(57)【要約】【課題】  水素注入時及び水素停止時において、線量当量率の急激な上昇を防止する水素注入方法を提供する。【解決手段】  原子力発電プラントの原子炉１の給水系を介して炉水に水素を注入する原子力発電プラントの水素の注入方法であって、原子力発電プラントの運転中に、一定期間の水素の連続注入、停止を繰り返し行うとともに、水素の注入開始時及び停止時に水素の濃度を段階的に変化させる。配管系に蓄積されているクロム酸化物を炉水内に適宜に溶出させることができるので、定期点検時に、配管系に蓄積されているクロム酸化物が大量に吐き出されて、配管系の内面に凹凸が形成されることはなく、また、炉水の水質環境を酸化雰囲気から還元雰囲気に、又は還元雰囲気から酸化雰囲気に緩やかに変化させることができるので、水質環境の急激な変化によって放射能濃度が急激に上昇するようなことはない。【選択図】      図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電プラントの運転中に原子炉の給水系を介して炉水に一定期間の水素の連続注入、停止を繰り返し行う原子力発電プラントの水素の注入方法であって、
前記水素の注入開始時及び停止時に、給水水素濃度に給水流量と炉心流量との商を乗じた実効水素濃度を段階的に変化させるように構成したことを特徴とする原子力発電プラントの水素の注入方法。
【請求項２】
前記水素の注入開始時において炉水内に一酸化窒素が発生する実効水素濃度区間では水素注入の段階を設けないことを特徴とする請求項１に記載の原子力発電プラントの水素の注入方法。
【請求項３】
前記水素の注入停止時において炉内が還元性雰囲気から酸化性雰囲気に変化する実効水素濃度区間では一回以上の水素注入の段階を設けることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子力発電プラントの水素の注入方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントの水素の注入方法に関し、特に、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の給水系を介して炉水に水素を注入する原子力発電プラントの水素の注入方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
今日、我が国は成熟社会を迎え、私たちは豊かな生活を享受している。この生活を支えているのは電気であるが、電気の使用量は、年々増加の傾向にあり、将来においても増大していくことが予想される。この電気は、石油や石炭をはじめとする様々な資源から作り出されているが、資源の少ない我が国ではこれらの資源のほとんどを海外からの輸入に頼っている。その中でウランは、エネルギー効率が高く、かつリサイクルが可能な資源であることからウランを利用した原子力発電は我が国にとって必要不可欠なものである。  
そこで、安定したエネルギー供給と美しい地球環境を維持するための原子力発電所の維持管理には現場オペレーターの日々の努力と高度な知識が必要である。
【０００３】
例えば、原子炉冷却系に使用されるステンレス鋼材の応力腐食割れ対策として導入した水素注入法は、世界的にも試験段階にあった技術を積極的に取り入れたものであり、水素注入に伴う水質の変化を管理する水化学管理技術の確立により、原子炉冷却系の応力腐食割れの発生を確実に防止するとともに定期検査に伴う作業者の被ばく線量を一般の人が自然状態で受けるのと同等量に抑制することができるようになった。
【０００４】
具体的には、炉水の腐食電位、溶存酸素濃度及び溶存水素濃度を測定し、この測定値に応じて沸騰型原子炉の給水系を介して炉水に水素を注入し、炉水の溶存酸素濃度、過酸化水素濃度等を低減させ、ステンレス鋼等からなる一次系構造材料の腐食電位を低下させて、応力腐食割れに対する感受性を低減させるように構成したものが知られている（例えば、特許文献１参照。）。
