JP3281213B2 - 沸騰水型原子炉プラントの水質管理方法 - Google Patents
沸騰水型原子炉プラントの水質管理方法Info
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子力プラン
トの材料腐食および放射能低減を図った沸騰水型原子炉
プラントの水質管理方法に関する。
トの材料腐食および放射能低減を図った沸騰水型原子炉
プラントの水質管理方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉プラントにおいて、炉水
の60Ｃｏおよび58Ｃｏイオン濃度の低減を目的としてＮ
ｉ／Ｆｅ比コントロールや、炉心外配管への60Ｃｏおよ
び58Ｃｏイオンの付着抑制を目的としてＺｎ注入が実施
されているが、これらの水質管理方法には一長一短があ
る。
の60Ｃｏおよび58Ｃｏイオン濃度の低減を目的としてＮ
ｉ／Ｆｅ比コントロールや、炉心外配管への60Ｃｏおよ
び58Ｃｏイオンの付着抑制を目的としてＺｎ注入が実施
されているが、これらの水質管理方法には一長一短があ
る。
【０００３】Ｎｉ／Ｆｅ比コントロールを実施した場
合、炉水の60Ｃｏおよび58Ｃｏイオン濃度は１／２〜１
／５程度に低減される。しかし、炉水Ｎｉイオン濃度の
減少により、炉心外配管機器への60Ｃｏおよび58Ｃｏの
付着速度は２〜８倍増加し、必ずしも炉心外配管の放射
能低減には結び付かない。
合、炉水の60Ｃｏおよび58Ｃｏイオン濃度は１／２〜１
／５程度に低減される。しかし、炉水Ｎｉイオン濃度の
減少により、炉心外配管機器への60Ｃｏおよび58Ｃｏの
付着速度は２〜８倍増加し、必ずしも炉心外配管の放射
能低減には結び付かない。
【０００４】最近、実プラントに耐食性の高い燃料被覆
管が実プラントにて適用されている。これに伴い、Ｎｉ
／Ｆｅ比コントロール後の炉水の60Ｃｏイオン濃度の上
昇が顕著に認められた。この要因の一つとして、微量の
Ｃｒ付着が燃料クラッドからの60Ｃｏの溶出を加速する
ことが知られている。
管が実プラントにて適用されている。これに伴い、Ｎｉ
／Ｆｅ比コントロール後の炉水の60Ｃｏイオン濃度の上
昇が顕著に認められた。この要因の一つとして、微量の
Ｃｒ付着が燃料クラッドからの60Ｃｏの溶出を加速する
ことが知られている。
【０００５】一方、Ｚｎ注入により炉水中のＺｎイオン
濃度のみを高めた場合には、主として酸素が主体の水質
である炉心外配管への60Ｃｏおよび58Ｃｏイオンの付着
は抑制されるが、過酸水素に晒された腐食環境がきびし
い炉心部に使われているＳＵＳ３０４鋼や、炉内に使わ
れているインコネル（Ｎｉ基合金）およびステライト
（Ｃｏ基合金）の腐食は増加する。炉心構造材からの放
射能発生は増大する。
濃度のみを高めた場合には、主として酸素が主体の水質
である炉心外配管への60Ｃｏおよび58Ｃｏイオンの付着
は抑制されるが、過酸水素に晒された腐食環境がきびし
い炉心部に使われているＳＵＳ３０４鋼や、炉内に使わ
れているインコネル（Ｎｉ基合金）およびステライト
（Ｃｏ基合金）の腐食は増加する。炉心構造材からの放
射能発生は増大する。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】近年、炉心外配管付着
放射能低減のため、電解研磨を行い、表面を平滑化する
とともに表面のＣｒの含有率を高くしたオーステナイト
系ステンレス鋼がＮｉ／Ｆｅ比コントロールを実施した
条件（炉水Ｎｉイオン濃度：0.2ppb）で使用されてい
る。しかしながら、初期的には従来の酸洗または機械研
磨したステンレス鋼配管に比べて放射能の付着は小さい
が、長期的には放射能の付着が大きくなる等の課題があ
る。
放射能低減のため、電解研磨を行い、表面を平滑化する
とともに表面のＣｒの含有率を高くしたオーステナイト
系ステンレス鋼がＮｉ／Ｆｅ比コントロールを実施した
条件（炉水Ｎｉイオン濃度：0.2ppb）で使用されてい
る。しかしながら、初期的には従来の酸洗または機械研
磨したステンレス鋼配管に比べて放射能の付着は小さい
が、長期的には放射能の付着が大きくなる等の課題があ
る。
【０００７】また、燃料バネ材の腐食を低減し60Ｃｏお
よび58Ｃｏイオンの発生を抑制するため、大気中で時効
硬化処理したＮｉ基合金が採用されつつある。しかしな
がら、Ｎｉ／Ｆｅ比コントロールを実施した条件でＺｎ
注入を実施した場合、大気中で時効硬化処理により生成
された外層ＮｉＦｅ2 Ｏ4 、内層クロム酸化物の防食性
の高い皮膜が剥離する等の課題がある。
よび58Ｃｏイオンの発生を抑制するため、大気中で時効
硬化処理したＮｉ基合金が採用されつつある。しかしな
がら、Ｎｉ／Ｆｅ比コントロールを実施した条件でＺｎ
注入を実施した場合、大気中で時効硬化処理により生成
された外層ＮｉＦｅ2 Ｏ4 、内層クロム酸化物の防食性
の高い皮膜が剥離する等の課題がある。
【０００８】また、実プラントにおける炉内に使われて
いる材料の腐食速度や放射能の発生移行速度について
は、その挙動が複雑であるため、直接プラントデータか
ら評価できず、実験室的試験での腐食速度や、単純なＦ
ｅ−Ｎｉ（Ｃｏ）−Ｈ2 Ｏ系で行ったＣｏ挙動の基礎的
な試験に基づく挙動解析モデルにより評価されている。
しかし、これらの解析結果からは、標準的な挙動につい
ては推定できるものの、プラントごとのデータの差異に
ついての知見は得られない。
いる材料の腐食速度や放射能の発生移行速度について
は、その挙動が複雑であるため、直接プラントデータか
ら評価できず、実験室的試験での腐食速度や、単純なＦ
ｅ−Ｎｉ（Ｃｏ）−Ｈ2 Ｏ系で行ったＣｏ挙動の基礎的
な試験に基づく挙動解析モデルにより評価されている。
しかし、これらの解析結果からは、標準的な挙動につい
ては推定できるものの、プラントごとのデータの差異に
ついての知見は得られない。
【０００９】本発明者らはＮｉ／Ｆｅ比コントロールや
Ｚｎ注水時の放射能発生と移行挙動に及ぼす水質の影響
をステンレス鋼（Ｆｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合
金）およびステライト（Ｃｏ基合金）の腐食挙動を調べ
た結果、Ｎｉ／Ｆｅ比コントロールにより炉水のＮｉ濃
度が0.2ppbに低下した条件下では、ステンレス鋼の外層
に形成されるＮｉＦｅ2 Ｏ4 やＮｉ基合金およびＣｏ基
合金の表層に形成されるそれぞれＮｉＯやＣｏＯの酸化
物が不安定化することがわかった。
Ｚｎ注水時の放射能発生と移行挙動に及ぼす水質の影響
をステンレス鋼（Ｆｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合
金）およびステライト（Ｃｏ基合金）の腐食挙動を調べ
