(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
プラント起動の際に、原子炉冷却系統の配管に連絡する原子炉容器の入口ノズル及び出口ノズル内の中間レベルまで冷却材を注入して、前記原子炉冷却系統内に液相部及び気相部を形成し、前記液相部から窒素ガスによるパージ方式の脱気装置により脱気すると共に、前記気相部から真空ポンプにより真空引きし、前記原子炉冷却系統内に窒素を注入して前記液相部内の酸素を前記液相部中へ持ち出してから、前記原子炉冷却系統に前記脱気装置を介して冷却材を充満させる原子力発電プラントにおける溶存酸素濃度低減方法。
【請求項２】
冷却材ポンプ、該冷却材ポンプに入口ノズルを介して接続された原子炉容器、該原子炉容器の出口ノズルに接続された蒸気発生器、並びに前記原子炉容器及び前記蒸気発生器間の配管に設けられた加圧器を備え、前記蒸気発生器の冷却材出口が前記冷却材ポンプに連絡して閉ループの原子炉冷却系統を構成している原子力発電プラントにおいて、前記原子炉冷却系統に連絡する循環系に設けられた窒素ガスによるパージ方式の脱気装置と、前記加圧器に設けられた真空ポンプと、前記原子炉冷却系統に連通する窒素注入系とを備える溶存酸素濃度低減装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば加圧水型のような原子力発電プラントにおいて、その原子炉冷却材中における溶存酸素濃度を、脱気装置を用いて低減する方法及び装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
加圧水型原子力発電プラントにおいては、プラント起動時に原子炉冷却材温度を上昇させる前段階で、冷却材に露出される諸機器の構成材料の腐食を防止する観点から、原子炉冷却材中の溶存酸素を除去する操作が必要である。従来の除去操作を図３について説明すれば、原子炉冷却系統を構成する原子炉容器１、蒸気発生器２、冷却材ポンプ３及び加圧器４等を満水とした段階で、冷却材ポンプ３を運転しつつ、循環ポンプ５が設けられた循環系にヒドラジンＨ2ＮＮＨ2を添加し、このヒドラジンの還元作用により、冷却材中の溶存酸素を除去している。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
しかし、従来のヒドラジン添加による溶存酸素の還元だけでは、原子炉冷却系統を構成する配管、弁等の閉塞滞留部における冷却材中の溶存酸素が十分除去できないため、溶存酸素の目標濃度を極低濃度として、長い時間をかけて溶存酸素除去運転を実施している。従って、このような除去工程は、プラント起動時間を長期化させる要因の一つでもある。
従って、本発明の目的は、溶存酸素除去運転時間の短縮が可能な原子炉冷却材中の溶存酸素除去方法及び装置を提供することである。
【０００４】
【課題を解決するための手段】
本発明の一つの側面では、上記目的を達成するため、請求項１に記載のように、プラント起動の際に、原子炉冷却系統の配管に連絡する原子炉容器の入口ノズル及び出口ノズル内の中間レベルまで冷却材を注入して、前記原子炉冷却系統内に液相部及び気相部を形成し、前記液相部から窒素ガスによるパージ方式の脱気装置により脱気すると共に、前記気相部から真空ポンプにより真空引きし、前記原子炉冷却系統内に窒素を注入して前記液相部内の酸素を前記液相部中へ持ち出してから、前記原子炉冷却系統に前記脱気装置を介して冷却材を充満させる原子力発電プラントにおける溶存酸素濃度低減方法を提供している。
また、上記目的を達成するため、本発明の別の側面では、請求項２に記載のように、冷却材ポンプ、該冷却材ポンプに入口ノズルを介して接続された原子炉容器、該原子炉容器の出口ノズルに接続された蒸気発生器、並びに前記原子炉容器及び前記蒸気発生器間の配管に設けられた加圧器を備え、前記蒸気発生器の冷却材出口が前記冷却材ポンプに連絡して閉ループの原子炉冷却系統を構成している原子力発電プラントにおいて、前記原子炉冷却系統に連絡する循環系に設けられた窒素ガスによるパージ方式の脱気装置と、前記加圧器に設けられた真空ポンプと、前記原子炉冷却系統に連通する窒素注入系とを備える溶存酸素濃度低減装置を提供している。
