(57)【要約】【課題】ガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積を迅速にかつ効率よく監視し、リスク評価して被害を未然にしかも確実に防止した方法を提供する。【解決手段】非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法は、流体配管の形状、分岐管と母管の口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Ｒｅ数の物理量から非凝縮性ガスのガス蓄積可能性を評価できる評価判定テーブルあるいは評価判定式を理論解析および実験で求めて予め作成し、非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性のあるガス蓄積可能箇所５４の流体配管の物理量測定により、ガス蓄積可能箇所５４における非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性あるいは非凝縮性ガス蓄積量を判定し、評価することを特徴とする方法である。【選択図】  図２
2008122420.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
流体配管の形状、分岐管と母管の口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Ｒｅ数の物理量から非凝縮性ガスのガス蓄積可能性を評価できる評価判定テーブルあるいは評価判定式を理論解析および実験で求めて予め作成し、
非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性のあるガス蓄積可能箇所の流体配管の物理量測定により、ガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性あるいは非凝縮性ガス蓄積量を判定し、評価することを特徴とする非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法。
【請求項２】
流体配管を流れる流体温度およびガス蓄積可能箇所のガス蓄積有効容積から非凝縮性ガス蓄積量の燃焼圧力を算出し、
算出された燃焼圧力からガス蓄積可能箇所の損傷リスクを判定・評価し、
この評価結果からベント等の流体配管の設置する対応、流体温度監視条件を決定する請求項１記載の非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電所における可燃性非凝縮性ガスのガス蓄積を監視し、評価する技術に係り、特に、蒸気配管における非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、沸騰水型原子力プラント（以下、ＢＷＲプラントという。）は、図１１に示すように、原子炉格納容器（以下、ＰＣＶという。）１内に原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという。）２が格納され、このＲＰＶ２の頂部廻りに気体処理設備として原子炉圧力容器ベント系３が設けられる。
【０００３】
ＢＷＲプラントでは、ＲＰＶ２内で発生した蒸気を主蒸気系４を通して蒸気タービン５に導き、この蒸気タービン５により図示しない発電機を駆動させるようになっている。蒸気タービン５で仕事をした蒸気は復水器で凝縮され、復水となった後、図示しない復水・給水系を経てＲＰＶ２に還流されるようになっている。なお、符号６は原子炉圧力容器ヘッドスプレイ系である。
【０００４】
一方、ＲＰＶ２内に炉心７が収容され、この炉心７は原子炉冷却水８で浸漬されている。ＲＰＶ２内は原子炉冷却水（炉水）が貯溜された液相部とこの液相部上方の気相部９とに区画される。
【０００５】
ＲＰＶ２内の原子炉冷却水８中には、炉心７での核反応に伴う中性子照射により、冷却水８から分解生成される水素ガスおよび酸素ガス、あるいは場合によっては燃料棒より微量に漏洩するＫｒ，Ｘｅ等の放射性希ガス等の非凝縮性ガスが存在する。このため、ＢＷＲプラントには非凝縮性ガスを処理する気体廃棄物処理系（図示せず）が設けられる。
【０００６】
ＢＷＲプラントの通常運転時、ＲＰＶ２内で発生する非凝縮性ガスは、ＲＰＶ２から主蒸気系４を経て主蒸気とともに蒸気タービン５に案内され、蒸気タービン５に流入せしめられる。主蒸気とともに流入した非凝縮性ガスは、蒸気タービンを通り、その後蒸気タービン５から復水器に導かれ、この復水器に設けられた気体廃棄物処理系で処理される。主蒸気系４の配管４ａには、ＰＣＶ（原子炉格納容器）１の上流側および下流側に主蒸気隔離弁１０ａ，１０ｂがそれぞれ設けられる。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
沸騰水型原子炉の通常運転時に、ＲＰＶ２内で発生する非凝縮性ガスは、基本的には主蒸気管４ａ、蒸気タービン５を経て復水器から気体廃棄物処理系に移送され、この気体廃棄物処理系で処理されるが、その途中の分岐管立上り部に溜まった場合のガス処理設備は備えられていない。
【０００８】
一方、沸騰水型原子炉の通常運転時に、ＲＰＶ２内で発生する非凝縮性ガスの主成分である水素ガスや酸素ガスは、蒸気とともに流動するため、配管立上り部に徐々に蓄積される、との知見がある。
【０００９】