た結果、Ｎｉ／Ｆｅ比コントロールにより炉水のＮｉ濃
度が0.2ppbに低下した条件下では、ステンレス鋼の外層
に形成されるＮｉＦｅ2 Ｏ4 やＮｉ基合金およびＣｏ基
合金の表層に形成されるそれぞれＮｉＯやＣｏＯの酸化
物が不安定化することがわかった。
【００１０】Ｎｉ濃度が0.2ppbと低い濃度でＺｎ注入を
実施した場合、炉心部に使われているＳＵＳ３０４鋼や
炉内に使われているＮｉ基合金（Ｃｏ基合金）の腐食増
加は、それぞれこれらの材料表面に形成されるＮｉＦｅ
2 Ｏ4 ゃＮｉＯ（ＣｏＯ）の酸化物とＺｎＦｅ2 Ｏ4 や
ＺｎＯの酸化物の結晶形態が異なるためＺｎ注入により
これら酸化物が不安定になることがわかった。
実施した場合、炉心部に使われているＳＵＳ３０４鋼や
炉内に使われているＮｉ基合金（Ｃｏ基合金）の腐食増
加は、それぞれこれらの材料表面に形成されるＮｉＦｅ
2 Ｏ4 ゃＮｉＯ（ＣｏＯ）の酸化物とＺｎＦｅ2 Ｏ4 や
ＺｎＯの酸化物の結晶形態が異なるためＺｎ注入により
これら酸化物が不安定になることがわかった。
【００１１】また、炉内に使われている材料の腐食速度
の評価に適している金属や放射性核種について原子炉一
次系に使われているステンレス鋼、インコネルおよびス
テライトの腐食データからそれぞれＣｒ、51Ｃｒおよび
Ｃｏのイオンの主な発生源であり、炉水には腐食量に比
例しほぼ全量が放出されるため、トレーサーに適してい
ることがわかった。また、Ｃｒおよび51Ｃｒについて
は、燃料クラッドとしての付着や炉心外への付着が小さ
くほぼ全量が炉水浄化系で除去される。
の評価に適している金属や放射性核種について原子炉一
次系に使われているステンレス鋼、インコネルおよびス
テライトの腐食データからそれぞれＣｒ、51Ｃｒおよび
Ｃｏのイオンの主な発生源であり、炉水には腐食量に比
例しほぼ全量が放出されるため、トレーサーに適してい
ることがわかった。また、Ｃｒおよび51Ｃｒについて
は、燃料クラッドとしての付着や炉心外への付着が小さ
くほぼ全量が炉水浄化系で除去される。
【００１２】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので材料の腐食挙動に基づく放射能の発生移行挙
動に着目し、炉水に放出される放射能の発生を低減し、
炉心外配管や機器への放射能の付着を低減できる沸騰水
型原子炉プラントの水質管理方法を提供することにあ
る。
れたもので材料の腐食挙動に基づく放射能の発生移行挙
動に着目し、炉水に放出される放射能の発生を低減し、
炉心外配管や機器への放射能の付着を低減できる沸騰水
型原子炉プラントの水質管理方法を提供することにあ
る。
【００１３】
【課題を解決するための手段】本発明は炉水中のＮｉお
よびＺｎの金属イオン濃度を、それぞれ２〜10および３
〜 15ppbの範囲に制御する他は、通常運転時および水素
注入時ともに中性・純水を基本的な水質管理とすること
を特徴とする。
よびＺｎの金属イオン濃度を、それぞれ２〜10および３
〜 15ppbの範囲に制御する他は、通常運転時および水素
注入時ともに中性・純水を基本的な水質管理とすること
を特徴とする。
【００１４】本発明は炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イ
オン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に
水質を制御した条件下で大気中で時効硬化処理したNi基
合金をバネ部材とする燃料を使用することを特徴とす
る。
オン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に
水質を制御した条件下で大気中で時効硬化処理したNi基
合金をバネ部材とする燃料を使用することを特徴とす
る。
【００１５】本発明は炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イ
オン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に
水質を制御した条件下で電解研磨したオーステナイト系
ステンレス鋼の炉水再循環系配管を使用することを特徴
とする。
オン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に
水質を制御した条件下で電解研磨したオーステナイト系
ステンレス鋼の炉水再循環系配管を使用することを特徴
とする。
【００１６】本発明は炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イ
オン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に
水質を制御した条件下で原子炉系の配管や機器に炭素鋼
または低合金鋼を使用することを特徴とする。
オン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に
水質を制御した条件下で原子炉系の配管や機器に炭素鋼
または低合金鋼を使用することを特徴とする。
【００１７】本発明は炉水中のＮｉイオン濃度を高める
ため、復水系に給水からの流入鉄量を極力抑制（鉄濃度
で0.1ppb以下）する復水全量を浄化する中空糸膜復水ろ
過器を設けて抑制することを特徴とする。
ため、復水系に給水からの流入鉄量を極力抑制（鉄濃度
で0.1ppb以下）する復水全量を浄化する中空糸膜復水ろ
過器を設けて抑制することを特徴とする。
【００１８】本発明は前記炉水中のＮｉおよびＺｎの金
属イオン濃度が、それぞれ２および３ppb 以下と低い場
合に、所定濃度範囲に制御するため、給水または炉水系
に金属イオンを注水することを特徴とする。
属イオン濃度が、それぞれ２および３ppb 以下と低い場
合に、所定濃度範囲に制御するため、給水または炉水系
に金属イオンを注水することを特徴とする。
【００１９】本発明は前記炉水中のＮｉイオン濃度が 1
0ppb以上と高い場合、復水系に設置した中空糸膜復水ろ
過器をバイパスしてイオン交換樹脂を充填した復水脱塩
装置への鉄負荷量を増大し、給水から原子炉への鉄持込
量を増大することにより炉水中のＮｉイオン濃度を 10p
pb以下に制御することを特徴とする。
0ppb以上と高い場合、復水系に設置した中空糸膜復水ろ
過器をバイパスしてイオン交換樹脂を充填した復水脱塩
装置への鉄負荷量を増大し、給水から原子炉への鉄持込
量を増大することにより炉水中のＮｉイオン濃度を 10p
pb以下に制御することを特徴とする。
【００２０】本発明は前記の鉄負荷量を定量的に行うた
め、前記バイパスラインに流量調整弁を設けることを特
徴とする。本発明は炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イオ
