(57)【要約】【課題】  原子力発電プラントの点検時に配管系の線量当量率の上昇を防止する。【解決手段】  原子力発電プラントの沸騰水型原子炉１の給水系を介して給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、停止を繰り返し行なうとともに、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る。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、炉水の水質環境を緩やかに変化させることができるので放射性物質濃度が急激に増加せず、線量当量率も増加しない。【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原子炉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、停止を繰り返し行なう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】
前記水素の注入期間を２〜３ヶ月とした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】
前記停止期間を２〜３日とした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。
【請求項４】
前記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るように構成したことを特徴とする請求項１〜３のいずれか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】
近年、原子力発電プラントの運転年数の増大に伴い、沸騰水型原子炉の一次系構造材料の劣化、損傷の事象が顕在化している。このため、これらの事象を抑制する対策を施し、原子力発電プラントの安全運転を長期に渡って確保する必要性が生じている。
【０００３】
沸騰水型原子炉の一次系構造材料の劣化、損傷の一事例として、ステンレス鋼、ニッケル基合金等の材料の応力腐食割れ（ｓｔｒｅｓｓ  ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ  ｃｒａｃｋｉｎｇ）が挙げられる。
【０００４】
応力腐食割れは、材料（応力腐食割れに対する感受性を有する材料）、応力（溶接残留応力等の高い引張応力）、水質環境（塩素、酸素、過酸化水素等の酸化性化学種を含む水質環境）の３因子が重なったときに発生することは周知である（例えば、非特許文献１参照。）。
【０００５】
従来、上記のような応力腐食割れに対処するため、沸騰水型原子炉の給水系を介して炉水に水素を注入し、炉水中の溶存酸素濃度、過酸化水素濃度等を低減させて水質環境を改善し、一次系構造材料の腐食電位（腐食環境の度合いを示す指標）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ことが行なわれている。
【０００６】
例えば、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。）。
【０００７】
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。）。
【０００８】
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。
【０００９】
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なっているため、配管系へのクロム酸化物の蓄積量が増加してしまう。
【００１０】
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。
【００１１】
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しまう。
【非特許文献１】原子炉水化学ハンドブック（１９４〜２１０頁）、日本原子力学会偏、コロナ社
【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】
【００１２】
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ができて、安全運転を長期に渡って確保することができるとともに、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】
【００１３】
本発明は、上記のような課題を解決するために、以下のような手段を採用している。
【００１４】
すなわち、請求項１に係る発明は、原子力発電プラントの原子炉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、停止を繰り返し行なうように構成したことを特徴とする。
【００１５】
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、一定期間の水素の連続注入により、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ができる。
【００１６】
また、一定期間の水素の連続注入の後、水素の注入を停止することにより、配管系に蓄積されているクロム酸化物を適宜に炉水中に溶出させることができ、配管系へのクロム酸化物の蓄積量を減少させることができる。
【００１７】
請求項２に係る発明は、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において、前記水素の注入期間を２〜３ヶ月としたことを特徴とする。本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法によれば、２〜３ヶ月の水素の連続注入により、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ができる。
【００１８】
請求項３に係る発明は、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において、停止期間を２〜３日としたことを特徴とする。本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法によれば、配管系に蓄積されているクロム酸化物を適宜に炉水に溶出させることができ、配管系へのクロム酸化物の蓄積量を減少させることができる。
【００１９】
請求項４に係る発明は、請求項１〜３のいずれかに記載の原子力発電プラントの水素の注入方法において、前記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るように構成したことを特徴とする。本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法によれば、一定期間（例えば、２〜３ヶ月）の水素の連続注入の後、水素の注入を停止する場合に、給水水素濃度を段階的に変化させながら停止させ、例えば２〜３日間の停止の後に注入を再開させる場合に、水素の濃度を段階的に変化させながら連続注入に移行することになる。したがって、炉水の水質環境が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し、放射性物質濃度が急激に増加することが防止される。