また、主蒸気管４ａから分岐される配管で流れがない行止まり配管１０は１つのＢＷＲプラント当り何百ラインもある。これらの行止まり配管１０は分岐ルート等の条件が全て異なることから、非凝縮性ガスの水素蓄積による燃焼等の発生条件やその可能性がそれぞれ異なる。また、弁リーク等の不確定な事象も加わり、非凝縮性ガス蓄積を監視し、ガス蓄積による問題を恒久的に評価することは困難である。
【００１０】
原子力発電所の蒸気配管で非凝縮性ガスが多少でも蓄積する可能性のある箇所のガス蓄積を正確に監視し、評価し、適切な処置を施すことで、燃焼等を未然にかつ確実に防止できることを本発明者は知見した。
【００１１】
また、ＢＷＲプラントの信頼性を一層向上させるために、非凝縮性ガスが溜まる可能性が想定される箇所を判定し、ガス蓄積可能箇所の温度等を監視し、ガス蓄積状態を評価することは、燃焼等を未然にかつ確実に防止する上で重要である。
【００１２】
しかしながら、ガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積を監視したり、ガス蓄積データの評価手法が確立していない。このため、原子力発電所において、蒸気配管等のガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積を監視し、評価する技術の確立が強く望まれている。
【００１３】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、ガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積を迅速かつ効率よく監視し、リスク評価して被害を未然にしかも確実に防止することができる非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法を提供することを目的とする。
【００１４】
本発明の他の目的は、非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所のガス蓄積を監視し、評価することで水素ガス燃焼に対する損傷リスク管理、予防保全を確実に行ない、信頼性の高い非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法を提供するにある。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法は、上述した課題を解決するために、請求項１に記載したように、流体配管の形状、分岐管と母管の口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Ｒｅ数の物理量から非凝縮性ガスのガス蓄積可能性を評価できる評価判定テーブルあるいは評価判定式を理論解析および実験で求めて予め作成し、非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性のあるガス蓄積可能箇所の流体配管の物理量測定により、ガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性あるいは非凝縮性ガス蓄積量を判定し、評価する方法である。
【００１６】
また、上述した課題を解決するために、本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法は、請求項２に記載したように、流体配管を流れる流体温度およびガス蓄積可能箇所のガス蓄積有効容積から非凝縮性ガス蓄積量の燃焼圧力を算出し、算出された燃焼圧力からガス蓄積可能箇所の損傷リスクを判定・評価し、この評価結果からベント等の流体配管の設置する対応、流体温度監視条件を決定する方法である。
【発明の効果】
【００１７】
本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法においては、原子力発電所のガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積を迅速にかつ効率よく測定して監視でき、ガス蓄積可能箇所の損傷リスクを判定し、評価して被害を未然にしかも確実に防止することができ、効率的でかつ迅速な対応を行なうことができ、信頼性の高い安定運転が維持できる。
【００１８】
また、可燃性非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所のガス蓄積を監視し、予測して評価することで水素ガス燃焼に対する損傷リスク管理、予防保全を確実に行なうことができ、信頼性の高い非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法を提供できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１９】
本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法の実施の形態について添付図面を参照して説明する。
【００２０】
図１は、本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法を実施する沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲプラント）２０の概略的な系統図を示す。
【００２１】
