ＢＷＲ（２０）、ＢＷＲ（２０）を冷却する反応器冷却システム、反応器冷却システムに接続されたＨＷＣ水素注入システム（６０）、及び反応器冷却システムに接続されたアルコール注入システム（１００）を含む、原子力発電プラント（１０）を提供する。また、メタノールと水素の供給方法も提供する。
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【課題】発電炉の通常運転時において給水システムタップ２２を経由して化学溶液を原子炉に供給するように設計された注入システム１０を開示すること。
【解決手段】供給プロセスでは容積式ポンプ１２および１４を使用する。化学物質の注入は高濃度溶液の形態で行われるが、これは、スキッドからの排出の前にシステム１０により内部で希釈される。注入システム１０は、移送ライン１５上に堆積することによる化学物質の損失を最小にし、高濃度溶液を注入物質として使用することを可能にし、時間がかかりかつ面倒である化学物質の希釈プロセスを省略し、化学溶液を注入に必要な圧力まで上げ、フラッシュ溶液を使用することにより注入ポンプヘッドのところでの溶液からの固体の沈殿を防止し、さらには、発電炉の起動時、停止時、および運転時に拡大する新たな亀裂表面上に新鮮な化学物質を付着させる。 （もっと読む）

【課題】プラントの稼働率を向上させることができ、給水温度制御システムを簡素化できる原子炉の運転方法を低給する。
【解決手段】１つの運転サイクルにおいて、期間Ｐ１は第１制御棒パターンで、期間Ｐ２は第２制御棒パターンで、期間Ｐ３は全制御棒が全引き抜きされた第３制御棒パターンで運転される。期間ａ，ｂ，ｃ，ｄのそれぞれの給水温度設定値Ｔ_１，Ｔ_２，Ｔ_３，Ｔ_Ｅは、Ｔ_１＞Ｔ_２＞Ｔ_３＞Ｔ_Ｅの関係にある。期間ａの炉心流量設定値Ｗ_１はＴ_１に応じて設定され、期間ｂの炉心流量設定値Ｗ_２はＴ_２に応じて設定される。これらの炉心流量設定値は、炉心入口冷却水温度がキャビテーションが発生しない上限の温度以下でこの上限温度により近くなるように設定され、Ｗ_１＜Ｗ_２の関係にある。期間ｃ、ｄの炉心流量設定値は最大炉心流量である。上記の給水温度設定値及び炉心流量設定値を用いてそれぞれの制御が成される。 （もっと読む）

【課題】給水温度の低下時で核燃料をさらに効率良く燃焼できる原子力プラントの圧力制御方法を提供する。
【解決手段】１つの運転サイクルは炉心から全制御棒が全引き抜きされた第２期間及びそれより前の第１期間を含む。給水温度が低下される第２期間での原子炉圧力制御を説明する。給水配管の給水温度計２１から給水温度測定値Ｔ１が温度差分演算装置８に入力される。温度差分演算装置８はＴ１から第１期間の給水温度設定値Ｔ０ａを減算し温度偏差ΔＴ２を求める。温度圧力変換装置７は、第２期間で原子炉圧力を一定に保持する関数を用いて、ΔＴ２から圧力補正値ΔＰ１を生成する。加算器４は第１期間の圧力設定値Ｐ０ａにΔＰ１を加えて得られる圧力補正設定値ＡＰ０ａを出力する。減算器５は主蒸気配管の圧力計２２の圧力測定値Ｐ１からＡＰ０ａを減算する。弁開度変換装置９は減算器５の出力を基に蒸気加減弁１４の開度を制御する。 （もっと読む）

【課題】原子炉圧力容器内で生成された放射性窒素のタービン系への移行を低減するタービン系の線量低減方法およびその方法を適用する原子力発電プラントを提供する。
【解決手段】本発明に係るタービン系の線量低減方法は、原子力発電プラントにおける原子炉圧力容器１内を流れる冷却水中に、冷却水中に存在する窒素化合物と反応し塩を生成する１以上の薬剤を給水系３および原子炉再循環系４に設けられた注入点２５ａ、２５ｂから注入することで、原子炉圧力容器１内で発生した放射性窒素のタービン系への移行を低減させるものである。 （もっと読む）

【課題】原子力施設などの施設にて使用可能な高圧型電気式脱イオン装置及び高純度製造方法を提供する。
【解決手段】高圧型電気式脱イオンシステムは、電気式脱イオン装置本体１０と、電気式脱イオン装置本体１０を格納する圧力容器１１と、圧力容器内に不活性ガスを導入する流入配管２１及び不活性ガスを排出する流出配管２２と、圧力容器内電気式脱イオン装置本体の周囲圧力を検知する周囲圧力検出器２６と、圧力容器に取り外し可能に接続されている被処理水導入配管３１及び処理水流出配管３２、濃縮液導入配管４１及び濃縮液流出配管４２とを具備する。処理水流出配管には処理水出口圧力検出器３６が設けられており、濃縮液流出配管には濃縮液出口圧力検出器４６が設けられている。周囲圧力検出器、処理水出口圧力検出器３６及び濃縮液出口圧力検出器は、圧力演算機２４に電気的に接続されていて、差圧に基づいて不活性ガス入口制御弁２３を制御する。 （もっと読む）

