測定
装置１９によつて一次冷却水の溶存水素濃度を測
定してこの溶存水素濃度を150ppb以下に規制す
るので、溶存水素濃度を確実に規制でき、上述の
如き不具合は生じない。なお、この150ppbの値
は水素脆性の発生防止に充分な値であり、溶存水
素濃度をこの値以下とすることにより水素脆性の
発生が確実に防止され、また排ガス中の水素量が
過度に増大することはなく、排ガス処理装置１０
の負担が増大することもない。また、この一実施
例では原子炉の運転出力を運転出力検出装置２０
によつて測定し、たとえば始動時において一次冷
却水の脱気が終了してから核加熱を開始し、一次
冷却水の温度がまだ低い状態において一次冷却水
の溶存酸素濃度が一時的に上昇する時期に通常運
転時における水素注入量の２〜５倍の水素を注入
して溶存酸素濃度の上昇を防止する等、水素注入
モードの切換えをおこない、また通常運転におい
ては運転出力に対応して水素注入量の補正をおこ
なう。したがつて水素注入量をより最適に制御き
るものである。

なお、本発明は上記の一実施例には限定されな
い。

たとえば運転出力に対応した水素注入モードの
切換や水素注入量の補正等は必らずしもおこなわ
なくてもよい。

上述の如く本発明は一次冷却水中に水素を注入
して溶存酸素濃度等を規制し、ステンレス鋼材料
の応力腐食割れを防止する場合において、一次冷
却水中のステンレス鋼材料の腐食電位、一次冷却
水の溶存酸素濃度、溶存水素濃度をそれぞれ測定
し、腐食電位が−250ｍＶ〜−600ｍＶ、溶存酸素
濃度が10ppb〜50ppb、溶存水素濃度が150ppb以
下となるように水素注入量を制御するものであ
る。したがつて応力腐食割れを防止するのに必要
充分で、かつ水素脆性の発生や排ガス処理装置の
負担増等の不具合を生じることのない最適な水素
注入量が得られる。また、腐食電位、溶存酸素濃
度および溶存水素濃度の三種の測定結果から水素
注入量を決定するので水素注入量を最適な値に確
実に規制できる等、その効果は大である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を適用する原子力発
電設備の系統図である。第２図は水素注入量と溶
存酸素濃度との関係を示す線図、第３図は水素注
入量と腐食電位との関係を示す線図、第４図は溶
存酸素濃度と腐食電位との関係および応力腐食割
れの発生率を示す線図である。１……原子炉圧力容器、５……復水器、１０…
…排ガス処理装置、１２……原子炉再循環管路、
１４……水素注入装置。１５……水素供給源、１
６……注入量制御機構、１７……腐食電位測定装
置、１８……溶存酸素濃度測定装置、１９……溶
存水素濃度測定装置、２０……運転出力検出装
置、２１……電子計算機。

Claims

【特許請求の範囲】１原子炉の一次冷却水中に水素を注入して上記
一次冷却水中の酸素濃度を制御する場合におい
て、上記一次冷却水中のステンレス鋼材料の腐食
電位、上記一次冷却材の溶存酸素濃度および溶存
水素濃度を測定し、上記腐食電位が−250ｍＶ〜
−600ｍＶ、上記溶存酸素濃度が10ppb〜50ppb、
上記溶存水素濃度が150ppb以下となるように上
記水素注入量を規制することを特徴とする原子炉
の運転方法。２前記水素注入量は原子炉運転出力に対応して
水素注入モードの切換および水素注入量の補正が
なされることを特徴とする前記特許請求の範囲第
１項記載の原子炉の運転方法。