ＢＷＲプラント２０は、原子炉格納容器（ＰＣＶ）２１内に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２２を格納しており、原子炉圧力容器２２周りの原子炉格納容器２１内はドライウェル２３として画成される。原子炉圧力容器２２内には炉心２４が格納されており、この炉心２４は原子炉冷却水２５に浸漬される。原子炉圧力容器２２の下部には原子炉冷却水２５を貯えた液相部が成形される一方、この液相部の上方には気相部２６が形成される。
【００２２】
原子炉圧力容器２２内の原子炉冷却水２５は、炉心２４を通る際に、核反応による中性子照射を受けて加熱され、蒸気化される。発生した蒸気は原子炉圧力容器２２内で気水分離され、乾燥された後、主蒸気系２７を通って蒸気タービン２８に送られ、蒸気タービン２８で仕事をし、発電機（図示せず）を駆動させる。主蒸気系２７を構成する主蒸気管２７ａにはＰＣＶ２１の上流側および下流側に主蒸気隔離弁２９ａ，２９ｂがそれぞれ設けられる。蒸気タービン２８で仕事をし、膨張した蒸気は復水器（図示せず）で凝縮された後、原子炉復水・給水系を通ってＲＰＶ２２内に再び還流される。
【００２３】
主蒸気系２７の主蒸気管２７ａから原子炉隔離時冷却系３０、タービンバイパス系３１や主蒸気ドレン系（図示せず）等を含め、多数の分岐ラインが分岐されており、各分岐ラインの中には行き止まり配管も多く存在する。
【００２４】
また、ＢＷＲプラント２０の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２２には原子炉圧力容器頂部ベント設備３５が設けられており、このベント設備３５は原子炉圧力容器（ＲＰＶ）ベント系３６と、原子炉圧力容器ヘッドスプレイ系（以下、ＲＰＶヘッドスプレイ系という。）３７から分岐された分岐ベント系３８とを備える。
【００２５】
ＲＰＶベント系３６は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２２の頂部に接続される原子炉圧力容器（ＲＰＶ）ベント配管４０を有する。このＲＰＶベント配管４０はＲＰＶ２２の頂部に形成されたＲＰＶヘッドベントノズル４１に接続される一方、途中に開閉弁として遠隔操作される電動弁４３が設けられる。電動弁４３の下流側は主蒸気管２７ａに原子炉格納容器２１内の主蒸気隔離弁２９ａの上流側で接続される。
【００２６】
また、分岐ベント系３８は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）ヘッドスプレイ配管４５の逆止弁４６下流側から分岐されたベント分岐配管４７を備える。このベント分岐配管４７には遠隔操作弁としての電動弁４８が設けられ、電動弁４８の下流側がＲＰＶベント系３６のＲＰＶベント配管４０に、電動弁４３の上流側で接続される。ベント分岐配管４７の分岐部は、逆止弁あるいは注入弁４６下流側で立ち上がるように、ＲＰＶヘッドスプレイ配管４５の頂部位置に設けられる。ベント分岐配管４７の分岐部は逆止弁４６にできるだけ近い位置に設けられる。
【００２７】
さらに、ＲＰＶヘッドスプレイ系３７は、ＲＰＶヘッドスプレイ配管４５がＲＰＶ２２の頂部に設けられた原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル（以下、ＲＰＶヘッドスプレイノズルという。）４９に接続される。ＲＰＶヘッドスプレイ系３７のＲＰＶヘッドスプレイ配管４５は原子炉隔離時冷却設備（以下、ＲＣＩＣという。）５０の冷却水注入配管を兼ねるようにしてもよい。ＲＣＩＣ５０は沸騰水型原子炉の停止時にＲＰＶ２２の上部ドームの残圧を下げるために停止時冷却系の冷却水を利用してＲＰＶ２２の気相部２６を冷却する設備である。
【００２８】
一方、ＲＰＶヘッドスプレイ系３７のＲＰＶヘッドスプレイ配管４５には、逆止弁４６および原子炉格納容器隔離弁（ＰＣＶ隔離弁）５１ａ，５１ｂが途中に設けられる。ＰＣＶ隔離弁５１ａ，５１ｂは原子炉格納容器２１を介してその内側と外側にそれぞれ設置され、原子炉運転時には通常閉塞されている。
【００２９】
ところで、原子炉圧力容器頂部ベント設備３５を構成するＲＰＶベント系３６とＲＰＶヘッドスプレイ系３７を利用した分岐ベント系３８とは協働作用して原子炉圧力容器２２廻りで非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所５４から非凝縮性ガスを導出し、主蒸気管２７に排出するようになっている。
【００３０】
原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２２の頂部にＲＰＶベント系３６とＲＰＶヘッドスプレイ系３７を利用した分岐ベント系３８とを設け、協働作用をさせることで、原子力発電所の通常運転時に、ＲＰＶ２２内の頂部付近に蓄積する可能性のある箇所５４の酸素ガス、水素ガスおよびＫｒ，Ｘｅの放射性希ガス等の非凝縮性ガスを主蒸気管２７ａ側に円滑かつスムーズに排出することができ、ＲＰＶ２２の頂部付近廻りに非凝縮性ガスが蓄積するのを未然にかつ確実に防止している。
【００３１】
また、ＢＷＲプラント２０においては、可燃性の非凝縮性ガスが蓄積する可能性のある配管、部位等のガス蓄積可能箇所５４に図２に示す非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システム５３を構成する温度センサ５５および圧力センサ５６が設けられる。ガス蓄積可能箇所５４は、分岐ベント系３８のベント分岐配管４７であったり、また、主蒸気系２７の主蒸気管２７ａから分岐して立ち上がる分岐配管や枝管である。
