JP2001349983A - 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】起動工期の短縮を図るとともに、水素注入運転
期間の延長に伴う水素滞留に対し安全処理する。 【解決手段】原子力発電プラントを起動するにあたり、
核加熱前に原子炉圧力容器１内の原子炉水中または気相
部に水素を水素注入配管18から給水ライン11を通して封
入する。この封入した水素は、予め原子炉水中に溶けて
いる酸素と核加熱開始以降の放射線エネルギーにより再
結合して水となる。これにより、核加熱前に負圧状態の
主復水器を通して原子炉を吸引脱気して原子炉水中の酸
素濃度を低減させる従来の脱気工程を省略できる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は例えば原子炉起動時
の沸騰水型原子力発電プラントの運転方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】一般に沸騰水型原子力発電プラント（以
下、プラントと記す）においては、主たる構成材料とし
てステンレス鋼やニッケル基合金を用い、また原子炉冷
却材として水（以下、原子炉水と記す）を使用してい
る。一方、原子炉特有の放射線場においては、原子炉水
が放射線分解することにより酸素や過酸化水素などの酸
化性物質が生成される。生成された酸化性物質は、運転
中の高温において、原子炉水中に溶存し、構成材料であ
るステンレス鋼やニッケル基合金の応力腐食割れを引き
起こす一因となっている。

【０００３】この対策のため、原子炉水中に水素を注入
することにより、原子炉水中の酸化性物質の生成を抑制
し、材料の電気化学的電位（腐食電位）を低減させ、応
力腐食割れ発生を低減させる技術が実用化されている。
この技術は、多くのプラントで主に通常運転時に適用さ
れている。

【０００４】しかしながら、近年では、プラントの起動
時ないし停止時の炉内水質環境は、過酸化水素、クロム
酸、不純物イオン等の存在により、通常運転時より厳し
い状態であるものが、水素注入を実施することにより水
質環境が大幅に緩和されることが知られている。

【０００５】一方、原子炉水は、定期検査中に大気開放
となるので、大気中の酸素が溶解し飽和することとなる
が、従来、原子炉の起動時には、これも応力腐食割れ対
策の一環で、復水器真空ポンプによりタービンに付設す
る復水器を減圧に排気した後、原子炉圧力容器を通じて
気相部雰囲気を吸引する、いわゆる脱気運転が行われ、
原子炉水中の酸素濃度を低減している。

【０００６】従来の水素注入運転は、その目的とする応
力腐食割れの発生条件が原子炉水が高温状態になってか
らのものであるので、図２に示したように起動工程の後
期（Ａ）に行っている。すなわち、従来の原子炉起動工
程通りに、脱気工程Ｂにおいて、原子炉圧力容器内が脱
気され核加熱に入り、原子炉水が上昇を始めてから、ま
たは定格温度、圧力になる起動工程の後期（Ａ）になっ
てから、水素注入を開始することが、一般的な運転方法
と考えられていた。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、仮に起
動前や起動初期から水素注入を行うとした場合、プラン
ト昇温昇圧中に原子炉水中に水素を注入する場合には、
プラントの起動時の系統は通常時と異なるため、次の様
な点が課題となっていた。

【０００８】第１は、非常用炉心冷却系統の準備確認の
ために、図２に（ｂ）と（ｃ）で示す例えば炉水180℃
時や270℃時に試験運転を行われる点に関する課題であ
る。すなわち、同系統に付帯するポンプの駆動用蒸気は
主蒸気であるが、水素が注入されている原子炉水には通
常に比べ多量の水素を含むので、これが圧力抑制室に排
気されることにより、圧力抑制室内やこれに通じている
原子炉格納容器ドライウェル内の水素濃度が上昇して可
燃性ガス雰囲気となり、この可燃性ガスの爆発に対して
安全性を保つことが困難となる。

【０００９】第２は、原子炉水の昇温中における原子炉
水の水位調整の余剰水が原子炉冷却材浄化系から排水さ
れる点に関する課題である。すなわち、前記系統の排水
先は、プラントによって主復水器か液体廃棄物処理系、
或いは両者いずれか選択可能となっている。主復水器に
接続可能なプラントは、水素を含んだ非凝縮性ガスは気
体廃棄物処理系で水に再結合可能であるので、水素の２
モルに対して１モルの酸素を有すること、例えば気体廃
棄物系に酸素を注入するか、または空気流量を上昇させ
る等により酸素量を確保可能であるので安全に再結合処
理できる。

【００１０】しかしながら、液体廃棄物処理系に接続さ
れる場合は、その接続先が廃液受けタンクであり、そこ
に水素ガスが滞留するおそれが有る。また、タンクの入
口配管の水で満たされていない配管の頂上部は軽い水素
ガスが溜まりやすい条件となっている。

【００１１】これは、何らかの要因で爆発性の雰囲気で
あるのでプラント安全性は万全とはいえない状況とな
る。すなわち、原子力発電プラントの起動工程を安全性
を保って運転するには、上述の配慮事項について対処し
た運転方法を確立する必要がある。