【０００５】
また、他の例として、沸騰水型原子炉底部の腐食電位、又は主蒸気系の線量率を測定し、これらの測定値に応じて沸騰水型原子炉の給水系を介して炉水に水素を注入し、炉水の溶存酸素濃度、過酸化水素濃度等を低減させ、ステンレス鋼等からなる一次系構造材料の腐食電位を低下させ、応力腐食割れに対する感受性を低減させるように構成したものが知られている（例えば、特許文献２参照。）。
【０００６】
ところで、上記のような構成の水素の注入方法にあっては、水素の炉水への注入によって沸騰水型原子炉の一次系構造材料の応力腐食割れに対する感受性を低減させることはできる。  
しかしながら、一定の期間（約３００日）連続して水素を注入しながら原子力発電プラントの連続運転を行っているため、配管系へのクロム酸化物の蓄積量が増加してしまう。
【０００７】
また、原子力発電プラントの連続運転の後に水素の注入を停止した場合においては、炉水の水質環境が還元性雰囲気から酸化性雰囲気に急激に変化することによって配管の内面に蓄積されているクロム酸化物がクロム酸イオンとして炉水中に溶出すること、及び原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプの出口側に渦流が発生することによって配管の内面に蓄積されているクロム酸化物が炉水中に大量に吐き出されること等から、配管内面のクロム酸化物層に凹凸が形成されてしまう。
【０００８】
その後、水素の注入を再開した場合においては、炉水の水質環境が酸化性雰囲気から還元性雰囲気に変化するために放射性物質濃度が急激に上昇してしまう。特に、原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプの出口側の配管に放射性クラッドが大量に付着してしまい、その部分の線量当量率が上昇していた。
【特許文献１】特公昭６３−１９８３８号公報
【特許文献２】特開平９−２２２４９５号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
そこで、発明者らは、原子力発電プラントの運転中に一定期間の水素の連続注入、停止を繰り返し行うとともに水素の注入開始時及び停止時に給水水素濃度を段階的に変化させて、配管系に蓄積されているクロム酸化物を炉水中に適宜に溶出させることにより、原子力発電プラントの定期点検時に配管系に蓄積されているクロム酸化物が急激に吐き出されて配管内面のクロム酸化物層に凹凸が形成されることはなく、また、炉水の水質環境は緩やかに変化するので放射性物質濃度の急激な増加がなく、線量当量率も増加しないという知見を得ている（特願２００５−０６７９４１参照）。
【００１０】
しかし、まれに図６に示すとおり、水素注入を停止するために給水水素濃度を段階的に０．３〜０．２ｐｐｍに減少させたとき、炉水中の導電率が一時的に高くなるという現象が発生し、これに伴い配管系の線量当量率が上昇する可能性が生じるという課題点があった。
【００１１】
また、まれに図７に示すとおり、水素注入を再開するために給水水素濃度を段階的に０．２〜０．３ｐｐｍに増加させたとき、オフガス貯蔵タンク入口の線量当量率が一時的に高くなるという現象が発生し、警報設定値に近づくときがあるという課題点があった。
【００１２】
そこで、本発明者らは、水素注入時及び水素停止時において、線量当量率を確実に低減させるために種々の試験を行い、課題解決のための検討を行った。
【００１３】
まず、水素注入停止時に炉水中の導電率が一時的に高くなるという課題については、本発明者らは、炉水中に高濃度で存在し、かつ導電率変化に最も影響をおよぼす元素はクロムであるという知見を得ていることから、今回の導電率の急激な上昇についてもクロムが急激に炉水中に溶出して炉水導電率が上昇したと考え、クロムの炉水中への溶出を抑制する方法について検討した。具体的には、クロムの溶出を抑制する水素注入方法について再検討した。
