JP3492144B2 - 加圧水型原子炉用蒸気発生器の運転方法 - Google Patents
加圧水型原子炉用蒸気発生器の運転方法Info
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、加圧水型原子炉用
蒸気発生器のように胴側液体を加熱蒸発せしめるシェル
・アンド・チューブ熱交換器型蒸気発生器の運転方法に
関する。 【０００２】 【従来の技術】加圧水型原子炉用蒸気発生器は、一種の
シェル・アンド・チューブ形熱交換器であり、細く且つ
薄肉の伝熱管内を高温の原子炉冷却材が貫流し、胴側流
体である給水を加熱し、蒸気を発生せしめる。このよう
に、伝熱管内を放射能を帯びる可能性のある原子炉冷却
材が流れるので、伝熱管の損傷は放射性物質の放出に繋
がるから、その損傷防止には一方ならぬ注意が払われて
いる。これを図８に示す代表的な加圧水型原子炉用蒸気
発生器について説明する。図において、蒸気発生器１の
胴３の下部に管板５が一体的に接合されていて、その下
部に原子炉冷却材の入口水室７及び出口水室９が画成さ
れている。１本のみ示された複数の逆Ｕ字形伝熱管１１
の両端は、管板５の穴内に挿着され、更に鉛直方向に間
隔を置いた複数の管支持板１３により伝熱管１１は横方
向に支持されている。そして原子炉から供給された高温
の冷却材は、入口水室７を経て伝熱管１１内に流入して
貫流し、その際後述するように熱交換により熱を失って
低温になり出口水室９に至る。そして、そこから原子炉
に戻る。一方、給水リング１５から蒸気発生器１内に流
入した給水は、包囲管１７と胴３との間を下向きに流
れ、次いで管板５の上を流れ、しかる後伝熱管１１に沿
って上向きに流れる。この際、前述の原子炉冷却材と熱
交換をし、一部は蒸気となる。その加熱される給水が上
向きに流れるに際し、管支持板１３を貫通し、そして汽
水分離ベーン１９を通って分離された蒸気が流出する。 【０００３】伝熱管１１の数は蒸気発生器１の規模によ
って異なるが、約４０００本内外であり、図９に示すよ
うに管支持板１３の支持穴に挿通されて横方向に支持さ
れるが、その構造上支持穴の内面と伝熱管１１の外面と
の間に間隔が０．２mm以下の狭い隙間（以下クレビスと
称する。）１４が発生することは避けられない。蒸気発
生器１内の給水は、そこで蒸発されるので含有不純物は
一般に濃縮される傾向があるから、蒸気発生器１内に供
給される給水の水質は厳しく管理されているけれども、
前記クレビス１４内では、その構造上蒸気発生器１内の
給水中のイオン性不純物が１０3〜１０6倍程度に濃縮
し、蒸気発生器１の内部給水の不純物濃度が高い場合に
は強アルカリ性或いは強酸性雰囲気となる可能性があ
る。そしてその傾向が著しい場合には、伝熱管１１に割
れ、変形或いは減肉といった腐食損傷が発生し易い。典
型的な腐食損傷の例が図１０に示されている。図１０
（ａ）は減肉Ａ，同（ｂ）は割れＢ、同（ｃ）は変形Ｃ
をそれぞれ概念的に示している。このような腐食損傷の
うち、伝熱管の割れ（Intergranular Attack ）損傷の
抑制を目的として、その主な発生原因の１つである遊離
アルカリの蒸気発生器１内への持ち込みを零にするとい
う考えに基づき、ナトリウムＮａに対して過剰の塩素Ｃ
ｌを存在させることにより遊離アルカリを管理するＮａ
/Ｃｌモル比管理をベースにした運転を行っている。加
圧水型原子炉の給水・蒸気循環系即ち２次系についての
前記モル比管理の考え方が図１１に示されている。そし
てそのＮａ/Ｃｌモル比管理は、復水脱塩装置出口及び
蒸気発生器内給水について規定されていて、管理値とし
ては分析精度等の裕度を見込み、０．７以下としてい
