JP2008070207A - 原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法及び沸騰水型原子力発電プラント - Google Patents
原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法及び沸騰水型原子力発電プラント Download PDFInfo
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Abstract
【解決手段】沸騰水型原子力発電プラントの原子炉水中に、ヒドラジン又はヒドラジンと水素をアンモニアが生じるまで注入し、アンモニア濃度に基づいて、熱又は放射線の作用により陰イオン及びオキソニウムイオンを放出する化合物の原子炉水中への注入量を調製する。これにより応力腐食割れを促進させる因子の1つである電気伝導率を低減することができ、原子炉構造材料の応力腐食割れを抑制するとともに、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。
【選択図】 図1
Description
NH3+H2O → NH4 ++OH−・・・(式1)
図6より水酸化物イオンが全イオンの電気伝導率の約70%を占めており、水酸化物イオンのモル導電率(198S・cm2/mol)はアンモニウムイオンのモル導電率(74S・cm2/mol)よりも大きいことからも、その寄与率が大きいことがわかる。したがって、原子炉水の電気伝導率を低減させるには水酸化物イオン濃度を低減することが効果的である。
CH3OH+(3/2)O2 → CO2+2H2O・・・(式2)
(N2H3)2CO+H2O → CO2+2N2H4・・・(式3)
また、電気伝導率が等導電率点以下となるように、メタノールやカルボヒドラジドなどの化合物を注入する際は、アンモニア濃度に対するこれらの化合物の濃度比がアンモニア濃度に依存して2〜4となるように制御してもよい。
(原子炉水濃度)=(給水系配管濃度)×(給水系配管流量)÷(炉心流量)・・・(式4)
ヒドラジンは、給水系配管から圧力容器内に導入されると放射線照射により酸素、過酸化水素との反応や自己分解反応が促進されるため、原子炉底部の原子炉水をサンプリングしても検出されない。ここで定義する、原子炉水濃度とは、給水系配管から圧力容器内に導入され、熱又は放射線などの作用により各成分が反応する前の原子炉水の濃度であり、原子炉底部の原子炉水の分析から得られる濃度と異なる。
(給水系配管濃度)=(原子炉水濃度)×(炉心流量)÷(給水系配管流量)・・・(式5)
また、メタノール(化合物)を注入する設備を原子炉冷却水浄化系配管10に設置して原子炉冷却水浄化系配管10を流れる水に注入する場合は式6を用い、原子炉冷却水再循環系配管16に設置して原子炉冷却水再循環系配管16に流れる水に注入する場合は式7を用いることによりそれぞれメタノールの注入量を決定する。
(原子炉冷却水浄化系配管濃度)=(原子炉水濃度)×(炉心流量)÷(原子炉冷却水浄化系配管流量)・・・(式6)
(原子炉冷却水再循環系配管濃度)=(原子炉水濃度)×(炉心流量)÷(原子炉冷却水再循環系配管流量)・・・(式7)
式6において、原子炉冷却水浄化系配管濃度は、原子炉冷却水浄化系配管10を流れる水中の濃度を示し、原子炉冷却水浄化系配管流量は、原子炉冷却水浄化系配管10を流れる水の流量を示す。また、式7において、原子炉冷却水再循環系配管濃度は、原子炉冷却水再循環系配管16を流れる水中の濃度を示し、原子炉冷却水再循環系配管流量は、原子炉冷却水再循環系配管16を流れる水の流量を示す。
(ポンプ注入流量)=(原子炉水濃度)×(炉心流量)÷(化合物溶液タンク43内に貯留される化合物溶液の濃度)・・・(式8)
第3実施形態において、化合物溶液注入ポンプ44により化合物を注入する場合、サンプリングした原子炉水を自動分析し、その分析結果に基づいて、化合物溶液注入ポンプ44のポンプ流量を自動制御することができるため、炉心流量などの変化によるアンモニア生成量の変化に対しても自動的に追従して適正量の化合物を注入することができる。これにより、電気伝導率をより安定的に低減できるため、原子炉構造材料の応力腐食割れを抑制し、原子力発電プラントの稼働率を向上させることができる。