ン濃度を測定するため、炉水浄化系のサンプリング配管
に自動イオンクロマト分析装置を接続することを特徴と
する。
め、前記バイパスラインに流量調整弁を設けることを特
徴とする。本発明は炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イオ
ン濃度を測定するため、炉水浄化系のサンプリング配管
に自動イオンクロマト分析装置を接続することを特徴と
する。
【００２１】本発明は炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イ
オン濃度の測定値を復水脱塩装置の下流側に設けた金属
イオン注入装置にフィードバックし、適切な注入量を自
動設定する金属イオン注入制御装置を設けたことを特徴
とする。
オン濃度の測定値を復水脱塩装置の下流側に設けた金属
イオン注入装置にフィードバックし、適切な注入量を自
動設定する金属イオン注入制御装置を設けたことを特徴
とする。
【００２２】本発明は前記自動イオンクロマト分析装置
を用いて前記炉水中のＣｒイオン濃度を測定するととも
に、炉水の51Ｃｒイオン濃度を自動γ線核種分析装置に
より測定することを特徴とする。
を用いて前記炉水中のＣｒイオン濃度を測定するととも
に、炉水の51Ｃｒイオン濃度を自動γ線核種分析装置に
より測定することを特徴とする。
【００２３】本発明は前記自動γ線核種分析装置を用い
て前記炉水中の 51Ｃｒ，58Ｃｏ，60 Ｃｏのイオン濃度を
測定するとともに、炉水再循環系または炉水浄化系を有
する原子炉系の配管に付着した51Ｃｒ，58Ｃｏ，60 Ｃｏ
の放射能を前記自動γ線核種分析装置により測定するこ
とを特徴とする。
て前記炉水中の 51Ｃｒ，58Ｃｏ，60 Ｃｏのイオン濃度を
測定するとともに、炉水再循環系または炉水浄化系を有
する原子炉系の配管に付着した51Ｃｒ，58Ｃｏ，60 Ｃｏ
の放射能を前記自動γ線核種分析装置により測定するこ
とを特徴とする。
【００２４】本発明は前記自動イオンクロマト分析装置
から得られる金属または不純物、あるいは通常運転時ま
たは水素注入時の酸化性の溶存化学種のデータとの関連
によって材料腐食および放射能の発生移行の変化とその
要因である水質との関連を解析装置により評価すること
を特徴とする。
から得られる金属または不純物、あるいは通常運転時ま
たは水素注入時の酸化性の溶存化学種のデータとの関連
によって材料腐食および放射能の発生移行の変化とその
要因である水質との関連を解析装置により評価すること
を特徴とする。
【００２５】
【作用】本発明は、沸騰水型原子炉に使われているステ
ンレス鋼（Ｆｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合金）お
よびステライト（Ｃｏ基合金）の各種耐食性材料の腐食
抑制するための水質条件として、ＮｉおよびＺｎの金属
イオン濃度をともに高めることを基本とする。
ンレス鋼（Ｆｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合金）お
よびステライト（Ｃｏ基合金）の各種耐食性材料の腐食
抑制するための水質条件として、ＮｉおよびＺｎの金属
イオン濃度をともに高めることを基本とする。
【００２６】一般に、図１の電位−pH図に示すごとく、
ｐＨ＝ 5.6± 0.2のＢＷＲの水質基準では、ＮｉＦｅ2
Ｏ4 およびＮｉＯはそれぞれの亜鉛酸化物であるＺｎＦ
ｅ2Ｏ4 およびＺｎＯより安定な領域が広く安定である
ことがわかる。
ｐＨ＝ 5.6± 0.2のＢＷＲの水質基準では、ＮｉＦｅ2
Ｏ4 およびＮｉＯはそれぞれの亜鉛酸化物であるＺｎＦ
ｅ2Ｏ4 およびＺｎＯより安定な領域が広く安定である
ことがわかる。
【００２７】従って、炉水のＮｉ濃度が２ppb 以上とＺ
ｎイオン濃度と同程度の場合にはステンレス鋼の表面に
はＮｉＦｅ2 Ｏ4 がＺｎＦｅ2 Ｏ4 に、インコネル（Ｎ
ｉＯの皮膜を生成）の表面にはＮｉＯがＺｎＯに比べて
優勢に形成される。
ｎイオン濃度と同程度の場合にはステンレス鋼の表面に
はＮｉＦｅ2 Ｏ4 がＺｎＦｅ2 Ｏ4 に、インコネル（Ｎ
ｉＯの皮膜を生成）の表面にはＮｉＯがＺｎＯに比べて
優勢に形成される。
【００２８】この場合、Ｎｉ／Ｆｅ比コントロールを実
施した場合の炉水Ｎｉイオン濃度0.2ppbに比べて10倍以
上高いため、ＮｉＦｅ2 Ｏ4 およびＮｉＯが安定化され
る。このため、これら耐食性材料の腐食は図２に示すご
とく１／３以下に低減されることが認められている。
施した場合の炉水Ｎｉイオン濃度0.2ppbに比べて10倍以
上高いため、ＮｉＦｅ2 Ｏ4 およびＮｉＯが安定化され
る。このため、これら耐食性材料の腐食は図２に示すご
とく１／３以下に低減されることが認められている。
【００２９】また、ＮｉＯはＣｏＯと同じ結晶構造でほ
ぼ等しい格子定数を持つため、炉水Ｎｉイオン濃度を高
めることにより、ステライト（ＣｏＯの皮膜を生成）の
腐食もほぼ１／３に低減される。
ぼ等しい格子定数を持つため、炉水Ｎｉイオン濃度を高
めることにより、ステライト（ＣｏＯの皮膜を生成）の
腐食もほぼ１／３に低減される。
【００３０】Ｎｉイオンの上限値は燃料皮膜管の表面に
ＮｉＯとしての析出しない濃度として実験より決定し
た。ＮｉＯはＣｏＯと類似の酸化物をもつため、Ｃｏの
取り込みが大きく、その溶解度はＮｉＦｅ2 Ｏ4 に比べ
て約100 倍大きいため、溶解しやすく不安定である。こ
のため、60Ｃｏの発生源となる。
ＮｉＯとしての析出しない濃度として実験より決定し
た。ＮｉＯはＣｏＯと類似の酸化物をもつため、Ｃｏの
取り込みが大きく、その溶解度はＮｉＦｅ2 Ｏ4 に比べ
て約100 倍大きいため、溶解しやすく不安定である。こ
のため、60Ｃｏの発生源となる。
【００３１】Ｚｎイオンの上限値は、効果と経済性との
関連から決定した。下限値は、各種耐食性材料の腐食が
従来の水質であるＮｉ／Ｆｅ比コントロールの１／３程
度に抑制する濃度範囲として決定した。
関連から決定した。下限値は、各種耐食性材料の腐食が
従来の水質であるＮｉ／Ｆｅ比コントロールの１／３程
度に抑制する濃度範囲として決定した。
【００３２】また、炉水Ｎｉイオン濃度を高めるために
は給水からの原子炉内への鉄持込量を極力低減する必要
がある。つまり、給水から原子炉内に持ち込まれた鉄
は、燃料に付着し炉水Ｎｉイオンと反応しやすくＮｉＦ
ｅ2 Ｏ4 を生成する。ステンレス鋼等の腐食によって内
層皮膜を拡散し外表面に到達した鉄イオンは溶解度が小
さいため、炉水のＮｉイオンと反応してＮｉＦｅ2 Ｏ4
を生成する。
は給水からの原子炉内への鉄持込量を極力低減する必要
がある。つまり、給水から原子炉内に持ち込まれた鉄
は、燃料に付着し炉水Ｎｉイオンと反応しやすくＮｉＦ