【００３２】
温度センサ５５および圧力センサ５６は、図２および図３に示すように、可燃性非凝縮性ガスの蓄積が予想される蒸気配管のガス蓄積可能箇所５４、例えば流体配管の配管表面に取り付けられる。流体配管やその保温材に使用される材料は既知であり、流体配管内を流れる流体も予め知られているので、流体配管やその保温材の熱伝導率や流体の熱伝達係数を予め知ることができる。温度センサ５５で測定された温度データや圧力センサ５６で測定された圧力データは計測手段としての計測装置５７を経てパソコンや中央演算装置等のコンピュータ５８に入力される。計測装置５７は、アナログ信号をディジタル化処理する機能を備えるが、この計測装置５７をコンピュータ５８内に組み込むようにしてもよい。
【００３３】
ところで、コンピュータ５８は、温度センサ５５からの温度データや圧力センサ５６からの圧力データに基づいて、ガス蓄積可能箇所５４の蒸気分圧や非凝縮性ガスのガス分圧を換算して求める演算手段６０と、ガス蓄積可能箇所５４の蒸気分圧や非凝縮性ガス分圧の算出結果から予め設定した判定条件と比較演算し、燃焼領域、爆轟領域およびそれらの近傍領域であるか否かを判定し、評価する判定評価手段６１と、この判定評価手段６１でガス蓄積可能箇所５４が燃焼領域、爆轟領域およびそれらの近傍領域であると判定したとき、警報を発する警報手段６２とを備え、警報手段６２から出力される警報信号を警報発生装置６３に出力したり、あるいはコンピュータ５８の表示手段６４に出力し、表示手段６４や警報発生装置６３により視覚や聴覚を通じて警報を発するようになっている。符号６５はコンピュータ５８の操作ボードである。
【００３４】
コンピュータ５８の演算手段６０は、温度センサ５５で測定された温度データから、蒸気表データ等を用いて演算処理して蒸気分圧を算出したり、圧力センサ５６で測定された圧力データから非凝縮性ガスのガス分圧を算出して求めるものである。圧力センサ５６を設置しない場合には、温度センサ５５からの温度データで求められたガス蓄積可能箇所５４の蒸気分圧から非凝縮性ガスのガス分圧を演算により求めるようにしてもよい。
【００３５】
さらに、コンピュータ５８には、蒸気表データ、配管部品構成に対する燃焼圧力−発生応力／相当塑性ひずみの関係データ等を記憶させた評価判定テーブル６６が内蔵される。また、コンピュータ５８の判定評価手段６１には非凝縮性ガス蓄積量評価や、非凝縮性ガス蓄積量の予測評価、着火燃焼圧力評価および流体配管強度評価が行なえるように、評価プログラム６７が組み込まれている。
【００３６】
コンピュータ５８の評価プログラム６７は、図２に示すように、非凝縮性ガス蓄積量評価システム７０、将来を予測する非凝縮性ガス蓄積量予測システム７１、着火燃焼圧力評価システム７２および配管強度評価システム７３を備えるだけでなく、リスク評価手段としてリスク評価システム７４を設けてもよい。
【００３７】
このリスク評価システム７４は、コンピュータ５８に内蔵された評価プログラム６７により、ガス蓄積可能箇所５４の非凝縮性ガス蓄積量評価、非凝縮性ガス蓄積量の予測評価、着火燃焼圧力評価および配管強度評価の各評価結果を用いて、ガス蓄積可能箇所５４の現状でのガス蓄積状況評価、定検まで運転した場合のリスク評価およびどの時期にどのような損傷リスクが生じるか、現状および将来の損傷リスク情報の提示を行なうようになっている。損傷リスク評価の中には、非凝縮性ガスの着火の可能性、ガス蓄積可能箇所５４、ひいては流体配管の変形可能性、損傷可能性等がある。
【００３８】
ところで、コンピュータ５８の判定評価手段６１には、水素−酸素−水蒸気系の可燃限界曲線や爆轟限界曲線を表わしたデータが予め設定された判定条件として内蔵されている。
【００３９】
ＢＷＲプラント２０において、原子炉から発生する非凝縮性ガスは、水の放射線分解に由来するものであるから、水素：酸素のモル比は２：１であり、通常は非凝縮性ガスが存在する温度で飽和蒸気が存在するため、可燃領域（燃焼領域）にはならない。しかし、ガス蓄積可能箇所５４が非凝縮性ガスのガス蓄積により温度低下すると、蒸気の一部凝縮により、蒸気に対する非凝縮性ガスのガス分圧が相対的に上昇し、可燃領域に至る可能性がある。ＢＷＲプラント２０において、蒸気配管等の流体配管からの分岐立上り部に形成されるガス蓄積可能箇所５４は、蒸気と可燃性の非凝縮性ガスが混在する系、すなわち、水素−酸素−水蒸気系を構成している。
【００４０】
ところで、一般に、水素−空気−水蒸気系の可燃限界曲線Ａは図４に表わされるように知られている。水素−空気−水蒸気系では、水蒸気および空気中の窒素成分は、共に燃焼を抑制するガスとして作用する。窒素成分が存在しない原子炉系の配管では、窒素成分を蒸気に置き換えることで、評価することができる。
【００４１】
図５は、図４に示された水素−空気−水蒸気系を換算して水素−酸素−水蒸気系の可燃限界曲線Ｂを得たものである。この可燃限界曲線Ｂで囲まれる領域が可燃領域（燃焼領域）Ｃとなるので、ガス蓄積可能箇所５４での燃焼を確実に防止するためには、ガス蓄積可能箇所５４が可燃領域Ｃ外に位置させることが条件となる。
【００４２】