【００１２】これらの原子炉の起動工程中に水素を封入
可能とする原子力発電所には、プラント通常運転時の水
素注入のように、復水系から水素を注入することができ
ないので、原子炉系の水素注入点から注入される。これ
は、原子炉冷却材浄化系のろ過脱塩器の下流側（特に前
記ブローダウン分岐下流）が最も一般的である。

【００１３】ただし、原子炉圧力容器内に封入した水素
は、主蒸気ドレン弁等からの主蒸気が復水器への流入す
ることとなるので、原子炉系外に放出する量によって水
素量をその後適宜補給して原子炉水中の水素濃度を維持
する。また、気体廃棄物処理系では、この水素を再結合
させるために必要に応じて酸素を再結合器の上流側から
注入する。

【００１４】酸素の注入方法は、通常時の様に水素注入
量と一定比で流量制御すると次の点で課題が生じる。こ
れは、起動時の特長として、主蒸気系の一時的な閉鎖や
開通の繰り返し、空気抽出器の切り替えなどの流路変更
が頻繁に行うこととなるので、これに伴う原子炉から流
入する蒸気量ひいてはこれに含まれる水素量の変化が大
きく、水素量が一時的に再結合のために注入する酸素量
をともすれば超えることになる。

【００１５】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、原子炉起動工程の短縮化を図ることができ
る沸騰水型原子力発電プラントの運転方法を提供するこ
とにある。

【００１６】また、本発明は非常用炉心冷却設備の確認
運転時に最終的には原子炉格納容器内まで放出される水
素ガスの安全処理の課題、及び炉水位余剰水の排出時に
液体廃棄物処理系まで放出される水素ガスの滞留に対し
安全処理すべき課題を解決する沸騰水型原子力発電プラ
ントの運転方法を提供することにある。

【００１７】

【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、原子
力発電プラントを起動するにあたり、核加熱前に、原子
炉圧力容器内の原子炉水中または気相部に水素を封入
し、この封入した水素と予め前記原子炉炉水中に溶けて
いる酸素を前記核加熱開始以降の放射線エネルギにより
再結合させて水にすることを特徴とする。

【００１８】請求項１の発明によれば、従来の脱気工程
を行うことなく、核加熱開始前に原子炉内に水素を注入
する。これにより脱気工程を省略したことによる工程時
間の短縮を図ることができる。

【００１９】請求項２の発明は、原子炉系統配管から水
素を封入して原子炉水中に水素を溶け込ませる工程を有
す原子力発電プラントを起動するにあたり、前記プラン
トの原子炉圧力容器に接続されている非常用炉心冷却設
備の確認運転の運転期間に、前記非常用炉心冷却設備に
付帯するポンプの駆動源である主蒸気が前記原子炉圧力
容器を格納する原子炉格納容器に付設する圧力抑制室に
排出され、前記主蒸気の一部が前記原子炉格納容器内の
ドライウェルに移行した状態の前記原子炉格納容器内雰
囲気が、前記非常用炉心冷却設備の確認運転の期間また
はその運転開始以降の一定期間に、前記原子炉格納容器
に接続する格納容器パージ用排風機により前記原子炉格
納容器内雰囲気を前記プラントに付設する主排気塔へ排
気することを特徴とする。

【００２０】請求項２の発明によれば、原子炉格納容器
と圧力抑制室の気相部を格納容器パージ排風機を通じて
原子炉建屋外に開放でき、隔離弁と逆止弁を別設するこ
とにより、原子炉格納容器と圧力抑制室内雰囲気を吸い
込めるので、原子炉格納容器と圧力抑制室内部は極度に
負圧になることがなく、空気の流入により水素濃度を希
釈できる。

【００２１】請求項３の発明は、前記非常用炉心冷却設
備の確認運転の期間またはその運転開始以降の一定期間
に、前記圧力抑制室または前記原子炉格納容器内のドラ
イウェル或いはその両方の雰囲気を前記原子炉格納容器
および前記圧力抑制室間に設置した非常用ガス処理系を
通して排気することを特徴とする。

【００２２】請求項３の発明によれば、格納容器パージ
排風機の上流側止め弁の直前から分岐し止め弁を介して
非常用ガス処理系を接続し、格納容器パージ排風機と非
常用ガス処理系を各々の止め弁の開閉により流路を選択
することができる。これにより、放射能を低下させる必
要が生じた場合には、原子炉格納容器または圧力抑制室
内雰囲気を前記流路を通してプラント外まで排気するこ
とができる。

【００２３】つまり、非常用ガス処理系により原子炉格
納容器内雰囲気を強制的に換気し、プラント系外に放出
する前に前記系統の放射能除去装置により原子炉格納容
器内雰囲気及び圧力抑制室内雰囲気の放射能濃度を低下
させた後、水素濃度を低減させることができる。

【００２４】請求項４の発明は、前記非常用炉心冷却設
備の確認運転の前に、前記原子炉格納容器内に窒素を封
入することを特徴とする。請求項４の発明によれば、窒
素封入時期を非常用炉心冷却系統の確認運転の前に行う
ことにより、原子炉格納容器内雰囲気を活性化して、水
素濃度上昇時の安全性を確保することができる。

【００２５】すなわち、原子炉建屋外に窒素供給装置を
設置し、この窒素供給装置を窒素配管と隔離弁を介して
原子炉格納容器に接続し、窒素を窒素供給装置から原子
炉格納容器内へ供給する。窒素封入を非常用炉心冷却系
統の運転の前に実施することにより、水素爆発に対する
安全性を確保できる。