【０００５】
【発明の実施の形態】
次に、添付図面を参照して、本発明の好適な実施の形態について説明するが、図中、同一符号は同一又は対応部分を示すものとする。また、本発明は、以下の説明から分かるように、この実施形態に限定されるものではなく、種々の改変が可能である。
【０００６】
まず、図１を参照するに、符号１〜４は、図３における従来の原子炉冷却系統を構成する原子炉容器、蒸気発生器、冷却材ポンプ、加圧器と同様の諸機器をそれぞれ表している。通常の原子炉運転中、配管Ｌに設けられた冷却材ポンプ３から入口ノズル１ａを介して原子炉容器１内に導入された冷却材は、原子炉容器１内の炉心を構成する図示しない燃料要素により加熱され、高温高圧の冷却材となって出口ノズル１ｂを介して蒸気発生器２の一次側にある入口ノズル２ａに送られる。そして、入口ノズル２ａから多数の伝熱管２ｂ（１本のみ図示）を通り、その間に伝熱管２ｂの外側周囲にある給水を加熱して蒸気に変換した後、自身は冷却されて出口ノズル２ｃから配管Ｌに流出し、冷却材ポンプ３に戻り、この循環を繰り返す。
【０００７】
一方、本発明の実施形態においては、プラント起動に先立って、原子炉冷却系統へ冷却材を注入していき、冷却材水位が図示のように原子炉容器１のノズル１ａ，１ｂのほぼ中心若しくは途中にある状態で、原子炉の余熱除去ポンプ８及び余熱除去冷却器９を有する冷却系Ｌａ（循環系）に設けた後述の脱気装置１０により原子炉冷却材中の溶存酸素を除去する。この酸素除去と並行して、加圧器４の気相部に設けた真空ポンプ１１により加圧器４を介して原子炉冷却系統内を真空引きした後、蒸気発生器２の出口ノズル２ｃ側中に窒素ガスを注入して系内を窒素雰囲気とする操作を数回繰り返す。更に同時に、冷却材ポンプ３の入口側配管の滞留水中の水張り過程では、水張り用水タンク１２より水張りポンプ１３にて取水した水を、弁１５及び１７を開き、弁１６を閉じて脱気装置１０へ通水し、脱酸素した水を原子炉冷却系統へ水張りする。
【０００８】
次に図２を参照するに、脱気装置１０は、脱気塔１０ａ、返送ポンプ１０ｂ及び弁１０ｃ，１０ｄ等により構成されている。弁１０ｃを介して脱気塔１０ａに注入される原子炉冷却材は、弁１０ｃが設けられた配管に流体連通するスプレイノズル１０ｅにより、蒸留装置等において一般的に用いられている塔内部の充填層１０ｆに均一に散布される。充填層１０ｆの下部からは符号Ｎで示すように窒素ガスが注入され、スプレー部及び充填層内部で気液接触して、原子炉冷却材中の溶存酸素が除去される。除去された酸素は、窒素ガスと共に排気される。
【０００９】
原子炉冷却材を脱気する際には、良く知られているように、原子炉の運転に伴い冷却材中に溶存している放射性希ガスの処理に注意する必要がある。プラント運転後の停止時に脱気する場合には、冷却材中に大量の放射性希ガスが含まれていることから、窒素ガスによるパージ方式よりも真空加熱脱気方式として放射性希ガスが含まれた排気ガス量を低減する必要があるが、装置も大型化される。しかし、本発明の実施形態では、プラント起動時の放射性希ガスが殆ど溶存していない原子炉冷却材を脱気するため、上述したように窒素ガスによるパージ方式としても排気ガス中の放射性希ガス濃度は十分低く、装置の小型化が図られている。
【００１０】