一方、非凝縮性ガスは水の放射線分解により発生した水素および酸素であるので、それらの存在比（モル比）は水素：酸素＝２：１であり、一点鎖線Ｄで表わされる。この水素：酸素のモル比割合で、存在可能性のある水素、酸素、蒸気（水蒸気）の比率を、図６から求めると、水素・酸素のモル比曲線である一点鎖線Ｄと可燃限界曲線Ｂとの交点により、蒸気の割合が求められる。この蒸気の割合（モル比）は８５％となる。蒸気の割合が８５％以下では、可燃領域Ｃとなる。
【００４３】
ＢＷＲプラント２０の運転状態を例に採ると、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２２内の圧力は７ＭＰａ、蒸気温度は２８６℃である。放射線分解で生成される水素、酸素は蒸気に比較して重量比でｐｐｍオーダとなり、微量である。原子炉圧力７ＭＰａは蒸気により決定される飽和圧力である。
【００４４】
ここで、図６に示された可燃限界である８５％の蒸気分圧を算出すると、蒸気分圧値は、５．９５ＭＰａである。蒸気圧力５．９５ＭＰａの飽和蒸気圧におけるときの蒸気温度は、日本機械学会編の蒸気表データを参照すれば、２７５℃となる。
【００４５】
すなわち、ＢＷＲプラント２０の定格出力時における蒸気温度２８６℃より１１℃低下した場合に、ガス蓄積可能箇所５４が可燃領域Ｃに到達する可能性があると判断でき、警報が発生されるようになっている。
【００４６】
ところで、実際に警報手段６２から発生せしめられる警報信号の設定値は、可燃領域近傍を知らせることも主な目的の１つであるので、例えば、定格出力時の蒸気温度２８６℃から、数度、例えば５℃低下したときに発生させることができる。可燃領域近傍に到達したことを知らせることにより、水素ガス燃焼に対する予防保全を確実にかつ安定的に行なうことができる。
【００４７】
また、図２および図３に示された非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システムでは、圧力センサ５６が設置されている。この圧力センサ５６の設置により、原子炉圧力と異なる圧力系統であっても、その圧力センサ５６の検出値により、その圧力値に相当する飽和蒸気の温度を求めて初期値とし、この初期値の８５％の蒸気分圧に相当する蒸気温度を求めてもよい。これらの基礎データは、日本機械学会編の蒸気表に基づくものであり、予めコンピュータ５８にインプットされている。
【００４８】
また、水−空気−水蒸気系の爆轟限界については、図４に示されたように爆轟限界曲線Ｅで表わされることが知られている。図４に示された水−空気−水蒸気系においては、水蒸気および空気中の窒素成分は共に燃焼を抑制するガスとして作用するので、窒素成分が存在しない原子炉系の流体配管では窒素を蒸気に置き換えて評価することができる。
【００４９】
図４に示された水−空気−水蒸気系の爆轟限界曲線Ｅを水素−酸素−水蒸気系に換算させると、爆轟限界曲線Ｆは、図７に示すように表わされる。
【００５０】
一方、非凝縮性ガスである水素および酸素は、放射線分解により発生した水素、酸素であるのでその存在比（モル比）は水素：酸素＝２：１であり、図７に一点鎖線Ｇで表わされる。爆轟限界曲線Ｆと水素、酸素のモル比を考慮した一点鎖線Ｇとの交点から、蒸気の割合（モル比）を求めると７０％となり、蒸気割合が７０％以下のとき、爆轟領域Ｈとなる。
【００５１】
非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３は、ガス蓄積可能箇所５４に図３に示すように温度センサ５５および圧力センサ５６が取り付けられている。温度センサ５５および圧力センサ５６からのセンサ信号は計測手段を経て監視用あるいは判定評価用コンピュータ５８に取り込まれ、爆轟領域Ｈに到達したか否かの評価が行なわれる。
【００５２】
ＢＷＲプラント２０の運転状態を例に採ると、例えば、原子炉圧力は７ＭＰａであり、蒸気温度は２８６℃である。放射線分解で生成する水素、酸素は蒸気に比較し、重量比でｐｐｍオーダとなり、微量である。原子炉圧力７ＭＰａは原子炉蒸気により決定されている飽和圧力である。ここで原子炉圧力７ＭＰａの７０％の蒸気分圧が示す圧力値は４．９ＭＰａであり、その飽和蒸気圧力における蒸気温度は２６３℃となる。
【００５３】
このことから、非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３では、定格運転時の蒸気温度２８６℃より２３℃低下した場合には、爆轟領域Ｈに達したと判断でき、警報が発せられる。
【００５４】
なお、警報の設定値については、爆轟領域近傍を知らせることも主な目的の１つであるので、例えば２０℃程度の低下により発するように、設定してもよい。
【００５５】
また、非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システム５３においては、ガス蓄積可能箇所５４に圧力センサ５６が設置されているので、原子炉圧力と異なる配管圧力系統であっても、圧力センサ５６の検出値により、検出圧力に相当する飽和蒸気の温度を求めて初期値とし、この初期値から７０％の蒸気圧に相当する飽和蒸気の温度を求めてもよい。
【００５６】
次に、非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システム５３の作用を説明する。
【００５７】