ｅ2 Ｏ4 を生成する。ステンレス鋼等の腐食によって内
層皮膜を拡散し外表面に到達した鉄イオンは溶解度が小
さいため、炉水のＮｉイオンと反応してＮｉＦｅ2 Ｏ4
を生成する。
【００３３】炉水Ｎｉイオン濃度が所定濃度より高く、
Ｎｉが発生量が鉄に比べて過剰の場合は給水系から原子
炉内に持ち込む鉄量を増加させる。逆に、炉水Ｎｉイオ
ン濃度が低くＮｉが発生量が不足している場合は注入に
より補う必要がある。一方、ＺｎはＮｉに比べると鉄と
の反応性は小さく、Ｎｉの濃度がＮｉＦｅ2 Ｏ4 の溶解
度の0.2ppb以上である場合、鉄との反応は無視できる。
Ｎｉが発生量が鉄に比べて過剰の場合は給水系から原子
炉内に持ち込む鉄量を増加させる。逆に、炉水Ｎｉイオ
ン濃度が低くＮｉが発生量が不足している場合は注入に
より補う必要がある。一方、ＺｎはＮｉに比べると鉄と
の反応性は小さく、Ｎｉの濃度がＮｉＦｅ2 Ｏ4 の溶解
度の0.2ppb以上である場合、鉄との反応は無視できる。
【００３４】しかし、耐食性材料の腐食皮膜中のクロム
酸化物と反応しＺｎＣｒ2 Ｏ4 を生成する。Ｚｎは、原
子炉一次系材料の腐食発生により所定の炉水濃度に達し
ないため、注入により炉水浄化系で除去される量と耐食
性材料の腐食皮膜に取り込まれる量を注入により補う必
要がある。
酸化物と反応しＺｎＣｒ2 Ｏ4 を生成する。Ｚｎは、原
子炉一次系材料の腐食発生により所定の炉水濃度に達し
ないため、注入により炉水浄化系で除去される量と耐食
性材料の腐食皮膜に取り込まれる量を注入により補う必
要がある。
【００３５】また、材料腐食や放射能の発生移行挙動の
解析評価については、これまで着目されていなかった実
プラントにおけるＣｒおよび51Ｃｒに着目した。ステン
レス鋼およびインコネルの腐食速度は、炉水のＣｒおよ
び51Ｃｒのイオン濃度より概略評価できることが分かっ
た。さらに、材料腐食速度と放射能の発生移行速度とを
関連づけ、プラントデータから放射能の60Ｃｏ，58Ｃｏ
および51Ｃｒの発生と移行のバランスを評価する。
解析評価については、これまで着目されていなかった実
プラントにおけるＣｒおよび51Ｃｒに着目した。ステン
レス鋼およびインコネルの腐食速度は、炉水のＣｒおよ
び51Ｃｒのイオン濃度より概略評価できることが分かっ
た。さらに、材料腐食速度と放射能の発生移行速度とを
関連づけ、プラントデータから放射能の60Ｃｏ，58Ｃｏ
および51Ｃｒの発生と移行のバランスを評価する。
【００３６】炉水のＮｉおよびＺｎの金属イオン濃度
を、それぞれ２および３ppb 以上にともに高めることに
より、腐食皮膜の強化による材料腐食の減少とＮｉと同
様の挙動を示すが期待できる。
を、それぞれ２および３ppb 以上にともに高めることに
より、腐食皮膜の強化による材料腐食の減少とＮｉと同
様の挙動を示すが期待できる。
【００３７】沸騰水型原子炉に使われているステンレス
鋼（Ｆｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合金）およびス
テライト（Ｃｏ基合金）などの耐食性材料および炭素鋼
について図２に示すごとく腐食を１／３程度に抑制する
ことができる。
鋼（Ｆｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合金）およびス
テライト（Ｃｏ基合金）などの耐食性材料および炭素鋼
について図２に示すごとく腐食を１／３程度に抑制する
ことができる。
【００３８】ステンレス鋼の場合、Ｎｉが外層のＮｉＦ
ｅ2 Ｏ4 を安定化し、ＺｎがＺｎＣｒ2 Ｏ4 の生成によ
り内層のクロマイト層を強化するためである。これによ
り、電解研磨による放射能の抑制効果の経年的な減少も
認められなくなった。
ｅ2 Ｏ4 を安定化し、ＺｎがＺｎＣｒ2 Ｏ4 の生成によ
り内層のクロマイト層を強化するためである。これによ
り、電解研磨による放射能の抑制効果の経年的な減少も
認められなくなった。
【００３９】インコネルに対しては、ＮｉはＮｉＯを強
化しＺｎはＺｎＣｒ2 Ｏ4 の生成によりクロム酸化物を
より安定化させる。また、大気中で時効硬化処理した燃
料バネ材の場合にも、外層のＮｉＦｅ2 Ｏ4 は安定化し
ており皮膜の剥離による腐食増加は認められなかった。
化しＺｎはＺｎＣｒ2 Ｏ4 の生成によりクロム酸化物を
より安定化させる。また、大気中で時効硬化処理した燃
料バネ材の場合にも、外層のＮｉＦｅ2 Ｏ4 は安定化し
ており皮膜の剥離による腐食増加は認められなかった。
【００４０】ステライトについては、ＮｉはＣｏＯを強
化しＺｎはＺｎＣｒ2 Ｏ4 の生成によりクロム酸化物を
より安定化させる。炭素鋼の場合については、Ｎｉおよ
びＺｎともに腐食抑制効果が認められた。炭素鋼の防食
性を示す皮膜はＦｅ3 Ｏ4 と考えられているが、ＮｉＦ
ｅ2 Ｏ4 やＺｎＦｅ2 Ｏ4 の生成により腐食が抑制され
ると考えられる。
化しＺｎはＺｎＣｒ2 Ｏ4 の生成によりクロム酸化物を
より安定化させる。炭素鋼の場合については、Ｎｉおよ
びＺｎともに腐食抑制効果が認められた。炭素鋼の防食
性を示す皮膜はＦｅ3 Ｏ4 と考えられているが、ＮｉＦ
ｅ2 Ｏ4 やＺｎＦｅ2 Ｏ4 の生成により腐食が抑制され
ると考えられる。
【００４１】低合金鋼の場合については、ステンレス鋼
および炭素鋼でＮｉとＺｎのシナジー（相乗）効果が確
認されており、腐食抑制効果のあることが推察される。
また、水素注入を行った水質でも、材料腐食抑制に対す
るＮｉとＺｎのシナジー効果が確認された。通常運転時
の水質条件と比較すると、Ｎｉに比べてややＺｎの添加
の効果が大きい傾向にあるが、炉水中のＮｉおよびＺｎ
の金属イオン濃度がそれぞれ２〜10および３〜15ppb の
範囲で１／４に近い腐食抑制が認められた。
および炭素鋼でＮｉとＺｎのシナジー（相乗）効果が確
認されており、腐食抑制効果のあることが推察される。
また、水素注入を行った水質でも、材料腐食抑制に対す
るＮｉとＺｎのシナジー効果が確認された。通常運転時
の水質条件と比較すると、Ｎｉに比べてややＺｎの添加
の効果が大きい傾向にあるが、炉水中のＮｉおよびＺｎ
の金属イオン濃度がそれぞれ２〜10および３〜15ppb の
範囲で１／４に近い腐食抑制が認められた。
【００４２】なお、インコネルおよびステライトについ
ても同様のＮｉとＺｎのシナジー効果が認められた。し
かしながら、大気中で時効硬化処理した燃料バネ材につ
いては水素注入により腐食速度は大幅に低減し、重量減
の測定下限値に近いため定量的には明らかにはできなか
った。
ても同様のＮｉとＺｎのシナジー効果が認められた。し
かしながら、大気中で時効硬化処理した燃料バネ材につ
いては水素注入により腐食速度は大幅に低減し、重量減
の測定下限値に近いため定量的には明らかにはできなか