【００１４】
定期点検終了後に原子炉の運転を再開する際は、燃料の濃縮度が高いので余分の中性子を吸収するために制御棒を炉内に挿入し、炉心流量を低めに設定して運転時間に応じてこの炉心流量を増加する。そして、運転時間が経過し、燃焼するウランの量が少なくなってきたら、制御棒をやや引き抜きいて炉心流量を減少させて再度運転時間に応じて炉心流量を増加する。通常、このような制御棒の引き抜き調整作業は、次の定期点検までの間に数回実施する。したがって、定期点検から次の定期点検までの１サイクルを通じて炉心内の炉心流量は変化する。そのため、サイクル初期に水質を測定して給水水素量を決定すると、サイクル中期は炉心流量が増加して炉水中の水素濃度が減少する。そこで、より細かく炉水中の水素量を管理するために、水素濃度に給水流量と炉心流量との商を乗じた実効水素濃度を用いた。実効水素濃度を算出する式を下記に示す。  
実効水素濃度＝給水水素濃度×（給水流量÷炉心流量）    …（式１）
【００１５】
実効水素濃度にて管理する方法は、具体的には、炉心流量が変動する毎に実効水素濃度が一定となるように調整することは現実的ではないことから、炉心内の実効水素濃度の変化量を管理した。
【００１６】
図８は本沸騰水型原子炉における給水水素濃度を実効水素濃度に換算した図である。  
図８に示すとおり、給水水素濃度を０．１０、０．２０、０．２５、０．３０、０．４０ｐｐｍの５段階としたときの本沸騰型原子炉における実効水素濃度は炉心流量の変化に伴いそれぞれ約１１〜１４、約２２〜２８、約２８〜３５、約３４〜４２、約４５〜５６ｐｐｂとなり、実効水素濃度値が大きな幅を持っていたことがわかった。以下、実効水素濃度は式１にて算出した値を使用する。
【００１７】
そして、炉水中の実効水素濃度とクロム酸イオン濃度との関係について検討した。  
図９は水素注入停止時の炉水中の実効水素濃度とクロム酸イオン濃度との関係図である。
【００１８】
図９に示すとおり、実効水素濃度が５５〜４０ｐｐｂまで減少してもクロム酸イオン濃度は０ｐｐｂ程度でクロムはほとんど溶出していないが、実効水素濃度が４０ｐｐｂ以下となるとクロム酸イオン濃度は徐々に増加し、実効水素濃度が２５ｐｐｂのとき最大で１５３ｐｐｂ程度になる。また、実効水素濃度が２５ｐｐｂ以下になるとクロム酸イオン濃度は徐々に減少するが、実効水素濃度が０ｐｐｂで、水素注入を停止してもクロム酸イオン濃度は２０〜１０８ｐｐｂと幅を持ってクロムは溶出している。
【００１９】
水素注入停止時のクロム酸イオン濃度は、実効水素濃度が２５ｐｐｂ前後のときに最大値をとることから、実効水素濃度が４０〜２５ｐｐｂの間にクロムが溶出するピークが存在すると考えられる。  
したがって、実効水素濃度の４０〜２５ｐｐｂの間に複数回の水素注入段階を設けることにより、一度に溶出するクロムの量を少なくすることが可能であると考えられる。
【００２０】
次に、水素注入開始時にオフガス貯蔵タンク入口の線量当量率が一時的に高くなるという課題について検討した。
【００２１】
図１０は炉水が酸化雰囲気から還元雰囲気に変化するときの放射性窒素化合物（１３Ｎ及び１６Ｎ）の形態の変化及び変化に伴い発生する気体の生成量を示す図である。  
図１０に示すとおり、炉水中の放射性窒素化合物（１３Ｎ及び１６Ｎ）は酸化雰囲気ではＮＯ３−であるが、水素注入量が増加して還元雰囲気に変化するに伴いＮＯ３−からＮＯ２−をへて揮発性の大きいＮＯ及びＮＨ３へと化学形態が変化する。
【００２２】
還元雰囲気ではＮＯは水に溶けにくいがＮＨ３は水に非常に溶けやすい。したがって、原子炉内にて発生したＮＯ及びＮＨ３は主蒸気系を通過してＮＨ３は復水器で復水中にトラップするが、ＮＯはそのままオフガス系へ移行するために、オフガス系線量当量率が増加すると考えられる。