【００２６】請求項５の発明は、前記非常用炉心冷却設
備の確認運転の期間またはその運転開始以降の一定期間
に、前記圧力抑制室または前記原子炉格納容器内のドラ
イウェル或いはその両方の雰囲気を前記原子炉格納容器
および前記圧力抑制室間に設置した可燃性ガス濃度制御
系を通して前記雰囲気中の水素を酸素と再結合処理する
ことを特徴とする。

【００２７】請求項５の発明によれば、隔離弁，ブロワ
及び再結合器を有する可燃性ガス濃度制御系を原子炉格
納容器と圧力抑制室との間に連結し、可燃性ガス濃度制
御系により原子炉格納容器内雰囲気の水素濃度を再結合
処理し、原子炉格納容器内雰囲気の水素濃度を低下させ
ることができる。

【００２８】請求項６の発明は、原子炉系統配管から水
素を封入して原子炉水中に水素を溶け込ませる工程を有
する原子力発電プラントの起動工程において、前記プラ
ントの原子炉圧力容器に接続されている非常用炉心冷却
設備の確認運転の運転期間に、前記非常用炉心冷却設備
に付帯するポンプの駆動源である主蒸気が前記原子炉圧
力容器を格納する原子炉格納容器に付設する圧力抑制室
に排出され、前記主蒸気の一部が前記原子炉格納容器内
ドライウェルに移行した状態の前記原子炉格納容器内雰
囲気が、前記非常用炉心冷却設備の確認運転の期間また
はその運転開始以降の一定期間に、請求項２または請求
項３の運転方法で排気し、また前記原子炉格納容器に前
記プラントの原子炉建屋内雰囲気を吸入、或いは請求項
４の方法により前記原子炉格納容器内に窒素を封入する
ことを特徴とする。請求項６の発明によれば、請求項２
〜４の組合せなので、それらの説明を援用する。

【００２９】請求項７の発明は、原子炉系統配管から水
素を封入して原子炉水中に水素を溶け込ませる工程を有
する原子力発電プラントの起動工程において、原子炉昇
温過程で原子炉水が体積膨張する炉水位を調整するため
の原子炉冷却材浄化系ブローラインが設けられ、このブ
ローラインから前記原子炉水の一部が排水され、前記ブ
ローラインの下流側に液体廃棄物処理系が接続され、前
記液体廃棄物処理系に付設する排液受タンクの気相部、
または前記液体廃棄物処理系の入口配管の頂部を排気ダ
クト、または排気管を換気設備に接続し、前記換気設備
で前記原子炉水から発生する水素ガスを換気して、最終
的に原子炉建屋外に放出することを特徴とする。

【００３０】請求項７の発明によれば、液体廃棄物処理
系の排液受タンク及びその入口側の原子炉冷却材浄化系
（ＣＵＷ）ブローラインを含む排気管に排気ダクトを設
けることにより、排液受タンク内雰囲気の水素濃度の上
昇を抑制することができる。

【００３１】請求項８の発明は、前記原子炉圧力容器内
の温度と圧力が定格値まで上昇した後に一旦制御棒を挿
入して前記原子炉圧力容器内が未臨界となり、再度前記
制御棒を引抜き、核加熱が再開されて、前記原子炉圧力
容器に接続した主蒸気ラインに付設するタービンバイパ
ス弁が開く前に前記主蒸気ラインに付設する主蒸気ドレ
ン弁を開き、その時前記原子炉圧力容器から前記主蒸気
ラインを通して流出する主蒸気が前記タービンバイパス
弁および前記主蒸気ドレン弁の下流側に設置した主復水
器を介してその下流側に接続する気体廃棄物処理系再結
合器に到達する前に前記気体廃棄物処理系再結合器の入
口側に酸素を注入しておき、前記原子炉圧力容器内の雰
囲気が前記気体廃棄物処理系再結合器に到達した時には
前記気体廃棄物処理系再結合器に流入する全気体のモル
比は水素２に対して酸素１以上となるように酸素量を制
御することを特徴とする。

【００３２】請求項８の発明によれば、原子炉圧力容器
内が高温，高圧条件にあって、主蒸気系統の流路が閉鎖
状態から開通される際の運転方法で、気体廃棄物処理系
に酸素を注入する酸素注入設備を設ける。主蒸気ライン
より先に酸素注入設備の弁を開にして原子炉圧力容器内
気相部に滞留していた非凝縮性ガスを多量に含む蒸気を
主復水器を通して気体廃棄物処理系へ小流量ずつ流す。
これにより、気体廃棄物処理系における水素の高流量を
防止することができる。なお、水素が気体廃棄物処理系
に到達するときには再結合器に到達している必要がある
ので、酸素の注入は主蒸気通気開始直後が望ましい。

【００３３】請求項９の発明は、前記気体廃棄物処理系
再結合器の入口側に空気ブリードラインを接続し、この
空気ブリードラインから空気を注入し、前記気体廃棄物
処理系再結合器に流入する全気体のモル比は水素２に対
して酸素１以上となるように空気量を制御することを特
徴とする。