る。 【０００４】 【発明が解決しようとする課題】上述したように、加圧
水型原子炉の蒸気発生器の給水の運転時水質管理は、Na
/Clモル比を指標として行ってきた。又、詳述していな
いが Na/(Cl+SO4）モル比を指標とする管理も行ってき
た。しかしながら、最近の研究によれば、次のような問
題があることが判明し、給水の水質の現状にそぐわなく
なっている。 （１）曾ては、Na及びClが蒸気発生器１内の給水中の不
純物の大半を占め、伝熱管と支持板の間のクレビスの環
境は、これらのバランスで決まっていた。しかしなが
ら、給水の水処理法の高度化が進み、含有されるNa及び
Clの量が大幅に減少し、それ以外の不純物（Ca，Mg，Ｋ
或いはSO4）と同等の濃度レベルになってきた。従っ
て、これらの不純物がクレビスの環境に及ぼす影響が大
きくなり、Na／Clモル比がその環境の状態を必ずしも正
確に表さなくなってきた。従って、本発明は、加圧水型
原子炉用蒸気発生器の伝熱管と支持板との間のクレビス
の環境を表す新たな指標を使用して、クレビス腐食の発
生を抑制した状態で加圧水型原子炉用蒸気発生器を運転
する方法を提供することを課題とする。 【０００５】 【課題を解決するための手段】如上の課題を解決するた
め、本発明によれば、加圧水型原子炉用蒸気発生器の運
転に際し、蒸気発生器内の伝熱管と管支持板との間のク
レビス内の雰囲気と高い相関を有する蒸発器内給水の全
カチオン／ＳＯ ４ モル比を検出し、全カチオン／ＳＯ4
モル比を測定し、全カチオン／ＳＯ４モル比を伝熱管と
管支持板との間で腐食割れが生じない範囲に保持するこ
とを特徴とする。 【０００６】 【発明の実施の形態】本発明の有効性を確認するため図
１に示すような試験装置を用いて蒸気発生器内のバルク
水のモル比と模擬クレビス部の雰囲気（ｐＨ）との関係
を測定した。先ず濃縮試験装置２０を説明するとオート
クレーブ２１は、試験水の入口２３と出口２５を備えて
いて、上部から伝熱管模擬体２７を内部に受けれてい
る。伝熱管模擬体２７の中には、原子炉冷却材に相当す
る加熱ヒータ２９が設けられ、伝熱管模擬体２７の下部
は管支持板模擬体３１により囲まれていて、両者の間に
クレビス模擬部３３を形成している。そして、そのクレ
ビス模擬部３３からサンプル液採取管３５がオートクレ
ーブ２１の外部まで延び、適時サンプル液を採取してそ
の組成を分析、測定できるようになっている。そして、
蒸気発生器１の給水を模擬する実機模擬水を入口２３か
らオートクレーブ２１の内部に供給し、その内部で実機
にバルク水に対応する器内水３７を形成し、そして余剰
の器内水３７は出口から流出する。このように、器内水
３７の所定の流れがある中で、加熱ヒータ２９により原
子炉冷却材の授熱量に相当する熱量を発生させてクレビ
ス模擬部３３内の器内水を加熱し、そのサンプル液を適
宜抽出してその組成を測定する。その測定組成から高温
気液平衡計算を用いてそのｐＨを算出する。 【０００７】以上の濃縮試験装置２０を用いて試験計測
を行い、バルク水の全カチオン（ΣＣ）／SO4モル比と
クレビス模擬部３３のｐＨとの関係（図２)、バルク水
の Na/Clモル比とクレビス模擬部３３のｐＨとの関係
（図３）、バルク水のNa/(Cl+SO4)モル比とクレビス模
擬部３３のｐＨとの関係（図４）、バルク水の全カチオ
ン（ΣＣ）/全アニオン（ΣA）モル比とクレビス模擬部
３３のｐＨ殿関係（図５）及びバルク水の(Na＋K）/(Cl
+SO4)モル比とクレビス模擬部３３のｐＨとの関係（図
６）を求めた。その結果を前述の括弧内に示した図面に
記載している。この結果を総括すると次のようになる。
図３から分かるようにバルク水のNa/Clモル比とクレビ
ス模擬部３３のｐＨとは相関を示していない。即ち従来