った。
【００４３】以上の結果から、通常運転時の水質条件で
炉心構造材の腐食によって直接炉水へ放出される60Ｃｏ
および58Ｃｏの発生量は１／３程度に減少する。なお、
大気中で時効硬化処理した燃料バネ材を用いた場合には
１／10以下に低減できる。
炉心構造材の腐食によって直接炉水へ放出される60Ｃｏ
および58Ｃｏの発生量は１／３程度に減少する。なお、
大気中で時効硬化処理した燃料バネ材を用いた場合には
１／10以下に低減できる。
【００４４】一方、燃料クラッドについては、給水鉄持
込量を従来の１／３程度に低減すると、60Ｃｏの生成源
となるＮｉＦｅ2 Ｏ4 の付着量を１／３以下に低減でき
る。また、炉水中のＮｉイオン濃度はＣｏのイオン濃度
に比べて大幅に上昇し、かつ原子炉系の耐食性材料の腐
食量の減少とともないＣｏの発生量も１／３程度に減少
するため、大幅な低減が期待できる。
込量を従来の１／３程度に低減すると、60Ｃｏの生成源
となるＮｉＦｅ2 Ｏ4 の付着量を１／３以下に低減でき
る。また、炉水中のＮｉイオン濃度はＣｏのイオン濃度
に比べて大幅に上昇し、かつ原子炉系の耐食性材料の腐
食量の減少とともないＣｏの発生量も１／３程度に減少
するため、大幅な低減が期待できる。
【００４５】従って、60Ｃｏの生成源となるＣｏの付着
量は１／３以下に大幅に低減される。また、クロムの濃
縮も付着クラッドの低減、材料腐食の低減に基づく炉内
発生クロムの減少により低減され、Ｚｎの導入により不
安定なＣｏＣｒ2 Ｏ4 の生成も抑制される。
量は１／３以下に大幅に低減される。また、クロムの濃
縮も付着クラッドの低減、材料腐食の低減に基づく炉内
発生クロムの減少により低減され、Ｚｎの導入により不
安定なＣｏＣｒ2 Ｏ4 の生成も抑制される。
【００４６】炉水のｐＨは、炉水中のＮｉおよびＺｎの
金属イオン濃度の増加と炉内の耐食性材料の腐食抑制に
伴うクロムイオン濃度の減少により通常の弱酸性から弱
アルカリ性に制御できる。このため、燃料付着クラッド
の主体であるＮｉＦｅ2 Ｏ4溶解度は減少し、燃料付着
クラッドに含まれる60Ｃｏの溶出も１／10程度に大幅に
減少できる。
金属イオン濃度の増加と炉内の耐食性材料の腐食抑制に
伴うクロムイオン濃度の減少により通常の弱酸性から弱
アルカリ性に制御できる。このため、燃料付着クラッド
の主体であるＮｉＦｅ2 Ｏ4溶解度は減少し、燃料付着
クラッドに含まれる60Ｃｏの溶出も１／10程度に大幅に
減少できる。
【００４７】また、60Ｃｏおよび58Ｃｏの放射能が取り
込まれる炉心外配管機器表面のステンレス鋼の腐食皮膜
量が減少するとともに、Ｃｏのフェライトおよびクロマ
イトへの取り込み抑制により単位皮膜重量当たりの放射
能の取り込み量も減少する。従って、放射能の付着につ
いても１／３程度に減少できる。
込まれる炉心外配管機器表面のステンレス鋼の腐食皮膜
量が減少するとともに、Ｃｏのフェライトおよびクロマ
イトへの取り込み抑制により単位皮膜重量当たりの放射
能の取り込み量も減少する。従って、放射能の付着につ
いても１／３程度に減少できる。
【００４８】以上の結果から、Ｎｉ／Ｆｅ比コントロー
ルによる炉水の60Ｃｏおよび58Ｃｏイオンを低減しない
場合でも従来の１／10程度に炉心外の放射能を低減でき
ると試算された。
ルによる炉水の60Ｃｏおよび58Ｃｏイオンを低減しない
場合でも従来の１／10程度に炉心外の放射能を低減でき
ると試算された。
【００４９】また、炉水の水質および炉心外配管の放射
能の測定を行うことにより、材料の腐食、放射能挙動お
よび水質との関連が解析でき、最適な水質管理や定検時
の被ばく評価が事前に把握できるようになる。
能の測定を行うことにより、材料の腐食、放射能挙動お
よび水質との関連が解析でき、最適な水質管理や定検時
の被ばく評価が事前に把握できるようになる。
【００５０】
【実施例】図３から図５により本発明に係る沸騰水型原
子炉プラントの水質管理方法の一実施例を説明する。な
お、図３は本発明の実施例を説明するためのシステム系
統図である。
子炉プラントの水質管理方法の一実施例を説明する。な
お、図３は本発明の実施例を説明するためのシステム系
統図である。
【００５１】図３中、符号１は沸騰水型原子炉の原子炉
圧力容器で、この原子炉圧力容器１内には燃料集合体を
多数体装荷した炉心２が配設されている。原子炉圧力容
器１の蒸気出口側は主蒸気管３により蒸気タービン４に
接続している。蒸気タービン４の蒸気出口側は復水器５
に接続し、復水器５は復水ポンプ６を介して中空糸膜復
水ろ過装置７に接続し、中空糸膜復水ろ過装置７はイオ
ン交換樹脂を充填した復水脱塩装置８に接続している。
圧力容器で、この原子炉圧力容器１内には燃料集合体を
多数体装荷した炉心２が配設されている。原子炉圧力容
器１の蒸気出口側は主蒸気管３により蒸気タービン４に
接続している。蒸気タービン４の蒸気出口側は復水器５
に接続し、復水器５は復水ポンプ６を介して中空糸膜復
水ろ過装置７に接続し、中空糸膜復水ろ過装置７はイオ
ン交換樹脂を充填した復水脱塩装置８に接続している。
【００５２】中空糸膜復水ろ過装置７の出入口側に流量
調整弁９を有するバイパスライン10が設けられている。
復水脱塩装置８の下流側には低圧給水加熱器11，給水ポ
ンプ12および高圧給水加熱器13が順次接続されており、
高圧給水加熱器13は給水管14により原子炉圧力容器１に
接続している。
調整弁９を有するバイパスライン10が設けられている。
復水脱塩装置８の下流側には低圧給水加熱器11，給水ポ
ンプ12および高圧給水加熱器13が順次接続されており、
高圧給水加熱器13は給水管14により原子炉圧力容器１に
接続している。
【００５３】原子炉圧力容器１には原子炉炉水を循環さ
せる再循環系配管15が設けられ、再循環系配管15には原
子炉再循環ポンプ16が設けられている。また、再循環系
配管15と給水管14とを接続する原子炉冷却材浄化系（Ｃ
ＵＷ）配管17が設けられ、この炉水浄化系配管17には熱
交換器18，ＣＵＷポンプ19およびろ過脱塩器20が設けら
れている。
せる再循環系配管15が設けられ、再循環系配管15には原
子炉再循環ポンプ16が設けられている。また、再循環系
配管15と給水管14とを接続する原子炉冷却材浄化系（Ｃ
ＵＷ）配管17が設けられ、この炉水浄化系配管17には熱
交換器18，ＣＵＷポンプ19およびろ過脱塩器20が設けら
れている。
【００５４】低圧給水加熱器11と給水ポンプ12との間の
配管に金属イオン注入配管21の一端が接続し、この金属
イオン注入配管21の他端には金属イオン注入ポンプ22と
金属イオン注入装置23が接続している。ＣＵＷポンプ19
とろ過脱塩器20との間の配管に炉水サンプリング配管24
の一端が接続し、この炉水サンプリング配管24の他端は