【００３４】請求項９の発明によれば、原子炉圧力容器
から気体廃棄物処理系に流入する水素量が少量の場合、
酸素の代りに空気を注入する運転方法で、空気ブリード
ラインから流量調整弁を通して再結合器へ少量ずつ空気
を注入することができる。

【００３５】

【発明の実施の形態】図１および図２により本発明に係
るプラントの第１の実施の形態を説明する。図１におい
て、符号１で示す原子炉圧力容器には主蒸気ライン２が
接続され、この主蒸気ライン２には主蒸気隔離弁３、主
蒸気ドレン弁４、タービンバイパス弁５および主蒸気止
め弁６を有している。主蒸気ライン２の下流側は主蒸気
止め弁６を介してタービン７に接続し、タービン７には
主復水器８が付設している。

【００３６】主復水器８には主蒸気ドレン弁４およびタ
ービンバイパス弁５の下流側が接続している。主復水器
８で凝縮された復水は、復水ポンプ８ａを通り、図示し
ていない復水ろ過，脱塩装置により浄化されて給水とな
る。給水は給水加熱器10で加熱され、給水ポンプ９で昇
圧されて給水ライン11を経て、原子炉圧力容器１に再び
戻され、原子炉水となる。

【００３７】原子炉圧力容器１の下部には、再循環ポン
プ12を有し、原子炉圧力容器1に戻る再循環ライン13が
設けられている。その再循環ライン13には原子炉冷却材
循環ポンプ14および原子炉冷却材浄化ろ過脱塩器15，給
水加熱器16を有する原子炉冷却材浄化系17が分岐接続さ
れ、原子炉冷却材浄化系17の下流側は給水ライン11に接
続されている。

【００３８】水素注入配管18は、原子炉冷却材浄化系ろ
過脱塩器15の出口側に接続されており、液体廃棄物処理
系排液受タンク23に排水されるＣＵＷブローライン19の
分岐の下流に位置している。

【００３９】酸素注入配管20は主復水器８の気体を抽出
するための蒸気空気抽出器21の出口側と気体廃棄物処理
系の再結合器22の入口側との間のラインに位置して設け
られている。酸素注入配管20は酸素注入設備27に接続し
ている。また、蒸気空気抽出器21と酸素注入配管20との
間には流量調整弁29を有する空気ブリードライン28が接
続されている。

【００４０】図２に示し、前述したように、従来の起動
時の水素注入運転は、出力上昇過程など起動工程の後期
Ａに示す時期に開始されているが、本実施の形態では核
加熱開始（ａ）の前の従来の脱気工程Ｂに示す時期に水
素を封入しておき、脱気工程Ｂを省略することにある。

【００４１】図１に示したように水素注入点の位置する
原子炉冷却材浄化系17は、起動期間中原子炉つまり、原
子炉圧力容器１内を連続的に浄化運転しているので、水
素注入配管18を通して注入した水素は系統水とともに給
水ライン11を経由して原子炉圧力容器１に導かれる。水
素は、水素注入配管18の弁（図示せず）を開すること
で、この様に原子炉圧力容器１内に簡単に封入すること
ができる。

【００４２】原子炉圧力容器1内の水素は、一部は原子
炉水中に溶け込み、また一部は原子炉圧力容器1内の気
相部に滞留するが、原子炉圧力容器1は外部側と系統が
閉じているので、この状態で平衡となる。主蒸気ドレン
弁４などが開くと原子炉圧力容器1内の水素が主復水器
８に向かって流れるが、その後、核加熱が開始されると
炉心は放射能場となり、多量のエネルギーを発する。

【００４３】このエネルギーは大部分が熱となるが、一
部は直接冷却材である原子炉水に吸収され、水分子の分
解を促す。この結果、水素、酸素、過酸化水素などが生
成するが、あらかじめ水素を封入した状態では、原子炉
水の水質は還元性雰囲気であるので、酸素、過酸化水素
などの酸化性化学種は還元されて水分子に戻る。

【００４４】すなわち、通常時の水素注入運転で放射線
分解で生成した化学種を水素注入で再結合することと同
様に、原子炉停止中の定期検査で原子炉圧力容器が開放
されて溶け込んだ酸素についても十分な水素の存在によ
り、原子炉水中の酸素量の低減が可能である。なお、水
素量は核加熱開始前の封入量で不足する場合は、原子炉
昇温過程であっても同じ様に原子炉冷却材浄化系１７の
水素注入点から注入することができる。

【００４５】本第１の実施の形態によれば、原子炉圧力
容器1内への水素封入操作が、従来の起動工程の後期Ａ
において行われている原子炉の脱気運転と同目的の運転
となるため、脱気工程Ｂを省略した原子炉の起動工程と
して限定することにより、工程的な時間短縮を図ること
ができる。

【００４６】つぎに図２および図３により本発明に係る
第２の実施の形態を説明する。図３に示すように原子炉
圧力容器１には例えば、原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩ
Ｃ）等の非常用炉心冷却系73が接続されており、この非
常用炉心冷却系73の準備確認のため、図２に示すように
例えば原子炉水の温度180℃時（ｂ）や270℃時（ｃ）に
試験運転を行う。