型の水質管理手法では、適切な運転ができない。図４か
ら分かるようにバルク水のNa/(Cl+SO4)モル比とクレビ
ス模擬部３３のｐＨとの間にも相関が見られない。又図
５と図６から分かるようにバルク水の全カチオン（Σ
Ｃ）/全アニオン（ΣA）モル比とクレビス模擬部３３の
ｐＨとの間及びバルク水の(Na＋K）/(Cl+SO4)モル比と
クレビス模擬部３３のｐＨとの間には比較的良い相関が
認められるもののモル比の小さい領域でばらついてい
る。これに対し、図２から分かるようにバルク水の全カ
チオン（ΣＣ）／SO4モル比とクレビス模擬部３３のｐ
Ｈの間には低ｐＨから高ｐＨまでの広い領域について良
い相関が認められる。以上のような試験結果から、運転
中に蒸気発生器のバルク水の水質からクレビス部の環境
を推定できることが分かる。 【０００８】以上のような相関から、蒸気発生器内のバ
ルク水の全カチオン（ΣＣ）／SO4モル比を測定するこ
とにより、通常アクセスできない蒸気発生器内の伝熱管
外面と支持板との間の狭い隙間内の環境乃至ｐＨを推定
でき、このｐＨが中性領域であるｐＨ５乃至８の間にあ
るようにして蒸気発生器を運転すれば、その腐食割れを
防止できる。尚、図７はオートクレーブ２１内バルク水
とクレビス模擬部３３内の濃縮模擬液との相関を示し、
実線はバルク水／濃縮模擬液の組成モル比１：１の線で
ある。 【０００９】 【発明の効果】以上説明したように、加圧水型原子炉用
の蒸気発生器の運転に際し、蒸気発生器内の伝熱管と管
支持板との間のクレビス内の雰囲気と高い相関を有する
蒸発器内給水の全カチオン／ＳＯ ４ モル比を検出し、全
カチオン／ＳＯ4モル比を測定し、全カチオン／ＳＯ４
モル比を伝熱管と管支持板との間で腐食割れが生じない
範囲に保持するように運転するので、伝熱管の損傷を大
きく抑制することができる。
蒸気発生器のように胴側液体を加熱蒸発せしめるシェル
・アンド・チューブ熱交換器型蒸気発生器の運転方法に
関する。 【０００２】 【従来の技術】加圧水型原子炉用蒸気発生器は、一種の
シェル・アンド・チューブ形熱交換器であり、細く且つ
薄肉の伝熱管内を高温の原子炉冷却材が貫流し、胴側流
体である給水を加熱し、蒸気を発生せしめる。このよう
に、伝熱管内を放射能を帯びる可能性のある原子炉冷却
材が流れるので、伝熱管の損傷は放射性物質の放出に繋
がるから、その損傷防止には一方ならぬ注意が払われて
いる。これを図８に示す代表的な加圧水型原子炉用蒸気
発生器について説明する。図において、蒸気発生器１の
胴３の下部に管板５が一体的に接合されていて、その下
部に原子炉冷却材の入口水室７及び出口水室９が画成さ
れている。１本のみ示された複数の逆Ｕ字形伝熱管１１
の両端は、管板５の穴内に挿着され、更に鉛直方向に間
隔を置いた複数の管支持板１３により伝熱管１１は横方
向に支持されている。そして原子炉から供給された高温
の冷却材は、入口水室７を経て伝熱管１１内に流入して
貫流し、その際後述するように熱交換により熱を失って
低温になり出口水室９に至る。そして、そこから原子炉
に戻る。一方、給水リング１５から蒸気発生器１内に流
入した給水は、包囲管１７と胴３との間を下向きに流
れ、次いで管板５の上を流れ、しかる後伝熱管１１に沿
って上向きに流れる。この際、前述の原子炉冷却材と熱
交換をし、一部は蒸気となる。その加熱される給水が上
向きに流れるに際し、管支持板１３を貫通し、そして汽
水分離ベーン１９を通って分離された蒸気が流出する。 【０００３】伝熱管１１の数は蒸気発生器１の規模によ
って異なるが、約４０００本内外であり、図９に示すよ
うに管支持板１３の支持穴に挿通されて横方向に支持さ