ＢＷＲプラント２０の蒸気配管の分岐管立上り部のように、非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所５４に温度センサ５５および圧力センサ５６を取り付ける。
【００５８】
温度センサ５５にて得られた温度データからガス蓄積可能箇所５６の蒸気分圧を演算手段６０で求め、圧力センサ５６にて得られた圧力データからガス蓄積可能箇所５４の非凝縮性ガス分圧を求める。
【００５９】
求められた蒸気分圧と非凝縮性ガス分圧の結果から非凝縮性ガスのガス蓄積やガス蓄積の履歴が監視される一方、蒸気分圧と非凝縮性ガス分圧の結果から、予め設定された判定条件で燃焼領域、爆轟領域あるいはそれらの近傍に到達したか否かを判定することができ、評価することができる。
【００６０】
すなわち、この非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システム５３は、非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所５４の温度あるいは圧力を測定し、ガス蓄積可能箇所５４の温度等の経時変化を監視してガス蓄積状態やその履歴を監視する一方、この監視データを予め設定された判定条件を比較し、燃焼領域あるいは爆轟領域またはそれらの近傍に到達したか否かを判定し、評価することで、ガス蓄積可能箇所５４に蓄積された非凝縮性ガスに対する燃焼の危険性を未然にかつ確実に評価できる評価手法を提供できる。
【００６１】
具体的には、圧力発電プラントにおける非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システム５３は非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所５４に設けられた温度センサ５５による温度検出と、流体配管内を流れる流体の熱伝達係数や流体配管およびその保温材の熱伝導率から流体配管内側の温度を求める。求められた配管内温度から流体配管内の飽和蒸気圧を求め、流体配管内の圧力と飽和蒸気圧の差から流体配管内の非凝縮性ガスのガス分圧を求める。
【００６２】
その後、流体配管内の飽和蒸気圧と非凝縮性ガスのガス分圧と予め求めておいた非凝縮性ガス中における水素、酸素の分圧比（モル比）から、流体配管内の水素、酸素、蒸気のモル比を求め、このモル比を初期条件して燃焼解析を行なうことで、非凝縮性ガスの燃焼圧力を予測でき、この燃焼圧力からガス蓄積可能箇所の応力またはひずみを算出でき、流体配管の損傷リスクの程度を評価できる。すなわち、弾性・変形や塑性ひずみの程度を評価できる。
【００６３】
また、流動圧力（動圧）に対する直管部、直管部にエルボの代表的部位の評価結果から弾性変形、塑性ひずみの程度を判定できる標準テーブルを評価判定テーブル６６の機能の１つとして予め作成しておき、非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システム５３で判定・評価された圧力を標準テーブル（燃焼圧力−発生応力／塑性ひずみ等の関係）を用いて比較判断することで、流体配管の損傷リスクの程度を評価することができる。
【００６４】
さらに、原子力発電プラントにおける非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法では、流体配管のガス蓄積可能箇所５４における非凝縮性ガスのガス蓄積の監視および評価を効率的に行なうことができるように、予め流体配管の形状、ガス蓄積可能箇所５４である分岐管口径ｄと分岐長さＬの比（Ｌ／ｄ）、母管である流体配管の口径Ｄと分岐管口径ｄの比（ｄ／Ｄ）、Ｒｅ数等の物理量を、理論解析や実験データ等から標準化した整理テーブルを評価判定テーブル６６の機能の１つとして作成する。例えば、分岐管の口径ｄと分岐長さＬの比Ｌ／ｄ＝３，５，１０，１５，２０…に対してガス蓄積無し、ガス蓄積有り、ガス蓄積の可能性有りの関係をＲｅ数とｄ／Ｄ値で整理した評価判定テーブルを作成する。この評価判定テーブルを用いて非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所５４の計測値（物理量）と比較し、ガス蓄積可能箇所５４の分岐管について、蓄積無し、蓄積有り、蓄積可能性を否定できない旨の判定を迅速に行ない、評価することができる。評価判定テーブルに代えて、評価判定式（例えば、Ａ＝ａ・（ｄ／Ｄ）ｂ・（Ｒｅ）ｃ／（Ｌ／ｄ）ｅ、但し、ａ，ｂ，ｃ，ｄは定数）を作成し、この評価判定式にガス蓄積可能箇所５４で測定された数値（物理量）を代入してガス蓄積状態を迅速に判定し、評価するようにしてもよい。
【００６５】
また、原子力発電プラントにおける非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法は、流体配管を流れる流体温度およびガス蓄積可能箇所のガス蓄積有効容積から非凝縮性ガス蓄積量の燃焼圧力を算出し、算出された燃焼圧力からガス蓄積可能箇所の損傷リスクを判定・評価し、この評価結果からベント等の流体配管の設置する対応、流体温度監視条件を決定する方法である。
【００６６】
いずれにしても、原子力発電プラントにおける非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システム５３は、温度センサ５５および圧力センサ５６を備えた計測装置５７と評価システムをリンクさせて、ガス蓄積監視および評価システムを構成したものである。