【００４７】この場合、図３に示すように非常用炉心冷
却系73に取り付けられている非常用炉心冷却系ポンプ31
を駆動するタービン32の駆動源にはタービン32に接続す
る主蒸気配管33から入口弁36を開いて主蒸気を導くこと
になる。

【００４８】なお、主蒸気配管33には原子炉圧力容器１
に接続した主蒸気ライン２を流れる主蒸気の一部が流れ
込む。図３中、符号74は隔離弁で、非常用炉心冷却系ポ
ンプ31の吐出側に取り付けられている。

【００４９】ところで、第１の実施の形態のように、水
素が注入されている主蒸気には通常に比べ多量の水素を
含んでいるので、これが圧力抑制室34に排気されること
により、圧力抑制室34内やこれに通じている原子炉格納
容器35のドライウェル内水素濃度が上昇する。

【００５０】そこで、本実施の形態では原子炉建屋38内
の雰囲気を吸気、及び換気し、水素を多量に含む可燃性
ガスの爆発に対して安全を保つために原子炉格納容器35
内雰囲気の水素濃度を低下させる運転を行う。すなわ
ち、格納容器パージ排風機39により原子炉格納容器35内
雰囲気を強制的に換気して原子炉格納容器35内雰囲気の
水素濃度を低下させる。

【００５１】原子炉格納容器35と圧力抑制室34の気相部
には主排気塔42に導かれる配管47，48が接続されてお
り、配管47，48は各々の配管47，48に取り付けた隔離弁
40，41の下流で合流して格納容器パージ排風機39に接続
され、さらにその下流は主排気塔42に導かれる。原子炉
格納容器35内雰囲気及び圧力抑制室34の雰囲気は、この
流路で原子炉建屋38外の主排気塔42まで排気可能であ
る。

【００５２】また、一方、原子炉格納容器35および圧力
抑制室34気相部は、原子炉建屋38内にそれぞれ隔離弁4
3，44と逆止弁45，46を設けて開放でき、建屋38内雰囲
気を吸い込めるので、内部は極度に負圧とならず、また
空気の流入により水素濃度を希釈することができ、水素
爆発を未然に防止できる。

【００５３】つぎに図４により本発明に係る第３の実施
の形態を説明する。本実施の形態は図４に示したよう
に、非常用ガス処理系66により原子炉格納容器35内雰囲
気を強制的に換気し、プラント系外に放出する前に非常
用ガス処理系フィルタ装置68等の放射能除去装置によ
り、原子炉格納容器35の内部雰囲気および圧力抑制室34
内の雰囲気の放射能濃度を低下させた後、水素濃度を低
減させることにある。

【００５４】すなわち、本実施の形態は第２の実施の形
態と同様に、原子炉格納容器35と圧力抑制室34気相部の
各々には配管47，48が接続されており、隔離弁40，41の
下流で合流する。原子炉格納容器35側の配管47には格納
容器パージ排風機39との間に止め弁49が設けられ、この
止め弁49の直前で分岐し、圧力抑制室34側の配管48と接
続する。配管48に取り付けた隔離弁41の下流側の他方は
止め弁50を介して非常用ガス処理系66に接続される。

【００５５】しかして、本実施の形態では格納容器パー
ジ排風機39と非常用ガス処理系66は各々止め弁49，50の
開閉により流路を選択できる。非常用ガス処理系66は、
例えば非常用ガス処理系排風機67と非常用処理系フィル
タ装置68とフィルタ出口弁69からなり、さらにその下流
は主排気塔42に導かれる。

【００５６】核加熱により生成される主蒸気には、少な
くとも放射能を含むものであるが、前述の通り非常用炉
心冷却系のポンプ31の駆動は主蒸気を利用しているの
で、原子炉格納容器または圧力抑制室内雰囲気を系外に
放出するために放射能を低下させる必要が生じる場合に
は、格納容器35内雰囲気及び圧力抑制室34雰囲気はこの
流路で原子炉建屋38外の主排気塔42まで排気可能であ
る。

【００５７】つぎに図５により本発明に係る第４の実施
の形態を説明する。本実施の形態は図５に示したよう
に、窒素封入時期を非常用炉心冷却系統の確認運転の前
に行うことにより原子炉格納容器35内雰囲気を不活性化
して、水素濃度上昇時の安全性を確保することにある。

【００５８】窒素は、例えば原子炉建屋38外部に設置し
た窒素供給装置51から窒素配管70により導かれ、隔離弁
52を通じて、原子炉格納容器35内に供給されるので、窒
素配管70に取り付けた隔離弁52を開することで窒素封入
を行うことができる。

【００５９】通常、図２に示したように、原子炉起動工
程の前記において原子炉圧力容器内が定格温度、圧力
（例えば285℃、70.2kg／cm²）となった時点で、一旦、
核反応を停止して原子炉格納容器35に人が立ち入り点検
（ｄ）が行われるので、この時までは原子炉格納容器35
内雰囲気は酸素がある状態であり、点検後に窒素パージ
が行われる。

【００６０】図２に示したように非常用炉心冷却系ポン
プ31の運転時は、例えば180℃（ｂ）と例えば285℃
（ｃ）の様に、点検（ｄ）の前に行われることとなるの
で、通常は原子炉格納容器35内は空気である。つまり、
水素の発生により、着火爆発の可能性がある。