れるが、その構造上支持穴の内面と伝熱管１１の外面と
の間に間隔が０．２mm以下の狭い隙間（以下クレビスと
称する。）１４が発生することは避けられない。蒸気発
生器１内の給水は、そこで蒸発されるので含有不純物は
一般に濃縮される傾向があるから、蒸気発生器１内に供
給される給水の水質は厳しく管理されているけれども、
前記クレビス１４内では、その構造上蒸気発生器１内の
給水中のイオン性不純物が１０3〜１０6倍程度に濃縮
し、蒸気発生器１の内部給水の不純物濃度が高い場合に
は強アルカリ性或いは強酸性雰囲気となる可能性があ
る。そしてその傾向が著しい場合には、伝熱管１１に割
れ、変形或いは減肉といった腐食損傷が発生し易い。典
型的な腐食損傷の例が図１０に示されている。図１０
（ａ）は減肉Ａ，同（ｂ）は割れＢ、同（ｃ）は変形Ｃ
をそれぞれ概念的に示している。このような腐食損傷の
うち、伝熱管の割れ（Intergranular Attack ）損傷の
抑制を目的として、その主な発生原因の１つである遊離
アルカリの蒸気発生器１内への持ち込みを零にするとい
う考えに基づき、ナトリウムＮａに対して過剰の塩素Ｃ
ｌを存在させることにより遊離アルカリを管理するＮａ
/Ｃｌモル比管理をベースにした運転を行っている。加
圧水型原子炉の給水・蒸気循環系即ち２次系についての
前記モル比管理の考え方が図１１に示されている。そし
てそのＮａ/Ｃｌモル比管理は、復水脱塩装置出口及び
蒸気発生器内給水について規定されていて、管理値とし
ては分析精度等の裕度を見込み、０．７以下としてい
る。 【０００４】 【発明が解決しようとする課題】上述したように、加圧
水型原子炉の蒸気発生器の給水の運転時水質管理は、Na
/Clモル比を指標として行ってきた。又、詳述していな
いが Na/(Cl+SO4）モル比を指標とする管理も行ってき
た。しかしながら、最近の研究によれば、次のような問
題があることが判明し、給水の水質の現状にそぐわなく
なっている。 （１）曾ては、Na及びClが蒸気発生器１内の給水中の不
純物の大半を占め、伝熱管と支持板の間のクレビスの環
境は、これらのバランスで決まっていた。しかしなが
ら、給水の水処理法の高度化が進み、含有されるNa及び
Clの量が大幅に減少し、それ以外の不純物（Ca，Mg，Ｋ
或いはSO4）と同等の濃度レベルになってきた。従っ
て、これらの不純物がクレビスの環境に及ぼす影響が大
きくなり、Na／Clモル比がその環境の状態を必ずしも正
確に表さなくなってきた。従って、本発明は、加圧水型
原子炉用蒸気発生器の伝熱管と支持板との間のクレビス
の環境を表す新たな指標を使用して、クレビス腐食の発
生を抑制した状態で加圧水型原子炉用蒸気発生器を運転
する方法を提供することを課題とする。 【０００５】 【課題を解決するための手段】如上の課題を解決するた
め、本発明によれば、加圧水型原子炉用蒸気発生器の運
転に際し、蒸気発生器内の伝熱管と管支持板との間のク
レビス内の雰囲気と高い相関を有する蒸発器内給水の全
カチオン／ＳＯ ４ モル比を検出し、全カチオン／ＳＯ4
モル比を測定し、全カチオン／ＳＯ４モル比を伝熱管と
管支持板との間で腐食割れが生じない範囲に保持するこ
とを特徴とする。 【０００６】 【発明の実施の形態】本発明の有効性を確認するため図
１に示すような試験装置を用いて蒸気発生器内のバルク
水のモル比と模擬クレビス部の雰囲気（ｐＨ）との関係
を測定した。先ず濃縮試験装置２０を説明するとオート
クレーブ２１は、試験水の入口２３と出口２５を備えて
いて、上部から伝熱管模擬体２７を内部に受けれてい
る。伝熱管模擬体２７の中には、原子炉冷却材に相当す
る加熱ヒータ２９が設けられ、伝熱管模擬体２７の下部
は管支持板模擬体３１により囲まれていて、両者の間に