【００６７】
図８は、本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法の第２実施形態を示すものである。
【００６８】
図８に示された非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３Ａは、ＢＷＲプラントのＲＰＶヘッドスプレイ配管４７等の蒸気配管７５から分岐される分岐管立上り部をガス蓄積可能箇所５４とし、このガス蓄積可能箇所５４に温度センサ５５を取り付けたものである。圧力センサが設けられていない点が、図２および図３に示された非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３と相違する。他の構成および作用は、図２および図３に示された非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３と異ならないので、同じ符号を付して説明を省略する。
【００６９】
図８に示された非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３Ａは、蒸気配管からの分岐管立上り部に設けられた温度センサ５５を備え、この温度センサ５５で測定された温度データを処理することにより、ガス蓄積可能箇所５４の非凝縮性ガスのガス蓄積を監視し、ガス蓄積可能箇所５４に非凝縮性ガスが蓄積されて可燃領域（燃焼領域）、爆轟領域、またはこれらの近傍に到達したか否かを警報にて正確にかつ確実に知らせ得るようになっている。
【００７０】
ＢＷＲプラント２０では、原子炉起動とともに蒸気配管７５に蒸気が流れ、ガス蓄積可能箇所５４にも蒸気が流入し、温度が上昇していく。原子炉が定格運転状態となり、ガス蓄積可能箇所５４が蒸気で満たされると温度は一定となる。
【００７１】
その後、蒸気配管７５からの分岐立上り部であるガス蓄積可能箇所５４に蒸気中に含まれる可燃性の非凝縮性ガスが蓄積していくことで、ガス蓄積可能箇所５４の温度は徐々に低下していく。この温度の経時変化を温度センサ５５で測定することにより、非凝縮性ガスのガス蓄積を観測することができる。
【００７２】
温度センサ５５で測定された最高温度における飽和蒸気圧力を求め、可燃領域の評価の場合には、その飽和蒸気圧力の８５％における飽和蒸気温度を、爆轟領域の評価の場合には、飽和蒸気圧力の７０％における飽和蒸気温度で警報を発する温度とする。可燃領域や爆轟領域のそれぞれ近傍領域で警報を発生させる場合には、警報を発生させる温度設定を上昇させればよい。
【００７３】
図８に示された原子力発電プラントにおける非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３Ａにおいても、ガス蓄積可能箇所５４への非凝縮性ガスのガス蓄積を監視することができ、ガス蓄積の監視によりガス蓄積可能箇所５４が可燃領域、爆轟領域あるいはその近傍領域に到達したときには、警報を発し、注意を喚起させることができる。
【００７４】
図９は、本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法の第３実施形態を示すものである。
【００７５】
図９に示された非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３Ｂは、ＢＷＲプラント２０の蒸気配管７５から分岐される分岐管立上り部をガス蓄積可能箇所５４とする一方、このガス蓄積可能箇所５４とこのガス蓄積可能箇所５４の分岐部に温度センサ５５ａ，５５ｂをそれぞれ取り付けたものである。圧力センサは設けられていない。温度センサ５５ａ，５５ｂをガス蓄積可能箇所５４のガス蓄積可能部位と分岐部にそれぞれ取り付けた以外の構成は、図２および図３に示された非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３と異ならないので、同じ符号を付して説明を省略する。分岐部は蒸気配管７５内を流れる蒸気が常に流れている部位あるいはその部位近傍の場所である。
【００７６】
ＢＷＲプラント２０の原子炉の駆動とともに蒸気配管７５に蒸気が流れ、ガス蓄積可能箇所５４内にも蒸気が流入し、温度上昇していく。原子炉が定格運転状態となり、ガス蓄積可能箇所５４が蒸気で満たされると温度は一定となる。
【００７７】
その後、原子炉の運転が続けられると、蒸気配管７５の蒸気中に含まれる非凝縮性ガスがガス蓄積可能箇所５４に蓄積していくことで、ガス蓄積可能箇所５４の温度は徐々に低下していく。非凝縮性ガスが蓄積してくると、それぞれの温度センサ５５ａ，５５ｂで測定された温度に差が生じてくる。分岐部の温度センサ５５ｂで測定された温度は蒸気の温度となるのでほぼ一定であるが、非凝縮性ガスの蓄積部の温度は、ガス蓄積に伴い徐々に低下してくる。
【００７８】
この温度差を両温度センサ５５ａ，５５ｂで測定することにより、非凝縮性ガスのガス蓄積を観測し、監視することができる。
【００７９】
温度センサ５５ｂで測定された分岐部の温度における飽和蒸気圧を求め、この飽和蒸気圧に対し、可燃領域評価の場合には、その飽和蒸気圧力の８５％における飽和蒸気の温度を、爆轟領域の評価の場合にはその飽和蒸気圧力の７０％における飽和蒸気温度を警報を発生させる温度とする。可燃領域、爆轟領域ま近傍領域で警報を発生させる場合には、警報を発生させる温度設定を上昇させればよい。