【００２３】
図１１は水素注入開始時の実効水素濃度とオフガス貯蔵タンク入口の線量当量率との関係図である。  
図１１に示すとおり、実効水素濃度が０ｐｐｂで、水素注入開始前の線量当量率は０．３６ｍＳｖ／ｈ程度であるが、水素注入を開始し、実効水素濃度が２４ｐｐｂまで増加すると線量当量率は緩やかに増加して０．４５ｍＳｖ／ｈ程度になる。また、実効水素濃度が２４ｐｐｂ以上になると線量当量率は急激に増加し、実効水素濃度が３６ｐｐｂのときピーク値の０．７８ｍＳｖ／ｈ程度となる。また、実効水素濃度が３６ｐｐｂより大きくなると線量当量率は急激に減少し、実効水素濃度４８ｐｐｂのとき０．４３ｍＳｖ／ｈ程度となる。
【００２４】
水素注入時の線量当量率は、実効水素濃度が３６ｐｐｂ前後のときに最大値をとることから、実効水素濃度が２７〜４０ｐｐｂの間にＮＯが発生するピークが存在すると考えられる。したがって、実効水素濃度の２７〜４０ｐｐｂの間に水素注入段階を設けないことにより、発生するＮＯの量を少なくすることが可能であると考えられる。
【００２５】
そこで、本発明は、上記のような従来の問題に鑑みなされたものであって、沸騰水型原子炉の給水系を介して炉水に一定の期間水素を注入した後に、定期点検等のために水素注入を停止させた場合に、配管の内面に蓄積されているクロム酸化物が原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプの出口側の渦流等によって大量に吐き出されて配管内面のクロム酸化物層に凹凸が形成されるようなことがなく、さらに、水素の注入を再開した場合に、炉水の水質環境が酸化性雰囲気から還元性雰囲気に変化しても放射性物質濃度が急激に増加することなく、かつ配管系及びオフガス系の線量当量率も上昇しない、原子力発電プラントの水素の注入方法を提供することを目的とするものである。
【課題を解決するための手段】
【００２６】
上記問題を解決する本発明の水素注入方法は、原子力発電プラントの運転中に原子炉の給水系を介して炉水に一定期間の水素の連続注入、停止を繰り返し行う原子力発電プラントの水素の注入方法であって、前記水素の注入開始時及び停止時に、給水水素濃度に給水流量と炉心流量との商を乗じた実効水素濃度を段階的に変化させるように構成したことを特徴とする（第１の発明）。
【００２７】
第２の発明は、第１の発明において、前記水素の注入開始時において炉水内に一酸化窒素が発生する実効水素濃度区間では水素注入の段階を設けないことを特徴とする。
【００２８】
第３の発明は、第１又は第２の発明において、前記水素の注入停止時において炉内が還元性雰囲気から酸化性雰囲気に変化する実効水素濃度区間では一回以上の水素注入の段階を設けることを特徴とする。
【発明の効果】
【００２９】
本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法によれば、給水水素濃度に給水流量と炉心流量との商を乗じた実効水素濃度にて管理することにより、水素注入開始時において原子炉内に一酸化窒素が発生する水素注入濃度区間を速やかに避けてオフガス系の線量当量率の上昇を抑制することができる。
【００３０】
さらに、水素注入量を実効水素濃度で管理することにより、水素注入停止時において炉水の水質環境を還元雰囲気から酸化雰囲気に緩やかに変化させ、配管系に蓄積されているクロム酸化物を炉水中に適宜に溶出させて配管系の線量当量率の上昇を抑制することができる。したがって、オフガス系及び配管系の点検作業に影響をおよぼすことなく、定期点検を安全にかつ容易に行うことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３１】
以下に本発明の実施形態について図面を用いて詳細に説明する。  