【課題】電源の故障時においても原子炉格納容器の外側の空間内に漏洩した可燃性ガスを処理できる原子力プラントを提供する。
【解決手段】ＢＷＲプラント１は、原子炉格納容器３の外側で原子炉建屋１３内に、静的可燃性ガス処理装置１６ａ〜１６ｅを配置する。静的可燃性ガス処理装置１６ａは原子炉格納容器３を貫通する配管２０が設置される部屋２２内に、静的可燃性ガス処理装置１６ｂ、１６ｃは原子炉ウェル１４内に配置される。静的可燃性ガス処理装置１６ｄは部屋２５内で機器搬入ハッチ１７が配置される部屋２５内に、静的可燃性ガス処理装置１６ｅは吸込みダクト２３の吸い込み口が配置される部屋２４内に配置される。冷却材喪失事故に原子炉格納容器３から原子炉ウェル１４、部屋２２，２４，２５に漏洩した可燃性ガス（Ｈ_２，Ｏ_２）は静的可燃性ガス処理装置１６ａ〜１６ｅによって処理される。 （もっと読む）

【課題】自然循環沸騰水型原子炉（ＮＣＢＷＲ）の出力レベルを制御するシステムを提供する。
【解決手段】出力レベルを制御するシステム１４は、ＮＣＢＷＲ１０のアニュラス２５に流入する給水を加熱して、炉心５４を通って流れる再循環水の温度を、所定の再循環水運転温度より高く上昇させるための加熱サブシステム７０を備える。さらに、アニュラス２５に流入する給水の温度を検知する温度センサ７４を備える。温度センサ７４は、アニュラス２５に流入する給水の温度を、アニュラス２５に流入する給水の所定の運転温度より高い要求された温度に上昇するべく、加熱サブシステム１８に対して命令する温度制御装置７５と通信可能に接続されている。アニュラス２５に流入する給水の温度を上昇することによって、再循環水の温度は所定の再循環水運転温度より高く上昇させられ、ＮＣＢＷＲ１０の炉心５４で発生する出力レベルを低下させる。 （もっと読む）

【課題】放射性核種の付着をさらに抑制することができる原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法を提供する。
【解決手段】原子力プラントの構成部材、例えば、再循環系配管に皮膜形成装置を接続する（ステップＳ１）。皮膜形成装置は、Ｆｅ^２＋を含む薬剤を注入するＦｅ^２＋注入装置、Ｚｎ^２＋を含む薬剤を注入するＺｎ^２＋注入装置、過酸化水素を注入する酸化剤注入装置、及びヒドラジンを注入するｐＨ調整剤注入装置を備えている。再循環系配管に接続された、皮膜形成装置の循環配管に、Ｆｅ^２＋、Ｚｎ^２＋、過酸化水素及びヒドラジンをそれぞれ注入する（ステップＳ４、Ｓ５，Ｓ６，Ｓ７）。Ｆｅ^２＋、Ｚｎ^２＋、過酸化水素及びヒドラジンを含む処理液を、循環配管から再循環系配管に供給する。Ｆｅ^２＋、Ｚｎ^２＋が再循環系配管の内面に吸着され、Ｚｎフェライト皮膜がその内面に形成される。 （もっと読む）

【課題】フェライト皮膜の形成に使用した溶液の廃棄のために要する処理時間を短縮する。
【解決手段】皮膜形成装置を皮膜形成対象の配管系に接続する。その配管系の配管内面への化学除染を実施する。除染終了後、フェライト皮膜形成に用いる皮膜形成水溶液（鉄（II）イオンを含む有機酸溶液、酸化剤及びｐＨ調整剤を含む）の温度調整を行い、配管内面にフェライト皮膜を形成する。フェライト皮膜形成後における使用済の皮膜形成水溶液（廃液）の処理方法は以下の工程を有する。廃液に含まれる固形粒子をフィルタで除去する。皮膜形成対象箇所（例えば、再循環系配管）に循環する廃液のｐＨが４以上になるように、ｐＨ調整剤（ヒドラジン）を廃液に注入する。このｐＨを維持し、廃液に含まれる有機酸（ギ酸）を酸化剤及び触媒を用いて分解しながら、廃液に含まれる鉄（II）イオンをカチオン交換樹脂で除去する。 （もっと読む）