【００６１】本実施の形態によれば、窒素封入を非常用
炉心冷却系統の運転前に実施することとし、これにより
水素爆発に対する安全性が確保できる。なお、原子炉格
納容器35に点検（ｄ）で人が立ち入る前には原子炉格納
容器35内を換気し、点検（ｄ）後に再び同様に窒素パー
ジを行う運転となる。

【００６２】つぎに図６により本発明に係る第５の実施
の形態を説明する。本実施の形態は、図６に示したよう
に可燃性ガス濃度制御系61により原子炉格納容器35内雰
囲気の水素濃度を再結合器64で再結合処理し、原子炉格
納容器35内雰囲気の水素濃度を低下させることにある。

【００６３】原子炉格納容器35には吸引配管71が接続さ
れており、吸引配管71に取り付けた隔離弁62の下流は、
ブロワ63と再結合器64が接続されている。再結合器64の
下流は隔離弁65を介して圧力抑止室34に接続されてい
る。ブロワ63により吸引された水素を含む原子炉格納容
器35内の雰囲気は、再結合器64により酸素と再結合して
水となり、その接続先である圧力抑制室34に戻される。
この様にして、本実施の形態によれば非常用炉心冷却系
統のポンプ31運転時に発生する水素に対し、系外に放出
することなく安全を確保することができる。

【００６４】つぎに図１および図７により本発明に係る
第６の実施の形態を説明する。本実施の形態は、図７に
示したように液体廃棄物処理系の排液受タンク23および
その入口側の原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ）ブローライ
ン19を含む配管に排気ダクト２４を有する発電プラント
の運転方法にある。

【００６５】図１に示した原子炉冷却材浄化系17で注入
された水素は、起動期間中の原子炉水昇温過程では水位
調整のため原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器15下流で分岐
するブローライン19から原子炉水が少量排水される。

【００６６】原子炉水には、水素注入が行われているこ
とで水素が含まれているが、ＣＵＷブローライン19でオ
リフィス26により原子炉圧から大気圧に減圧される。こ
れにより、溶け込んでいた水素は、液相から気相に移行
し液体廃棄物処理系配管で水素ガスが発生する。

【００６７】水素は軽い気体であるがために、例えばベ
ント配管などに代表される配管の頂上部や、その下流に
接続される排液受タンク23の気相部で滞留することとな
る。本実施の形態によれば水素滞留部に設けられる排気
ダクト24または排気管72は例えば換気ファン25等の換気
装置に接続されているため、排液受タンク23内雰囲気の
水素濃度上昇を抑制することができる。

【００６８】つぎに図１により本発明に係る第７の実施
の形態を説明する。本実施の形態は、原子炉が高温、高
圧条件にあって主蒸気ラインの流路が閉鎖状態から開通
される際の運転方法である。酸素注入配管20を気体廃棄
物処理系の再結合器22の入口側に接続し、酸素注入設備
27の弁を開することで、気体廃棄物処理系に酸素を供給
できる。

【００６９】一方、原子炉圧力容器１からは、主蒸気ラ
イン２の主蒸気隔離弁３、タービンバイパス弁５を通じ
て主復水器８に、或いは主蒸気隔離弁３、主蒸気止め弁
６、タービン７を通じて主復水器８に、また或いは主蒸
気ドレン弁４を通じて主復水器８に主蒸気が流れ、注入
した水素や放射性分解した水素と酸素、負圧部で漏入し
た微小の空気などの非凝縮成分は、蒸気式空気抽出器21
により気体廃棄物処理系に導かれる。

【００７０】例えば、図２において、原子炉が定格温
度、圧力に達した後、原子炉格納容器の点検（ｄ）が行
われる際には、原子炉圧力容器１は主蒸気隔離弁３が閉
じられ、原子炉は閉じた系となっている。点検終了後、
再度核加熱が行われ、主蒸気隔離弁３が開きタービンバ
イパス弁５を通じ主復水器８に主蒸気が流れ、最終的に
気体廃棄物処理系に主蒸気中の非凝縮性ガスが流れ込
む。

【００７１】この時の通気は、高温の原子炉圧力容器１
から瞬時的には多量に蒸気が流れ、直ちにその量は低く
なってバランスすることとなるが、瞬時的にはこれに含
まれる非凝縮ガス中に含まれる水素も高い流量が流れる
ので、気体廃棄物処理系では酸素注入量をこの水素の再
結合量に対応する量にしておくことが必要となる。

【００７２】本実施の形態によれば、主蒸気ドレン弁４
の下流に流量を制限するオリフィス４ａを設け、主蒸気
ドレンラインを、他の主蒸気ライン２より先に開して、
原子炉圧力容器１内気相部に滞留していた非凝縮性ガス
を多量に含む蒸気を小流量ずつ流すことで、気体廃棄物
処理系における水素の高流量を防ぐことができる。

【００７３】なお、この際の酸素必要量は、プラントの
特性により定まり、試験等で確認されるものであるが、
情報が整わない場合は気体廃棄物処理系の設計流量の範
囲で酸素を注入することとなる。酸素は、少なくとも水
素が気体廃棄物処理系に到達する時には、同再結合器に
到達している必要があるので、その時間を考慮して注入
開始時間を決定するが、安全を見る場合は主蒸気通気開
始直後となる。