本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を備えた原子力発電プラントに適用したものであって、沸騰水型原子炉の配管系の給水系を介して炉水に水素を注入するように構成したものである。
【００３２】
図１は本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法を適用した沸騰水型原子炉の配管系を示した概略系統図である。  
図１に示すとおり、沸騰水型原子力発電プラントの配管系は、沸騰水型原子炉１の炉心で発生した蒸気をタービン２ａに送る主蒸気系の配管３と、タービン２ａで仕事をした蒸気は復水器２ｂにて復水され、この復水を復水脱塩器４に送る復水系の配管５と、復水脱塩器４から復水昇圧ポンプ１２、加熱器１３、給水ポンプ６を介して復水を沸騰水型原子炉１に送る給水系の配管７と、給水系の配管７に配管１１を介して接続され、水素を注入する水素注入装置１０と、沸騰水型原子炉１内の冷却水を再循環ポンプ８により再循環させる再循環系の配管９と、復水器２ｂの気体を抽出するための空気抽出器１４、再結合器１５を介してオフガスをスタック１６に送るオフガス系の配管１７と、オフガス系の配管１７に配管１８を介して接続され、酸素を注入する酸素注入装置１９とから構成されている。
【００３３】
一次系構造材料としては、耐食性、靭性、強度、溶接性等に優れるものが好ましく、例えば、各種のステンレス鋼、各種の炭素鋼等が使用される。また、給水ポンプ６、再循環ポンプ８のケーシング、羽根車、弁等の構成部品も、耐食性、靭性、強度、溶接性等に優れるものが好ましく、各種のステンレス鋼、各種の炭素鋼等が使用される。
【００３４】
水素注入装置１０は、沸騰水型原子炉１の配管系のうち、例えば、復水脱塩器４と給水ポンプ６との間の給水系の配管７に配管１１を介して接続される。但し、この箇所に限らず、給水系の配管７内を流通する給水内に水素を注入できる箇所であれば良い。
【００３５】
水素注入装置１０としては、例えば、高圧のガスボンベから所定の圧力に減圧してガス状の水素を給水系の配管７内を流通する給水内に注入する装置、水の電気分解により水素を製造し、ガス状の水素を給水系の配管７内を流通する給水内に注入する装置等が挙げられる。但し、これらの装置に限らず、水素を給水系を介して給水内に注入できる装置であれば良い。
【００３６】
まず、炉水中の導電率が一時的に高くなるという課題、そして、次にオフガス貯蔵タンク入口の線量当量率が一時的に高くなるという課題を解決するための試験結果を以下に示す。
【００３７】
図９に示すとおり、水素注入停止時において、クロムの溶出のピークが存在すると考えられる実効水素濃度の４０〜２５ｐｐｂ区間の下限値である２５ｐｐｂとほぼ中央値である３３ｐｐｂとに水素注入の段階を設ける。また、実効水素濃度の２５〜０ｐｐｂ区間のほぼ中央値である１２ｐｐｂにも水素注入の段階を設ける。本方法を適用した結果を次に示す。
【００３８】
図２は本発明による水素注入停止時の実効水素濃度と炉水中のクロム酸イオン濃度との関係図である。  
図２に示すとおり、実効水素濃度が４６〜３３ｐｐｂまで減少するとクロム酸イオン濃度は徐々に増加して１２〜２２ｐｐｂ程度となり、実効水素濃度が３３〜０ｐｐｂまで減少する間はクロム酸イオン濃度はほとんど一定で変化がなく、実効水素濃度が０ｐｐｂになってもクロム酸イオン濃度は１０〜１９ｐｐｂ程度である。  
図２より、水素注入停止時に実効水素濃度の４０〜２５ｐｐｂ区間内に複数回の水素注入段階を設けることにより、１回の段階に溶出するクロムの量を少なくすることが可能である。また、本沸騰型原子炉において用いた実効水素濃度の４０、３３、２５、１２ｐｐｂ及び水素注入停止段階数の４段階は適切である。
【００３９】
図３は本発明による水素注入停止時の実効水素濃度と炉水中の導電率との関係図である。  