クレビス模擬部３３を形成している。そして、そのクレ
ビス模擬部３３からサンプル液採取管３５がオートクレ
ーブ２１の外部まで延び、適時サンプル液を採取してそ
の組成を分析、測定できるようになっている。そして、
蒸気発生器１の給水を模擬する実機模擬水を入口２３か
らオートクレーブ２１の内部に供給し、その内部で実機
にバルク水に対応する器内水３７を形成し、そして余剰
の器内水３７は出口から流出する。このように、器内水
３７の所定の流れがある中で、加熱ヒータ２９により原
子炉冷却材の授熱量に相当する熱量を発生させてクレビ
ス模擬部３３内の器内水を加熱し、そのサンプル液を適
宜抽出してその組成を測定する。その測定組成から高温
気液平衡計算を用いてそのｐＨを算出する。 【０００７】以上の濃縮試験装置２０を用いて試験計測
を行い、バルク水の全カチオン（ΣＣ）／SO4モル比と
クレビス模擬部３３のｐＨとの関係（図２)、バルク水
の Na/Clモル比とクレビス模擬部３３のｐＨとの関係
（図３）、バルク水のNa/(Cl+SO4)モル比とクレビス模
擬部３３のｐＨとの関係（図４）、バルク水の全カチオ
ン（ΣＣ）/全アニオン（ΣA）モル比とクレビス模擬部
３３のｐＨ殿関係（図５）及びバルク水の(Na＋K）/(Cl
+SO4)モル比とクレビス模擬部３３のｐＨとの関係（図
６）を求めた。その結果を前述の括弧内に示した図面に
記載している。この結果を総括すると次のようになる。
図３から分かるようにバルク水のNa/Clモル比とクレビ
ス模擬部３３のｐＨとは相関を示していない。即ち従来
型の水質管理手法では、適切な運転ができない。図４か
ら分かるようにバルク水のNa/(Cl+SO4)モル比とクレビ
ス模擬部３３のｐＨとの間にも相関が見られない。又図
５と図６から分かるようにバルク水の全カチオン（Σ
Ｃ）/全アニオン（ΣA）モル比とクレビス模擬部３３の
ｐＨとの間及びバルク水の(Na＋K）/(Cl+SO4)モル比と
クレビス模擬部３３のｐＨとの間には比較的良い相関が
認められるもののモル比の小さい領域でばらついてい
る。これに対し、図２から分かるようにバルク水の全カ
チオン（ΣＣ）／SO4モル比とクレビス模擬部３３のｐ
Ｈの間には低ｐＨから高ｐＨまでの広い領域について良
い相関が認められる。以上のような試験結果から、運転
中に蒸気発生器のバルク水の水質からクレビス部の環境
を推定できることが分かる。 【０００８】以上のような相関から、蒸気発生器内のバ
ルク水の全カチオン（ΣＣ）／SO4モル比を測定するこ
とにより、通常アクセスできない蒸気発生器内の伝熱管
外面と支持板との間の狭い隙間内の環境乃至ｐＨを推定
でき、このｐＨが中性領域であるｐＨ５乃至８の間にあ
るようにして蒸気発生器を運転すれば、その腐食割れを
防止できる。尚、図７はオートクレーブ２１内バルク水
とクレビス模擬部３３内の濃縮模擬液との相関を示し、
実線はバルク水／濃縮模擬液の組成モル比１：１の線で
ある。 【０００９】 【発明の効果】以上説明したように、加圧水型原子炉用
の蒸気発生器の運転に際し、蒸気発生器内の伝熱管と管
支持板との間のクレビス内の雰囲気と高い相関を有する
蒸発器内給水の全カチオン／ＳＯ ４ モル比を検出し、全
カチオン／ＳＯ4モル比を測定し、全カチオン／ＳＯ４
モル比を伝熱管と管支持板との間で腐食割れが生じない
範囲に保持するように運転するので、伝熱管の損傷を大
きく抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施形態の効果を実証するための試験