【００７４】つぎに図１により本発明に係る第８の実施
の形態を説明する。本実施の形態は、原子炉圧力容器か
ら気体廃棄物処理系に流入する水素量が少量の場合に酸
素の代わりに空気を注入する運転方法である。

【００７５】上述の様に、酸素の量がある程度必要な場
合は、通常時の気体廃棄物処理系再結合器22の入口側酸
素注入配管20が使用可能であるが、起動時はプラントを
循環する一次系流量（主蒸気、給水）が小さいので、基
本的には出力が上昇するまでは原子炉構造材の腐食抑制
対策として必要な水素注入量は例えば通常時の数％〜２
割程度と少量である。

【００７６】よって、これに対応する酸素量も通常時に
比べ少量であるので、従来の酸素注入設備27を使用せず
空気に含まれる約２割の酸素から再結合処理を行うもの
である。気体廃棄物処理系では、空気ブリードライン28
が流量調整弁29を介して再結合器22入口側配管に接続さ
れており、再結合器22に空気を流すことが可能である。
流量調整弁29は、中央操作室から遠隔操作が可能であ
る。

【００７７】本実施の形態によれば、起動時に通常時用
の設備を使用する場合、従来設備ではタービン建屋内の
酸素注入設備を起動させるための現場操作が伴う等、運
転者への負担が増すこととなるので、その負担を軽減す
ることができる。

【００７８】

【発明の効果】本発明によれば、従来必要とされていた
脱気工程を省略することができ、工程短縮に伴う早期の
発電開始に寄与することができる。また、核加熱前の水
素注入に拘わらず起動時に水素注入する原子力発電プラ
ントの水素の発生や滞留などに対して、安全性の高い沸
騰水型原子力発電プラントの運転方法を提供できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子力発電プラントの運
転方法の第１、第６、第７および第８の実施の形態を説
明するための系統図。

【図２】従来例と本発明に係る第１、第２、第５および
第７の実施の形態を説明するための水素注入工程時期を
原子炉水温度と主蒸気流量の関係で示す水素注入工程比
較図。

【図３】本発明に係る第２の実施の形態を説明するため
の系統図。

【図４】本発明に係る第３の実施の形態を説明するため
の系統図。

【図５】本発明に係る第４の実施の形態を説明するため
の系統図。

【図６】本発明に係る第５の実施の形態を説明するため
の系統図。

【図７】本発明に係る第６の実施の形態を説明するため
の系統図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…主蒸気ライン、３…主蒸気隔
離弁、４…主蒸気ドレン弁、５…タービンバイパス弁、
６…主蒸気止め弁、７…タービン、８…主復水器、９…
給水ポンプ、10…給水加熱器、11…給水ライン、12…再
循環ポンプ、13…再循環ライン、14…原子炉冷却材循環
ポンプ、15…原子炉冷却材浄化ろ過脱塩器、16…給水加
熱器、17…原子炉冷却材浄化系、18…水素注入配管、19
…ＣＵＷブローライン、20…酸素注入配管、21…蒸気空
気抽出器、22…再結合器、23…液体廃棄物処理系排液受
タンク、24…排気ダクト、25…換気ファン、26…オリフ
ィス、27…酸素注入設備、28…空気ブリードライン、29
…流量調整弁、31…非常用炉心冷却系ポンプ、32…ター
ビン、33…主蒸気配管、34…圧力抑制室、35…原子炉格
納容器、36…入口弁、37…入口弁、38…原子炉建屋、39
…格納容器パージ排風機、40…隔離弁、41…隔離弁、42
…主排気塔、43…隔離弁、44…隔離弁、45…逆止弁、46
…逆止弁、47…配管、48…配管、49…止め弁、50…止め
弁、51…窒素供給装置、52…隔離弁、61…可燃性ガス濃
度制御系、62…隔離弁、63…ブロワ、64…再結合器、65
…隔離弁、66…非常用ガス処理系、67…非常用ガス処理
系排風機、68…非常用ガス処理系フィルタ装置、69…フ
ィルタ出口弁、70…窒素配管、71…吸引配管、72…排気
管、73…非常用炉心冷却系、74…隔離弁。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 廣瀬 由紀 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 Ｆターム(参考） 2G002 AA01 BA10 CA10 DA05 EA01