【発明の効果】
【００２０】
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、一定期間（例えば、２〜３ヶ月）の水素の連続注入により、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ができる。したがって、安全な運転を長期的に確保することができる。
【００２１】
また、一定期間（例えば、２〜３ヶ月）の水素の連続注入の後、水素の注入を停止することにより、配管系に蓄積されているクロム酸化物を炉水に適宜に溶出させることができる。したがって、原子力発電プラントを停止させて定期点検を行なうような場合に、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、配管内面のクロム酸化物層に凹凸が形成されることがなくなる。
【００２２】
さらに、水素の連続注入の後、水素の注入を停止する場合に、水素の濃度を段階的に変化させながら停止させ、２〜３日間の停止の後に注入を再開させる場合に、水素の濃度を段階的に変化させながら連続注入に移行するように構成したので、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。したがって、水質環境の変化によって放射性物質濃度が急激に増加することなく、配管系の線量当量率も増加しないので点検作業に影響をおよぼすことはなく、定期点検を安全にかつ容易に行なうことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２３】
以下、本発明の実施の形態について説明する。
【００２４】
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。
【００２５】
沸騰水型原子力発電プラントの配管系は、図１に示すように、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、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とから構成されている。
【００２６】
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。
【００２７】
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。ただし、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。
【００２８】
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。ただし、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。
【００２９】
そして、上記のような構成の沸騰水型原子炉１を備えた原子力発電プラントの運転中に、水素注入装置１０により給水系の配管７内を流通する給水に所定の濃度の水素を注入することにより、水の放射線分解により生じた酸素、過酸化水素等の酸化性物質と水素の再結合反応が促進され、炉水内における酸化性物質の濃度が低下する。
【００３０】
そして、水素の注入を一定期間（例えば、２〜３ヶ月）継続した後、水素の注入を停止し、停止期間を２〜３日とした後、水素の注入を再開させる。この場合、水素の停止を２日間かけて行ない、段階的に水素の濃度を減らすとともに、水素の注入開始を２日間かけて行ない、段階的に水素の濃度を増やすことを行なう。そして、このような一定期間の水素の連続注入、水素の注入の停止を繰り返し行ない、定期点検の時期が来たときに、原子力発電プラントの運転及び水素の注入を完全に停止して、原子力発電プラントの点検を行なう。
【００３１】
上記のように構成したこの実施の形態による原子力発電プラントの水素の注入方法にあっては、水素の注入を一定期間（例えば、２〜３ヶ月）継続して行っているので、沸騰水型原子炉１の炉水の酸化性物質の濃度を低下させることができる。
【００３２】
したがって、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ことができるので、原子力発電プラントの安全運転を長期に渡って確保することができる。
【００３３】
また、水素の注入を一定期間（２〜３ヶ月）継続して行なった後に、水素の注入を停止しているので、配管系に蓄積されているクロム酸化物を炉水に適宜に溶出させることができる。したがって、定期点検の時期に水素の注入を完全に停止させる場合においては、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、配管内面のクロム酸化物層に凹凸が形成されることがなくなる。
【００３４】
さらに、水素の連続注入の後、水素の注入を停止する場合に、水素の濃度を段階的に変化させながら停止させ、例えば２〜３日間の停止の後に注入を再開させる場合に、水素の濃度を段階的に変化させながら連続注入に移行しているので、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。したがって、水質環境の変化によって放射性物質濃度が急激に増加することなく、配管系の線量当量率も増加しないので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なうことができる。
【実施例】
【００３５】
以下に本発明の実施例について図面を用いて詳細に説明する。
【００３６】
本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）と、従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）とを用い、線量当量率、導電率、クロム酸濃度、Ｃo−６０イオン濃度、Ｃo−６０クラッド濃度について測定し、比較した結果を下記に示す。
【００３７】
まず、初めに、従来の水素の注入方法を用いた場合と本発明による水素の注入方法を用いた場合との測定条件をそれぞれについて示す。
【００３８】
従来の水素の注入方法（実施前）を用いた場合の測定条件は、水素の連続注入日数を３００日とし、これを１サイクルとした。また、水素の注入開始及び停止の際は、給水水素濃度をそれぞれ０から０．５ｐｐｍ、０．５から０ｐｐｍに短時間で変化させた。
【００３９】