自動イオンクロマト分析装置25と放射能濃度測定用γ線
核種分析装置26に接続している。
配管に金属イオン注入配管21の一端が接続し、この金属
イオン注入配管21の他端には金属イオン注入ポンプ22と
金属イオン注入装置23が接続している。ＣＵＷポンプ19
とろ過脱塩器20との間の配管に炉水サンプリング配管24
の一端が接続し、この炉水サンプリング配管24の他端は
自動イオンクロマト分析装置25と放射能濃度測定用γ線
核種分析装置26に接続している。
【００５５】金属イオン注入装置23と自動イオンクロマ
ト分析装置25は信号線27，28により金属イオン注入制御
装置29に電気的に接続している。再循環系配管15には配
管付着放射能測定用γ線核種分析装置30が設けられ、こ
のγ線核種分析装置30は信号線31により材料腐食・放射
能発生移行挙動解析装置32に電気的に接続しており、こ
の解析装置32には自動イオンクロマトグラフ分析装置25
と放射能濃度測定用γ線核種分析装置26が信号線33，34
により電気的に接続している。
ト分析装置25は信号線27，28により金属イオン注入制御
装置29に電気的に接続している。再循環系配管15には配
管付着放射能測定用γ線核種分析装置30が設けられ、こ
のγ線核種分析装置30は信号線31により材料腐食・放射
能発生移行挙動解析装置32に電気的に接続しており、こ
の解析装置32には自動イオンクロマトグラフ分析装置25
と放射能濃度測定用γ線核種分析装置26が信号線33，34
により電気的に接続している。
【００５６】給水からの鉄の持込みは、復水系で発生し
た鉄が復水浄化系をリークしたものが主体であるので、
通常復水の中空糸膜復水ろ過器７で浄化され0.1ppb以下
に制御される。
た鉄が復水浄化系をリークしたものが主体であるので、
通常復水の中空糸膜復水ろ過器７で浄化され0.1ppb以下
に制御される。
【００５７】Ｎｉは、高温部の高圧給水加熱器13および
原子炉圧力容器１内の炉心２で使われているインコネ
ル、主として燃料バネ部品からイオンの形態で腐食発生
する。発生したＮｉの一部は、燃料に付着した鉄および
炉内のステンレス鋼の腐食により発生した鉄と反応して
ＮｉＦｅ2 Ｏ4 を生成する。残りは、炉水浄化系で除去
される。
原子炉圧力容器１内の炉心２で使われているインコネ
ル、主として燃料バネ部品からイオンの形態で腐食発生
する。発生したＮｉの一部は、燃料に付着した鉄および
炉内のステンレス鋼の腐食により発生した鉄と反応して
ＮｉＦｅ2 Ｏ4 を生成する。残りは、炉水浄化系で除去
される。
【００５８】炉水のＮｉイオン濃度が２ppb 以下の場
合、給水系に設置した金属イオン注入装置23から供給す
る。一方、10ppb 以上の場合は、中空糸膜復水ろ過器７
のバイパスライン10の流量調節弁９を開き、復水脱塩装
置８内のイオン交換樹脂に復水系で発生した鉄を負荷さ
せリーク鉄量を増やすことにより炉水のＮｉイオン濃度
を所定の濃度範囲に制御する。
合、給水系に設置した金属イオン注入装置23から供給す
る。一方、10ppb 以上の場合は、中空糸膜復水ろ過器７
のバイパスライン10の流量調節弁９を開き、復水脱塩装
置８内のイオン交換樹脂に復水系で発生した鉄を負荷さ
せリーク鉄量を増やすことにより炉水のＮｉイオン濃度
を所定の濃度範囲に制御する。
【００５９】また、Ｚｎは、給水系に設置した金属イオ
ン注入装置23から供給する。なお、金属イオン注入装置
23は、給水系ではなく、炉水浄化系や炉水再循環系配管
などの原子炉に接続されていてもかまわない。
ン注入装置23から供給する。なお、金属イオン注入装置
23は、給水系ではなく、炉水浄化系や炉水再循環系配管
などの原子炉に接続されていてもかまわない。
【００６０】炉水のＮｉおよびＺｎの金属イオン濃度が
適性範囲にあるか否かは、炉水系に設置した自動イオン
クロマト分析装置25で測定する。この自動イオンクロマ
ト分析装置25の信号をとりだし、金属イオン注入装置23
の自動制御を行ってもかまわない。
適性範囲にあるか否かは、炉水系に設置した自動イオン
クロマト分析装置25で測定する。この自動イオンクロマ
ト分析装置25の信号をとりだし、金属イオン注入装置23
の自動制御を行ってもかまわない。
【００６１】本実施例の効果は、図３の炉水系に設置し
た自動イオンクロマト分析装置25によりクロム酸イオン
濃度を測定するとともに放射能濃度測定用γ線核種分析
装置26により51Ｃｒの濃度を監視する。これにより、そ
れぞれ炉内および炉心構造材料の腐食状況を図４に示す
フローシートから把握できる。
た自動イオンクロマト分析装置25によりクロム酸イオン
濃度を測定するとともに放射能濃度測定用γ線核種分析
装置26により51Ｃｒの濃度を監視する。これにより、そ
れぞれ炉内および炉心構造材料の腐食状況を図４に示す
フローシートから把握できる。
【００６２】図４（ａ）は実プラントにおける耐食性材
料の腐食速度の評価方法を示すフロー図で、51Ｃｒから
インコネルの腐食速度を評価する方法で、図４（ｂ）は
同じく炉心外構造材の評価方法を示すフロー図で、Ｃｒ
からステンレス鋼の腐食速度を評価する方法である。
料の腐食速度の評価方法を示すフロー図で、51Ｃｒから
インコネルの腐食速度を評価する方法で、図４（ｂ）は
同じく炉心外構造材の評価方法を示すフロー図で、Ｃｒ
からステンレス鋼の腐食速度を評価する方法である。
【００６３】原子炉内に使われているステンレス鋼（Ｆ
ｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合金）およびステライ
ト（Ｃｏ基合金）の各種材料からのＣｒの腐食発生量は
接触面積、Ｃｒの含有率、腐食速度およびＣｒの腐食溶
出率（Ｃｒの腐食溶出量と金属母材の腐食量との比率で
全腐食量に対する腐食被膜のＣｒの残存割合から計算で
き、インコネルおよびステライトではほぼ 100％、ステ
ンレス鋼で88％以上と評価される）との積から算出され
る。
ｅ基合金）、インコネル（Ｎｉ基合金）およびステライ
ト（Ｃｏ基合金）の各種材料からのＣｒの腐食発生量は
接触面積、Ｃｒの含有率、腐食速度およびＣｒの腐食溶
出率（Ｃｒの腐食溶出量と金属母材の腐食量との比率で
全腐食量に対する腐食被膜のＣｒの残存割合から計算で
き、インコネルおよびステライトではほぼ 100％、ステ
ンレス鋼で88％以上と評価される）との積から算出され
る。
【００６４】また、炉心構造材からの51Ｃｒの発生は、
比放射能を算出できる中性子束を与えることにより発生
量が計算できる。ラボの腐食試験結果からＣｒおよび51
Ｃｒのそれぞれの主要発生源は、炉内ステンレス鋼およ
び燃料バネであることが知られている。
比放射能を算出できる中性子束を与えることにより発生
量が計算できる。ラボの腐食試験結果からＣｒおよび51