Claims (9)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子力発電プラントを起動するにあた
   り、核加熱前に、原子炉圧力容器内の原子炉水中または
   気相部に水素を封入し、この封入した水素と予め前記原
   子炉炉水中に溶けている酸素を前記核加熱開始以降の放
   射線エネルギにより再結合させて水にすることを特徴と
   する沸騰水型原子力発電プラントの運転方法。
2. 【請求項２】 原子炉系統配管から水素を封入して原子
   炉水中に水素を溶け込ませる工程を有する沸騰水型原子
   力発電プラントの運転方法において、前記プラントを起
   動するにあたり、前記プラントの原子炉圧力容器に接続
   されている非常用炉心冷却設備の確認運転の運転期間
   に、前記非常用炉心冷却設備に付帯するポンプの駆動源
   である主蒸気が前記原子炉圧力容器を格納する原子炉格
   納容器に付設する圧力抑制室に排出され、前記主蒸気の
   一部が前記原子炉格納容器内のドライウェルに移行した
   状態の前記原子炉格納容器内雰囲気が、前記非常用炉心
   冷却設備の確認運転の期間またはその運転開始以降の一
   定期間に、前記原子炉格納容器に接続する格納容器パー
   ジ用排風機により前記原子炉格納容器内雰囲気を前記プ
   ラントに付設する主排気塔へ排気することを特徴とする
   沸騰水型原子力発電プラントの運転方法。
3. 【請求項３】 前記非常用炉心冷却設備の確認運転の期
   間またはその運転開始以降の一定期間に、前記圧力抑制
   室または前記原子炉格納容器内のドライウェル或いはそ
   の両方の雰囲気を前記原子炉格納容器および前記圧力抑
   制室間に設置した非常用ガス処理系を通して排気するこ
   とを特徴とする請求項２記載の沸騰水型原子力発電プラ
   ントの運転方法。
4. 【請求項４】 前記非常用炉心冷却設備の確認運転の前
   に、前記原子炉格納容器内に窒素を封入することを特徴
   とする請求項２記載の沸騰水型原子力発電プラントの運
   転方法。
5. 【請求項５】 前記非常用炉心冷却設備の確認運転の期
   間またはその運転開始以降の一定期間に、前記圧力抑制
   室または前記原子炉格納容器内のドライウェル或いはそ
   の両方の雰囲気を前記原子炉格納容器および前記圧力抑
   制室間に設置した可燃性ガス濃度制御系を通して前記雰
   囲気中の水素を酸素と再結合処理することを特徴とする
   請求項２記載の沸騰水型原子力発電プラントの運転方
   法。
6. 【請求項６】 原子炉系統配管から水素を封入して原子
   炉水中に水素を溶け込ませる工程を有する原子力発電プ
   ラントの起動工程において、前記プラントの原子炉圧力
   容器に接続されている非常用炉心冷却設備の確認運転の
   運転期間に、前記非常用炉心冷却設備に付帯するポンプ
   の駆動源である主蒸気が前記原子炉圧力容器を格納する
   原子炉格納容器に付設する圧力抑制室に排出され、前記
   主蒸気の一部が前記原子炉格納容器内ドライウェルに移
   行した状態の前記原子炉格納容器内雰囲気が、前記非常
   用炉心冷却設備の確認運転の期間またはその運転開始以
   降の一定期間に、請求項２または請求項３の運転方法で
   排気し、また前記原子炉格納容器に前記プラントの原子
   炉建屋内雰囲気を吸入、或いは請求項４の方法により前
   記原子炉格納容器内に窒素を封入することを特徴とする
   沸騰水型原子力発電プラントの運転方法。
7. 【請求項７】 原子炉系統配管から水素を封入して原子
   炉水中に水素を溶け込ませる工程を有する原子力発電プ
   ラントの起動工程において、原子炉昇温過程で原子炉水
   が体積膨張する炉水位を調整するための原子炉冷却材浄
   化系ブローラインが設けられ、このブローラインから前
   記原子炉水の一部が排水され、前記ブローラインの下流
   側に液体廃棄物処理系が接続され、前記液体廃棄物処理
   系に付設する排液受タンクの気相部、または前記液体廃
   棄物処理系の入口配管の頂部を排気ダクト、または排気
   管を換気設備に接続し、前記換気設備で前記原子炉水か
   ら発生する水素ガスを換気して、最終的に原子炉建屋外
   に放出することを特徴とする沸騰水型原子力発電プラン
   トの運転方法。
8. 【請求項８】 前記原子炉圧力容器内の温度と圧力が定
   格値まで上昇した後に一旦制御棒を挿入して前記原子炉
   圧力容器内が未臨界となり、再度前記制御棒を引抜き、
   核加熱が再開されて、前記原子炉圧力容器に接続した主
   蒸気ラインに付設するタービンバイパス弁が開く前に前
   記主蒸気ラインに付設する主蒸気ドレン弁を開き、その
   時前記原子炉圧力容器から前記主蒸気ラインを通して流
   出する主蒸気が前記タービンバイパス弁および前記主蒸
   気ドレン弁の下流側に設置した主復水器を介してその下
   流側に接続する気体廃棄物処理系再結合器に到達する前
   に前記気体廃棄物処理系再結合器の入口側に酸素を注入
   しておき、前記原子炉圧力容器内の雰囲気が前記気体廃
   棄物処理系再結合器に到達した時には前記気体廃棄物処
   理系再結合器に流入する全気体のモル比は水素２に対し
   て酸素１以上となるように酸素量を制御することを特徴
   とする請求項１ないし７記載の沸騰水型原子力発電所の
   運転方法。
9. 【請求項９】 前記気体廃棄物処理系再結合器の入口側
   に空気ブリードラインを接続し、この空気ブリードライ
   ンから空気を注入し、前記気体廃棄物処理系再結合器に
   流入する全気体のモル比は水素２に対して酸素１以上と
   なるように空気量を制御することを特徴とする請求項８
   記載の沸騰水型原子力発電所の運転方法。