本発明の水素の注入方法（実施後）を用いた場合の測定条件は、１サイクルを６分割して水素の連続注入日数を１０２日、６７日、８０日、１０６日、３２日、１６日とし、１サイクルの間に５回の水素の注入停止を行った。ただし、従来の水素の注入方法（実施前）と本発明の水素の注入方法（実施後）との１サイクルの日数は業務の都合により同一ではない。また、水素の注入方法は、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、上記に示す所定日数だけ水素を連続注入し、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。
【００４０】
図２は従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、１サイクル運転後のそれぞれの原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプ出口配管のＡ、Ｂの２箇所の線量当量率の測定結果を示す図である。
【００４１】
図２に示すとおり、原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプ出口配管の線量当量率（ｍＳｖ／ｈ）は、従来の水素の注入方法（実施前）がＡ：２．１、Ｂ：３．９で、本発明による水素の注入方法（実施後）がＡ：０．６、Ｂ：０．６である。本発明による水素の注入の方法（実施後）が従来の水素の注入の方法（実施前）に比べて、原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプ出口配管での線量当量率が大幅に低下している。
【００４２】
したがって、連続する注入期間を従来の約３００日から約１００日以下とすることにより、点検作業に影響をおよぼさない線量当量率にすることが可能である。
【００４３】
次に、給水水素濃度を段階的に増加させた場合において、放射性物質であるＣo−６０イオン濃度及びＣo−６０クラッド濃度の測定結果を示す。
【００４４】
図３は従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、水素注入時に給水水素濃度を段階的に増加させたときの炉水中のＣo−６０イオン濃度の変化を示す図である。
【００４５】
図３に示すとおり、従来の水素の注入方法で給水水素濃度を短時間で０〜０．５ｐｐｍに増加させた場合においては、Ｃo−６０イオン濃度（Ｂｑ／ｍｌ）は約５．１で、本発明による水素の注入方法で給水水素濃度を段階的に増加させた場合においては、すべての連続注入期間でＣo−６０イオン濃度は約４．０より小さい値を示している。また、水素注入開始から給水水素濃度が段階的に増加し、給水水素濃度が０．４５ｐｐｍとなるまでのＣo−６０イオン濃度はほぼ同じ濃度である。したがって、給水水素濃度を段階的に増加させる場合においては、炉水中のＣo−６０イオン濃度はほぼ一定となり、Ｃo−６０イオン濃度の急激な溶出が阻止され、炉水中の水質環境の急激な変化を緩和することが可能である。
【００４６】
図４は従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、水素注入時に給水水素濃度を段階的に増加させたときの炉水中のＣo−６０クラッド濃度の変化を示す図である。
【００４７】
図４に示すとおり、従来の水素の注入方法で給水水素濃度を短時間で０〜０．５ｐｐｍに増加させた場合においては、Ｃo−６０クラッド濃度（Ｂｑ／ｍｌ）は約０．９で、本発明による水素の注入方法で給水水素濃度を段階的に増加させた場合においては、すべての連続注入期間でＣo−６０クラッド濃度は約０．３より小さい値を示している。また、水素注入開始から給水水素濃度が段階的に増加し、給水水素濃度が０．４５ｐｐｍとなるまでのＣo−６０クラッド濃度はほぼ同じ濃度である。したがって、給水水素濃度を段階的に増加させる場合においては、炉水中のＣo−６０クラッド濃度はほぼ一定となり、Ｃo−６０クラッド濃度の急激な溶出が阻止され、炉水中の水質環境の急激な変化を緩和することが可能である。
【００４８】
これらの結果から、段階的に給水水素濃度を増加させた場合においては、炉水中の放射性物質濃度は低く、かつ安定していることから安全な線量当量率を維持することが可能となる。
【００４９】
図５は従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、水素注入停止時における炉水中の導電率のピーク値及びクロム酸濃度のピーク値の測定結果を示す図である。
【００５０】
図５に示すとおり、炉水中の導電率のピーク値（ｕＳ／ｍ）は、従来の水素の注入方法（実施前）が２０で、本発明による水素の注入方法（実施後）の１６日が８、３２日が８、６７日が９、８０日が１１、１０２日が１１、１０６日が１０、である。
【００５１】
また、炉水中のクロム酸濃度のピーク値（ｐｐｂ）は、従来の水素の注入方法（実施前）が２０で、本発明による水素の注入方法（実施後）の１６日が９、３２日が１５、６７日が１９、８０日が２３、１０２日が２１、１０６日が１９である。
【００５２】
水素の連続注入の期間が短いほど炉水中の導電率及びクロム酸濃度のピーク値は小さくなる傾向を示している。したがって、連続注入期間を短くすることにより炉水中の導電率及びクロム酸濃度のピーク値を小さくすることが可能である。
【００５３】
これらの結果より、水素注入を約３ヶ月に１回程度停止する断続運転とすることにより、クロム酸化物の吐き出し量が少なくなるために配管内面のクロム酸化物層に凹凸が形成されることがなくなる。
【図面の簡単な説明】
【００５４】
【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】従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、１サイクル運転後のそれぞれの原子炉再循環系（ＰＬＲ）ポンプ出口配管のＡ、Ｂの２箇所の線量当量率の測定結果を示す図である。
【図３】従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、水素注入時に給水水素濃度を段階的に増加させたときの炉水中のＣo−６０イオン濃度の変化を示す図である。
【図４】従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、水素注入時に給水水素濃度を段階的に増加させたときの炉水中のＣo−６０クラッド濃度の変化を示す図である。
【図５】従来の原子力発電プラントの水素の注入方法（実施前）と本発明による原子力発電プラントの水素の注入方法（実施後）とを用い、水素注入時に給水水素濃度を段階的に増加させたときの炉水中のＣo−６０クラッド濃度の変化を示す図である。
【符号の説明】
【００５５】
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
【図１】
2006250723.tif 000003
【図２】
2006250723.tif 000004
【図３】
2006250723.tif 000005
【図４】
2006250723.tif 000006
【図５】
2006250723.tif 000007