(タンクに貯留する混合溶液の濃度)=(各種配管での濃度)×(各種配管での流量)÷(化合物注入ポンプ注入流量)・・・(式9)
ここで、各種配管とは、給水系配管6や原子炉冷却水浄化系配管10、原子炉冷却水再循環系配管16のことである。
2 タービン
3 復水ろ過脱塩器
4 給水ポンプ
5 給水加熱器
6 給水系配管
7 原子炉冷却水再循環ポンプ
8 ボトムドレン配管
9 原子炉冷却水浄化系ポンプ
10 原子炉冷却水浄化系配管
11 原子炉冷却水浄化系熱交換器
12 原子炉冷却水ろ過脱塩器
13 復水冷却器
14 主蒸気配管
15 ジェットポンプ
16 原子炉冷却水再循環系配管
21〜25 水質モニター
26 主蒸気配管線量率測定器
31 水素ガス発生装置
32 水素ガス注入量調整バルブ
41 ヒドラジン溶液タンク
42 ヒドラジン注入ポンプ
43 化合物溶液タンク
44 化合物溶液注入ポンプ
51 化合物溶液貯蔵タンク
52 水位計
53 バルブ
54 化合物注入ポンプ
55 流量計
56 逆止弁
61 アンモニア濃度自動分析装置
62 ポンプ注入量自動制御装置
Claims (9)
- 沸騰水型原子力発電プラントの原子炉水中に、ヒドラジン又はヒドラジンと水素をアンモニアが生じるまで注入し、該アンモニア濃度に基づいて、熱又は放射線の作用により陰イオン及びオキソニウムイオンを放出する化合物の前記原子炉水中への注入量を調製することを特徴とする原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
- 前記化合物は、前記原子炉水中の該化合物の濃度が1乃至5μmol/kgとなるように、前記注入量を調整することを特徴とする請求項1に記載の原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
- 沸騰水型原子力発電プラントの原子炉水中に、ヒドラジンと熱又は放射線の作用により陰イオン及びオキソニウムイオンを放出する化合物との混合液を注入し、
前記混合液は、前記ヒドラジン又は前記ヒドラジンと水素を前記原子炉水中に設定量注入したときの前記原子炉水のアンモニア濃度に基づいて前記化合物の混合率が設定されることを特徴とする原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法。 - 前記混合液は、前記ヒドラジンのモル濃度に対する前記化合物のモル濃度の比が0.1乃至0.5であることを特徴とする請求項3に記載の原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
- 前記混合液は、前記ヒドラジンのモル濃度に対する前記化合物のモル濃度の比が0.1乃至1.3であることを特徴とする請求項3に記載の原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
- 前記化合物は、メタノールとカルボヒドラジドのうち少なくとも1種であることを特徴とする請求項1乃至5のいずれかに記載の原子炉構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
- ヒドラジン、又はヒドラジンと水素を原子炉水中に注入する第1の注入手段と、前記原子炉水をサンプリングするサンプリング手段と、該サンプリング手段によりサンプリングした前記原子炉水のアンモニア濃度を検出するアンモニア濃度検出手段と、熱又は放射線の作用により陰イオン及びオキソニウムイオンを放出する化合物を原子炉水中に注入する第2の注入手段と、前記アンモニア濃度検出手段により検出されたアンモニア濃度に基づいて前記化合物の注入量を制御する制御手段とを備えてなる沸騰水型原子力発電プラント。
- 原子炉水をサンプリングするサンプリング手段と、該サンプリング手段によりサンプリングした前記原子炉水のアンモニア濃度を検出するアンモニア濃度検出手段と、熱又は放射線の作用により陰イオン及びオキソニウムイオンを放出する化合物とヒドラジンとを前記アンモニア濃度に基づいて定められる比率で調製した混合液を前記原子炉水中に注入する注入手段とを備えてなる沸騰水型原子力発電プラント。
- 前記化合物は、メタノールとカルボヒドラジドのうち少なくとも1種であることを特徴とする請求項7又は8のいずれかに記載の沸騰水型原子力発電プラント。
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