装置を示す立断面図である。 【図２】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図３】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図４】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図５】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図６】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図７】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図８】本発明の方法が適用される蒸気発生器の一例を
示す立断面図である。 【図９】図８のIX部を拡大して示す部分断面図である。 【図１０】蒸気発生器における不具合現象を説明する概
念図である。 【図１１】従来の運転方法における水質管理の考え方を
示す概念図である。 【符号の説明】 １ 蒸気発生器 ３ 胴 ５ 管板 ７ 入口水室 ９ 出口水室 １１ 伝熱管 １３ 管支持板 １５ 給水リング １７ 包囲管 １９ 汽水分離ベーン ２０ 濃縮試験装置 ２１ オートクレーブ ２３ 入口 ２５ 出口 ２７ 伝熱管模擬体 ２９ 加熱ヒータ ３１ 管支持板模擬体 ３３ クレビス模擬部 ３５ サンプル液採取管 ３７ 器内水
装置を示す立断面図である。 【図２】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図３】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図４】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図５】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図６】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図７】前記試験装置による実験結果を示すグラフであ
る。 【図８】本発明の方法が適用される蒸気発生器の一例を
示す立断面図である。 【図９】図８のIX部を拡大して示す部分断面図である。 【図１０】蒸気発生器における不具合現象を説明する概
念図である。 【図１１】従来の運転方法における水質管理の考え方を
示す概念図である。 【符号の説明】 １ 蒸気発生器 ３ 胴 ５ 管板 ７ 入口水室 ９ 出口水室 １１ 伝熱管 １３ 管支持板 １５ 給水リング １７ 包囲管 １９ 汽水分離ベーン ２０ 濃縮試験装置 ２１ オートクレーブ ２３ 入口 ２５ 出口 ２７ 伝熱管模擬体 ２９ 加熱ヒータ ３１ 管支持板模擬体 ３３ クレビス模擬部 ３５ サンプル液採取管 ３７ 器内水
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フロントページの続き
(72)発明者 門上 英
兵庫県神戸市兵庫区和田崎町一丁目１番
１号 三菱重工業株式会社 神戸造船所
内
(56)参考文献 特開 平４−24456（ＪＰ，Ａ)
特開 平５−346492（ＪＰ，Ａ)
Ｓ． Ｗ． Ｌｕｒｉｅ， Ｊ．
Ｗ． Ｋｌｉｓｉｅｗｉｃｚ，Ｎｕｃｌ
ｅａｒ Ｓｔｅａｍ Ｇｅｎｅｒａｔｏ
ｒ Ｔｕｂｅ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ａ
ｓｓｏｃｉａｔｅｄ ｗｉｔｈ Ｃｏｎ
ｄｅｎｓａｔｅ Ｐｏｌｉｓｈｉｎｇ,
Ｐａｐ Ａｍ Ｓｏｃ Ｍｅｃｈ Ｅｎ
ｇ，米国，1982年，82−ＷＡ−ＨＴ−
79，６ｐ，ＪＳＴ Ｎｏ． Ａ0478ＢＡ
Ｗ
Ｍ． Ｈ． Ｌｉｅｔｚｋｅ， Ｗ.