再び図１を参照するに、原子炉冷却系統の冷却材水位が原子炉容器１の入口ノズルノズル１ａ及び出口ノズル１ｂ（これらは同じ高さ位置にある）のほぼ中心の高さにある状態で、原子炉の余熱除去ポンプ８及び余熱除去冷却器９を有する冷却系に設けた脱気装置１０を運転する。このとき、弁１５は閉じ、弁１６、１７は閉じ、余熱除去ポンプ８により吐出された冷却材は、余熱除去冷却器９と脱気装置１０を分かれて流れ、原子炉冷却系統に戻される。脱気装置１０内の作用は前述の通りである。１プラントの試験例では、約３０時間運転することで、原子炉冷却系統における液相部の平均溶存酸素濃度を大気圧飽和の８ｐｐｍから約５０ｐｐｂまで低減することができた。加圧器４より真空ポンプ１１にて系内を真空引きした後、蒸気発生器２の出口ノズル２ｃ側に接続された窒素注入系１８ｂより窒素を注入して系内を窒素雰囲気とする操作を４回程度繰り返すことにより、原子炉冷却系統における気相部の平均酸素濃度を空気の約２１％から約０．３％まで低減することができる。この操作は、原子炉冷却系統の気相部で袋小路状の閉塞空気滞留部の酸素濃度低減にも寄与することが確認できた。
【００１１】
また、冷却材ポンプ３のＵ字形入口側配管３ａの滞留水中及び蒸気発生器２の冷却材出口側にそれぞれ窒素注入系１８ａ（ループドレーン箇所）、１８ｂ（ＳＧ流量計箇所）から同時的に窒素を注入すると、窒素の気泡によるバブリング効果により平均溶存酸素濃度を大気圧飽和の約８ｐｐｍから約９０ｐｐｂまで約１０時間で低減することができた。その後の原子炉冷却系統の水張り過程では、水張り用水タンク１２より水張りポンプ１３にて取水した水を脱気装置１０で処理して、約５０ｐｐｂの水を原子炉冷却系統へ水張りする。これにより、原子炉冷却系統を構成する配管、弁等の閉塞滞留部にも脱気された水が張り込まれる。
【００１２】
これら各脱気操作を総合すると、最終的に原子炉冷却系統が満水となった時点での原子炉冷却材中の平均溶存酸素濃度は、閉塞滞留部も含めて約５０ｐｐｂが期待でき、プラント起動のための原子炉冷却材温度を上昇させた段階での構成材料の腐食を防止することができる。また、従来のヒドラジンを添加する方式は不要となり、プラント起動時間を約８時間短縮することが期待できる。
【００１３】
【発明の効果】
以上のように、請求項１記載の本発明によれば、原子力発電プラントにおける溶存酸素濃度低減方法は、プラント起動の際に、原子炉冷却系統の配管に連絡する原子炉容器の入口ノズル及び出口ノズルの中間レベルまで冷却材を注入して、前記原子炉冷却系統内に液相部及び気相部を形成し、前記液相部から窒素ガスによるパージ方式の脱気装置により脱気すると共に、前記気相部から真空ポンプにより真空引きし、前記原子炉冷却系統内に窒素を注入して前記液相部内の酸素を前記液相部中へ持ち出してから、前記原子炉冷却系統に前記脱気装置を介して冷却材を充満させるので、また、請求項２記載の本発明によれば、原子力発電プラントにおける溶存酸素濃度低減装置は、原子炉冷却系統に連絡する循環系に設けられた窒素ガスによるパージ方式の脱気装置と、加圧器に設けられた真空ポンプと、原子炉冷却系統に連通する窒素注入系とを備えるので、即ち真空引き、窒素注入、脱気装置、窒素バブリングの各作用を総合することにより、原子炉冷却材、特に原子炉冷却系統を構成する配管、弁等の閉塞滞留部における原子炉冷却材の溶存酸素濃度を低減することが可能であり、従来のヒドラジンを添加する方式は不要となり、プラント起動時間の短縮が期待できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明による溶存酸素濃度低減装置が接続された原子力発電プラントの原子炉冷却系統を示す概略系統図である。
【図２】図１の溶存酸素濃度低減装置における脱気装置の系統図である。
【図３】従来の溶存酸素濃度低減方法について説明するための原子炉冷却系統の系統図である。
【符号の説明】
１    原子炉容器
１ａ  入口ノズル
１ｂ  出口ノズル
２    蒸気発生器
２ａ  入口ノズル
２ｃ  出口ノズル
３    冷却材ポンプ
３ａ  入口側配管
４    加圧器
１０  脱気装置
１１  真空ポンプ
１８ａ、１８ｂ  窒素注入系
Ｌ    配管
Ｌａ  冷却系（循環系）
【図１】
0004022026.tif 000002
【図２】
0004022026.tif 000003
【図３】
0004022026.tif 000004