【００８０】
図９に示された非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム５３Ｂにおいては、蒸気配管７５からの分岐部に温度センサ５５ｂを設けた例を説明したが、温度センサは必ずしも分岐部に設置させる必要がなく、蒸気配管７５内の温度測定用の既存の温度計測センサを用いてもよい。
【００８１】
なお、図１に示したＢＷＲプラント２０の系統図においては、分岐ベント系３８のベント分岐配管４７に電動弁４８を遠隔操作弁として用いた例を示したが、この場合にはベント分岐配管４７を主蒸気管２７ａに直接接続してもよく、また、図１０に示すように、電動弁４８の上流側に絞り機構としてのオリフィス７７を設けてもよい。さらに、電動弁４８はベント分岐配管４７に必ずしも設ける必要はなく、電動弁やオリフィスを備えないベント分岐配管をＲＰＶベント系３６の電動弁４３上流側に接続してもよい。
【００８２】
非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法においては、原子力発電所のガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積を迅速にかつ正確に測定して監視でき、ガス蓄積可能箇所の損傷リスクを判定し、評価して被害を未然にしかも確実に防止することができ、効率的でかつ迅速な対応を行なうことができ、信頼性の高い安定運転が維持できる。
【００８３】
また、可燃性非凝縮性ガスのガス蓄積可能箇所のガス蓄積を監視し、予測して評価することで水素ガス燃焼に対する損傷リスク管理、予防保全を確実に行なうことができ、信頼性の高い非凝縮性ガスの蓄積監視および評価システムを提供できる。
【図面の簡単な説明】
【００８４】
【図１】本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法を実施する沸騰水型原子力プラントを部分的かつ概略的に示す系統図。
【図２】本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法の第１実施形態に用いられるシステム図。
【図３】本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法の第１実施形態を示す概略図。
【図４】水素−空気−水蒸気系における可燃領域および爆轟領域を示す図。
【図５】水素−空気−水蒸気系を水素−酸素−水蒸気系に置換して得られる可燃領域を示す図。
【図６】水素−酸素−水蒸気系における可燃領域と蒸気量の関係を示す図。
【図７】水素−酸素−水蒸気系における爆轟領域と蒸気量の関係を示す図。
【図８】本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法の第２実施形態を示す概略図。
【図９】本発明に係る非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法の第３実施形態を示す概略図。
【図１０】図１に示された沸騰水型原子力プラントの変形例を示す概略的な系統図。
【図１１】従来の沸騰水型原子力プラントを示す概略的な系統図。
【符号の説明】
【００８５】
２０  ＢＷＲプラント
２１  原子炉格納容器（ＰＣＶ）
２２  原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
２３  ドライウェル
２４  炉心
２５  原子炉冷却水（液相部）
２６  気相部（蒸気相部）
２７  主蒸気管
２７ａ  主蒸気管
２８  蒸気タービン
２９ａ，２９ｂ  主蒸気隔離弁
３０  原子炉隔離時冷却系
３１  タービンバイパス系
３６  原子炉圧力容器ベント系（ＲＰＶベント系）
３７  原子炉圧力容器ヘッドスプレイ系（ＲＰＶヘッドスプレイ系）
３８  分岐ベント系
４０  原子炉圧力容器ベント配管（ＲＰＶベント配管）
４１  原子炉圧力容器ヘッドベントノズル（ＲＰＶヘッドベントノズル）
４３  電動弁（遠隔操作弁）
４５  原子炉圧力容器ヘッドスプレイ配管（ＲＰＶヘッドスプレイ配管）
４６  逆止弁
４７  ベント分岐配管
４８  電動弁（遠隔操作弁）
４９  原子炉圧力容器ヘッドスプレイノズル（ＲＰＶヘッドスプレイノズル）
５０  原子炉隔離時冷却設備（ＲＣＩＣ）
５１ａ，５１ｂ  原子炉格納容器隔離弁（ＰＣＶ隔離弁）
５３，５３Ａ，５３Ｂ  非凝縮性ガス蓄積監視および評価システム
５４  ガス蓄積可能箇所
５５  温度センサ
５６  圧力センサ
５７  計測装置（計測手段）
５８  コンピュータ
６０  演算手段
６１  判定評価手段
６２  警報手段
６３  警報発生装置
６４  表示手段
６５  操作ボード
６６  評価判定テーブル
６７  評価プログラム
７０  非凝縮性ガス蓄積量評価システム
７１  非凝縮性ガス蓄積量予測システム
７２  着火燃焼圧力評価システム
７３  配管強度評価システム
７４  リスク評価システム
７５  蒸気配管
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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