図３に示すとおり、実効水素濃度が４６〜３３ｐｐｂまで減少する間、導電率はやや増加して１３μＳ／ｍとなるが、実効水素濃度を３３ｐｐｂで一定とすると導電率はやや減少して１０μＳ／ｍとなり、この値でほぼ一定となる。また、実効水素濃度が３３〜２５ｐｐｂまで減少する間、導電率はやや増加して１４μＳ／ｍとなり、実効水素濃度を２５ｐｐｂで一定とするとゆっくり減少して１０μＳ／ｍとなり、この値でほぼ一定となる。さらに、実効水素濃度が２５〜１２ｐｐｂまで減少する間、導電率はやや増加して１６μＳ／ｍとなり、実効水素濃度を１２ｐｐｂで一定とすると導電率はゆっくり減少して１２μＳ／ｍとなり、この値でほぼ一定となる。そして、実効水素濃度が１２〜０ｐｐｂまで減少する間、導電率はやや増加し１３μＳ／ｍとなるが、実効水素濃度が０ｐｐｂとなると導電率は徐々に減少を始め、水素注入停止中は緩やかな傾斜で減少し続ける。
【００４０】
また、導電率は、水素注入管理方法を実効水素濃度での管理とすることで、給水水素濃度での管理をしていたときの値と比較して大幅に下回り、最高値でも１６μＳ／ｍで、平常時の管理値である２０（軽水炉燃料のふるまい第４版、原子力安全研究協会、１９９８．７、Ｐ３２５）μＳ／ｍ以下となっている。
【００４１】
したがって、水素注入停止時に実効水素濃度の４０〜２５ｐｐｂ区間内に複数回の水素注入段階を設けることにより、１回の段階の導電率を低くすることが可能である。また、本沸騰型原子炉において用いた実効水素濃度の４０、３３、２５、１２ｐｐｂ及び水素注入停止段階数の４段階は適切である。
【００４２】
次に、図１１に示すとおり、水素注入再開時において、ＮＯの発生のピークが存在すると考えられる実効水素濃度の２７〜４０ｐｐｂ区間内に水素注入段階を設けず、この区間の下限値である２７ｐｐｂ以下と上限値である４０ｐｐｂ以上とに水素注入の段階を設ける。ここで、下限値の２７ｐｐｂは原子力プラント運転管理の簡素化を図るために水素注入停止時の実効水素濃度と同一の２５ｐｐｂ程度とする。また、実効水素濃度２５ｐｐｂ以下では線量当量率の増加が緩やかであったことから２５ｐｐｂ程度〜０ｐｐｂまでの区間には注入段階を設けない。本方法を適用した結果を次に示す。
【００４３】
図４は本発明による水素注入開始時の実効水素濃度とオフガス貯蔵タンク入口の線量当量率との関係図である。図４に示すとおり、水素を注入しない状態で線量当量率が０．４８ｍＳｖ／ｈであり、実効水素濃度を２６ｐｐｂとしても、線量当量率はほとんどかわらず０．４９ｍＳｖ／ｈである。そして、実効水素濃度を５３ｐｐｂに増加すると線量当量率は０．３６ｍＳｖ／ｈと減少する傾向を示している。
【００４４】
したがって、水素注入開始時に実効水素濃度の２７〜４０ｐｐｂ区間内に水素注入段階を設けず、この区間の下限値である２７ｐｐｂ以下と上限値である４０ｐｐｂ以上とに水素注入の段階を設けることにより線量当量率を低くすることが可能である。また、本沸騰型原子炉において用いた実効水素濃度の２５ｐｐｂ程度、４０ｐｐｂ以上及び水素注入停止段階数の２段階は適切である。
【００４５】
図５（ａ）は本発明の１サイクルにおける水素注入方法を示すフロー図である。  
図５（ｂ）は従来の１サイクルにおける水素注入方法を示すフロー図である。
【００４６】
従来の１サイクルにおける水素の注入方法は、図５（ｂ）に示すとおり、水素注入開始の際は、給水水素濃度を１日目に０〜０．２ｐｐｍ、２日目に０．２〜０．４５ｐｐｍとし、その後、所定の日数、水素を連続注入し、水素注入停止の際は、注入停止の前日に０．４５〜０．２ｐｐｍ、停止日に０．２〜０ｐｐｍとした。そして、次の注入まで、炉水の導電率を安定させるために２日間水素の注入を停止した。
【００４７】
