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技術 非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法

出願人 株式会社東芝
発明者 岩田潔志田彰市川長佳笹山隆生平山浩中田耕太郎村上一男
出願日 2008年2月15日 (12年9ヶ月経過) 出願番号 2008-034967
公開日 2008年5月29日 (12年5ヶ月経過) 公開番号 2008-122420
状態 特許登録済
技術分野 原子炉の監視、試験
主要キーワード 温度計測センサ 圧力系統 圧力評価 各分岐ライン 損傷リスク 配管強度 Re数 頂部位置
関連する未来課題
重要な関連分野

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図面 (12)

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、分岐管母管口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Re数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。

概要

背景

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。

BWRプラントでは、RPV2内で発生した蒸気主蒸気系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。

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。

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。

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。

概要

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。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、分岐管母管口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Re数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。

目的

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。

効果

実績

技術文献被引用数
0件
牽制数
1件

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請求項1

流体配管の形状、分岐管母管口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Re数物理量から非凝縮性ガス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。

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ガス蓄積監視し、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、分岐管と母管口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Re数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の上部ドーム残圧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計測手段としての計測装置57を経てパソコン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

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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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

20BWR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

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