Ｃｒのそれぞれの主要発生源は、炉内ステンレス鋼およ
び燃料バネであることが知られている。
【００６５】一方、炉内および炉心構造材料の腐食によ
り発生したＣｒや51Ｃｒは、クロム酸イオンの形態で存
在し溶解度が高いため燃料への付着量や炉心外への付着
量は少ない。このため、ほぼ全量が炉水浄化系で除去さ
れる。
り発生したＣｒや51Ｃｒは、クロム酸イオンの形態で存
在し溶解度が高いため燃料への付着量や炉心外への付着
量は少ない。このため、ほぼ全量が炉水浄化系で除去さ
れる。
【００６６】従って、図４（ａ），（ｂ）中のＣｒや51
Ｃｒの移行量(2) は、一次近似として炉水浄化系の除去
量から求めることができる。もちろん、燃料クラッドの
分析から得られる燃料Ｃｒ付着量や、放射能測定から得
られる炉心外への51Ｃｒ付着量がわかれば移行量(2) の
精度が良くなる。
Ｃｒの移行量(2) は、一次近似として炉水浄化系の除去
量から求めることができる。もちろん、燃料クラッドの
分析から得られる燃料Ｃｒ付着量や、放射能測定から得
られる炉心外への51Ｃｒ付着量がわかれば移行量(2) の
精度が良くなる。
【００６７】図５に、炉水の60Ｃｏおよび58Ｃｏのイオ
ン濃度の測定および炉水再循環系配管付着放射能の60Ｃ
ｏ測定から得られる60Ｃｏの発生移行挙動を評価フロー
を示す。図５により材料腐食挙動および放射能の発生移
行挙動と自動イオンクロマト分析装置25から得られる金
属または不純物、あるいは通常運転時または水素注入時
の酸化性の溶存化学種のデータとの関連によって材料腐
食および放射能の発生移行の変化とその要因である水質
との関連を材料腐食・放射能発生移行解析装置32により
評価する。
ン濃度の測定および炉水再循環系配管付着放射能の60Ｃ
ｏ測定から得られる60Ｃｏの発生移行挙動を評価フロー
を示す。図５により材料腐食挙動および放射能の発生移
行挙動と自動イオンクロマト分析装置25から得られる金
属または不純物、あるいは通常運転時または水素注入時
の酸化性の溶存化学種のデータとの関連によって材料腐
食および放射能の発生移行の変化とその要因である水質
との関連を材料腐食・放射能発生移行解析装置32により
評価する。
【００６８】この評価方法は60Ｃｏの発生源は燃料クラ
ッドと炉心構造材のふたつであるが、60Ｃｏの同位体で
同じ化学的挙動を示す58Ｃｏは炉心構造材の発生が主体
であることに着目して、60Ｃｏの発生源の寄与を分別す
る方法である。
ッドと炉心構造材のふたつであるが、60Ｃｏの同位体で
同じ化学的挙動を示す58Ｃｏは炉心構造材の発生が主体
であることに着目して、60Ｃｏの発生源の寄与を分別す
る方法である。
【００６９】図４に示す51Ｃｒの発生と移行のバランス
より炉心構造材の腐食速度が評価され、炉心構造材から
の51Ｃｒ，58Ｃｏおよび60Ｃｏの発生量を計算(1) でき
る。また、炉水に占める炉心構造材からの60Ｃｏイオン
の発生寄与分は、炉水58Ｃｏイオンが炉心構造材から発
生したものであることより、炉水58Ｃｏイオン濃度と炉
心構造材の60Ｃｏと58Ｃｏの腐食発生の比率との積(2)
から計算される。
より炉心構造材の腐食速度が評価され、炉心構造材から
の51Ｃｒ，58Ｃｏおよび60Ｃｏの発生量を計算(1) でき
る。また、炉水に占める炉心構造材からの60Ｃｏイオン
の発生寄与分は、炉水58Ｃｏイオンが炉心構造材から発
生したものであることより、炉水58Ｃｏイオン濃度と炉
心構造材の60Ｃｏと58Ｃｏの腐食発生の比率との積(2)
から計算される。
【００７０】また、炉水の60Ｃｏの実測値と炉心構造材
の発生寄与分との差が燃料クラッドからの発生寄与分
(3) となる。従って、燃料クラッドからの60Ｃｏの発生
量は、炉心構造材からの60Ｃｏの発生量を計算(1) と炉
水の60Ｃｏイオンに占める燃料クラッドと炉心構造材の
発生寄与の比率との積で示される。
の発生寄与分との差が燃料クラッドからの発生寄与分
(3) となる。従って、燃料クラッドからの60Ｃｏの発生
量は、炉心構造材からの60Ｃｏの発生量を計算(1) と炉
水の60Ｃｏイオンに占める燃料クラッドと炉心構造材の
発生寄与の比率との積で示される。
【００７１】一方、炉心外への移行量(4) は、下記に示
す（１）式より評価できる。配管付着放射能（Ａ：Bq/m
2 ）の増加速度は、次の式により測定部位の腐食量
（ｍ： g/m2 ）の増加速度、すなわち腐食速度と結び付
けることができる。 ｄＡ／ｄｔ ＝ｋ・ｄｍ／ｄｔ・Ｃ （１） ここで、 ｋ：比例定数 （ｍ3 /g） Ｃ：放射能濃度（Bq/ ｍ3 ） （１）式における比例定数ｋは、材料と水質のファクタ
ーである。
す（１）式より評価できる。配管付着放射能（Ａ：Bq/m
2 ）の増加速度は、次の式により測定部位の腐食量
（ｍ： g/m2 ）の増加速度、すなわち腐食速度と結び付
けることができる。 ｄＡ／ｄｔ ＝ｋ・ｄｍ／ｄｔ・Ｃ （１） ここで、 ｋ：比例定数 （ｍ3 /g） Ｃ：放射能濃度（Bq/ ｍ3 ） （１）式における比例定数ｋは、材料と水質のファクタ
ーである。
【００７２】水質は、通常運転時または水素注入時の酸
化性の化学種の濃度、Ｎｉ／ＦｅコントロールやＺｎ注
入の有無により変わる。また、炉心外への放射能の付着
は、接触面積が大きく安定な厚い皮膜を形成するステン
レス鋼が主体で、炉内の酸洗面のステンレス鋼が主体で
ある。
化性の化学種の濃度、Ｎｉ／ＦｅコントロールやＺｎ注
入の有無により変わる。また、炉心外への放射能の付着
は、接触面積が大きく安定な厚い皮膜を形成するステン
レス鋼が主体で、炉内の酸洗面のステンレス鋼が主体で
ある。
【００７３】従って、(1) と(3) の60Ｃｏ和（炉心構造
材と燃料クラッドの合計）から炉水浄化系除去量（炉水
濃度、浄化流量および除去率の積）と(4) の炉水外ステ
ンレス鋼（炉内のステンレス鋼が主体）への付着量の差
分が燃料クラッドへの移行分としてバランスより評価さ
れる。
材と燃料クラッドの合計）から炉水浄化系除去量（炉水
濃度、浄化流量および除去率の積）と(4) の炉水外ステ
ンレス鋼（炉内のステンレス鋼が主体）への付着量の差
分が燃料クラッドへの移行分としてバランスより評価さ
れる。
【００７４】図３に示す放射能濃度測定用γ線核種分析
装置26および炉水再循環または炉水浄化系の配管に設置
したγ線核種分析装置30により、それぞれ炉水および炉
水再循環系配管付着放射能を測定し、放射能の付着速度
を求めることができる。
装置26および炉水再循環または炉水浄化系の配管に設置
したγ線核種分析装置30により、それぞれ炉水および炉
水再循環系配管付着放射能を測定し、放射能の付着速度
を求めることができる。
【００７５】一般に、電解研磨などの表面処理を実施し
た再循環系のステンレス鋼配管の腐食速度は、接触面積