本発明の１サイクルにおける水素の注入方法は、図５（ａ）に示すとおり、水素注入開始の際は、実効水素濃度を１日目に０〜２５ｐｐｂ程度（但し２７ｐｐｂ以下）、２日目に２５ｐｐｂ程度（但し２７ｐｐｂ以下）〜４０ｐｐｂ以上、３日目に４０ｐｐｂ以上〜５５ｐｐｂ程度とし、その後、所定の日数の間、水素を連続注入し、水素注入停止の際は、注入停止の前日に３日前に５５〜３３ｐｐｂへ、２日前に３３〜２５ｐｐｂへ、１日前に２５〜１２ｐｐｂへ、停止日に１２〜０ｐｐｂへとした。そして、次の注入まで、炉水の導電率を安定させるために２日間水素の注入を停止した。
【００４８】
図５（ａ）に示す水素注入方法を用いることにより、定期点検等のために水素注入を停止させた場合に、配管の内面に蓄積されているクロム酸化物が原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプの出口側の渦流等によって大量に吐き出されて配管内面のクロム酸化物層に凹凸が形成されるようなことがなく、さらに、水素の注入を再開した場合に、炉水の水質環境が酸化性雰囲気から還元性雰囲気に変化しても放射性物質濃度が急激に増加することなく、かつ配管系及びオフガス系の線量当量率も上昇しない。
【００４９】
本実施例において使用した実効水素濃度及び水素注入の段階数は、給水流量と炉心流量との比が本沸騰水型原子炉と異なる原子炉であっても、実効水素濃度にて炉水の水質環境を管理しているので適用が可能である。
【図面の簡単な説明】
【００５０】
【図１】本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法を適用した沸騰水型原子炉の配管系を示した概略系統図である。
【図２】本発明による水素注入停止時の実効水素濃度と炉水中のクロム酸イオン濃度との関係図である。
【図３】本発明による水素注入停止時の実効水素濃度と炉水中の導電率との関係図である。
【図４】本発明による水素注入開始時の実効水素濃度とオフガス貯蔵タンク入口の線量当量率との関係図である。
【図５（ａ）】本発明の１サイクルにおける水素注入方法を示すフロー図である。
【図５（ｂ）】従来の１サイクルにおける水素注入方法を示すフロー図である。
【図６】従来の水素注入停止時における給水水素濃度と炉水中の導電率との関係図である。
【図７】従来の水素注入開始時における給水水素濃度とオフガス貯蔵タンク入口の線量当量率との関係図である。
【図８】本沸騰水型原子炉における給水水素濃度を実効水素濃度に換算した図である。
【図９】水素注入停止時の炉水中の実効水素濃度とクロム酸イオン濃度との関係図である。
【図１０】炉水が酸化雰囲気から還元雰囲気に変化するときの放射性窒素化合物（１３Ｎ及び１６Ｎ）の形態の変化及び変化に伴い生成される成分の生成量を示す図である。
【図１１】水素注入時の実効水素濃度とオフガス貯蔵タンク入口線量当量率との関係図である。
【符号の説明】
【００５１】
１    沸騰水型原子炉
２ａ  タービン
２ｂ  復水器
３    主蒸気系の配管
４    復水脱塩器
５    復水系の配管
６    給水ポンプ
７    給水系の配管
８    再循環ポンプ
９    再循環系の配管
１０  水素注入装置
１１  配管
１２  復水昇圧ポンプ
１３  加熱器
１４  空気抽出器
１５  再結合器
１６  スタック
１７  オフガス系の配管
１８  配管
１９  酸素注入装置
【図１】
2006250828.tif 000003
【図２】
2006250828.tif 000004
【図３】
2006250828.tif 000005
【図４】
2006250828.tif 000006
【図５（ａ）】
2006250828.tif 000007
【図５（ｂ）】
2006250828.tif 000008
【図６】
2006250828.tif 000009
【図７】
2006250828.tif 000010
【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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