Ｌ． Ｍａｒｓｈａｌｌ，Ｓｏｄｉｕ
ｍ−Ｓｕｌｆａｔｅ Ｓｏｌｕｂｉｌｉ
ｔｉｅｓ ｉｎ Ｈｉｇｈ−Ｔｅｍｐｅ
ｒａｔｕｒｅ（250−374℃） Ｓａｌｔ
ａｎｄ Ａｃｉｄ Ｓｏｌｕｔｉｏｎ
ｓ，ＵＳ ＤＯＥ Ｒｅｐ，米国，1983
年 ７月，ＥＰＲＩ−ＮＰ−3047，72
ｐ，ＪＳＴ Ｎｏ．Ｐ0998Ａ
(58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名)
G21D 1/00 GDP
G21D 3/08 GDP
G01N 33/18
Claims (1)
- (57)【特許請求の範囲】 【請求項１】 加圧水型原子炉用の蒸気発生器の運転に
際し、蒸気発生器内の伝熱管と管支持板との間のクレビ
ス内の雰囲気と高い相関を有する蒸発器内給水の全カチ
オン／ＳＯ ４ モル比を検出し、全カチオン／ＳＯ4モル
比を測定し、全カチオン／ＳＯ４モル比を伝熱管と管支
持板との間で腐食割れが生じない範囲に保持することを
特徴とする加圧水型原子炉用蒸気発生器の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10195897A JP3492144B2 (ja) | 1997-04-18 | 1997-04-18 | 加圧水型原子炉用蒸気発生器の運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10195897A JP3492144B2 (ja) | 1997-04-18 | 1997-04-18 | 加圧水型原子炉用蒸気発生器の運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10293194A JPH10293194A (ja) | 1998-11-04 |
| JP3492144B2 true JP3492144B2 (ja) | 2004-02-03 |
Family
ID=14314387
Family Applications (1)
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|---|---|
| JP (1) | JP3492144B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011059091A1 (ja) | 2009-11-16 | 2011-05-19 | 株式会社東芝 | 高温水系の腐食防止構造および腐食防止方法 |
| WO2012014894A1 (ja) | 2010-07-27 | 2012-02-02 | 株式会社東芝 | プラントの腐食抑制方法及びプラント |
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-
1997
- 1997-04-18 JP JP10195897A patent/JP3492144B2/ja not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| Ｍ． Ｈ． Ｌｉｅｔｚｋｅ， Ｗ． Ｌ． Ｍａｒｓｈａｌｌ，Ｓｏｄｉｕｍ−Ｓｕｌｆａｔｅ Ｓｏｌｕｂｉｌｉｔｉｅｓ ｉｎ Ｈｉｇｈ−Ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ（２５０−３７４℃） Ｓａｌｔ ａｎｄ Ａｃｉｄ Ｓｏｌｕｔｉｏｎｓ，ＵＳ ＤＯＥ Ｒｅｐ，米国，１９８３年 ７月，ＥＰＲＩ−ＮＰ−３０４７，７２ｐ，ＪＳＴ Ｎｏ．Ｐ０９９８Ａ |
| Ｓ． Ｗ． Ｌｕｒｉｅ， Ｊ． Ｗ． Ｋｌｉｓｉｅｗｉｃｚ，Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｔｅａｍ Ｇｅｎｅｒａｔｏｒ Ｔｕｂｅ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ａｓｓｏｃｉａｔｅｄ ｗｉｔｈ Ｃｏｎｄｅｎｓａｔｅ Ｐｏｌｉｓｈｉｎｇ，Ｐａｐ Ａｍ Ｓｏｃ Ｍｅｃｈ Ｅｎｇ，米国，１９８２年，８２−ＷＡ−ＨＴ−７９，６ｐ，ＪＳＴ Ｎｏ． Ａ０４７８ＢＡＷ |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011059091A1 (ja) | 2009-11-16 | 2011-05-19 | 株式会社東芝 | 高温水系の腐食防止構造および腐食防止方法 |
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH10293194A (ja) | 1998-11-04 |
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