の大きい炉内の酸洗面のステンレス鋼と異なる。再循環
系のステンレス鋼配管の腐食速度は、図３に示した配管
の60Ｃｏ付着量の測定結果を使って上記(1) 式より逆に
求めることができる。
た再循環系のステンレス鋼配管の腐食速度は、接触面積
の大きい炉内の酸洗面のステンレス鋼と異なる。再循環
系のステンレス鋼配管の腐食速度は、図３に示した配管
の60Ｃｏ付着量の測定結果を使って上記(1) 式より逆に
求めることができる。
【００７６】電解研磨などの表面処理を実施した再循環
系のステンレス鋼配管と炉心外ステンレス鋼の腐食速度
の比は、電解研磨の効果そのものを示す。また、炉水浄
化系の炭素鋼配管の付着放射能を測定すれば、ステンレ
ス鋼と炭素鋼との付着放射能の挙動の差がわかる。
系のステンレス鋼配管と炉心外ステンレス鋼の腐食速度
の比は、電解研磨の効果そのものを示す。また、炉水浄
化系の炭素鋼配管の付着放射能を測定すれば、ステンレ
ス鋼と炭素鋼との付着放射能の挙動の差がわかる。
【００７７】また、放射能の発生移行挙動および材料の
腐食挙動と図３に示した自動イオンクロマト分析装置25
の測定から得られる金属や不純物のイオン濃度や他の溶
存化学種の水質データとの関連より、その変化要因が検
討できる。
腐食挙動と図３に示した自動イオンクロマト分析装置25
の測定から得られる金属や不純物のイオン濃度や他の溶
存化学種の水質データとの関連より、その変化要因が検
討できる。
【００７８】
【発明の効果】本発明によれば例えば原子力プラントの
定期検査時の被ばく低減のため、炉心構造材の腐食を抑
制し、また燃料に付着し放射化され生成された放射能の
溶出を抑制することにより炉水に放出される放射能の発
生を低減するとともに、炭素鋼およびオーステナイト系
ステンレス鋼からなる炉心外配管や機器への放射能の付
着を低減することができる。
定期検査時の被ばく低減のため、炉心構造材の腐食を抑
制し、また燃料に付着し放射化され生成された放射能の
溶出を抑制することにより炉水に放出される放射能の発
生を低減するとともに、炭素鋼およびオーステナイト系
ステンレス鋼からなる炉心外配管や機器への放射能の付
着を低減することができる。
【図１】（ａ）は本発明の作用を説明するためのＮｉ−
Ｆｅ−Ｈ2 Ｏ系の安定性を示す電位−ｐＨ図、（ｂ）は
同じくＺｎ−Ｆｅ−Ｈ2 Ｏ系の安定性を示す電位−ｐＨ
図。
Ｆｅ−Ｈ2 Ｏ系の安定性を示す電位−ｐＨ図、（ｂ）は
同じくＺｎ−Ｆｅ−Ｈ2 Ｏ系の安定性を示す電位−ｐＨ
図。
【図２】図１と同じく耐食性材料の腐食速度の水質依存
性を示す特性図。
性を示す特性図。
【図３】本発明の実施例を説明するためのシステム系統
図。
図。
【図４】（ａ）は本発明の実施例を説明するための実プ
ラントにおける耐食性材料の腐食速度の評価方法を示す
フロー図、（ｂ）は同じく炉心外構造材の評価方法を示
すフロー図。
ラントにおける耐食性材料の腐食速度の評価方法を示す
フロー図、（ｂ）は同じく炉心外構造材の評価方法を示
すフロー図。
【図５】本発明の実施例を説明するための実プラントに
おける60Ｃｏイオンの発生移行挙動の評価方法を示すフ
ロー図。
おける60Ｃｏイオンの発生移行挙動の評価方法を示すフ
ロー図。
１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…主蒸気管、４…蒸
気タービン、５…復水器、６…復水ポンプ、７…中空糸
膜復水ろ過器、８…復水脱塩装置、９…流量調整弁、10
…バイパスライン、11…低圧給水加熱器、12…給水ポン
プ、13…高圧給水加熱器、14…給水管、15…再循環系配
管、16…原子炉再循環ポンプ、17…原子炉冷却材浄化系
配管、18…熱交換器、19…ＣＵＷポンプ、20…ろ過脱塩
器、21…金属イオン注入配管、22…金属イオン注入ポン
プ、23…金属イオン注入装置、24…炉水サンプリング配
管、25…自動イオンクロマト分析装置、26…放射能濃度
測定用γ線核種分析装置、27，28，31，33，34…信号
線、29…金属イオン注入制御装置、30…配管付着放射能
測定用γ線核種分析装置、32…材料腐食・放射能発生移
行挙動解析装置。
気タービン、５…復水器、６…復水ポンプ、７…中空糸
膜復水ろ過器、８…復水脱塩装置、９…流量調整弁、10
…バイパスライン、11…低圧給水加熱器、12…給水ポン
プ、13…高圧給水加熱器、14…給水管、15…再循環系配
管、16…原子炉再循環ポンプ、17…原子炉冷却材浄化系
配管、18…熱交換器、19…ＣＵＷポンプ、20…ろ過脱塩
器、21…金属イオン注入配管、22…金属イオン注入ポン
プ、23…金属イオン注入装置、24…炉水サンプリング配
管、25…自動イオンクロマト分析装置、26…放射能濃度
測定用γ線核種分析装置、27，28，31，33，34…信号
線、29…金属イオン注入制御装置、30…配管付着放射能
測定用γ線核種分析装置、32…材料腐食・放射能発生移
行挙動解析装置。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ Ｇ２１Ｃ 17/02 ＧＤＢＧ Ｇ２１Ｄ 1/00 ＧＤＢＹ (56)参考文献 特開 平８−220293（ＪＰ，Ｕ) 特開 平７−167989（ＪＰ，Ａ) 特開 平４−283698（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−172999（ＪＰ，Ａ) 特開 昭63−88499（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21D 1/00 G21D 3/08 G21C 19/30
Claims (13)
- 【請求項１】 炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イオン濃
度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に制御す
ることを特徴とする沸騰水型原子炉プラントの水質管理
方法。 - 【請求項２】 前記炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イオ
ン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に水
質を制御した条件下で、大気中で時効硬化処理したNi基
合金をバネ部材とする燃料を使用することを特徴とする
請求項１記載の沸騰水型原子炉プラントの水質管理方
法。 - 【請求項３】 前記炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イオ
ン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に水
質を制御した条件下で、電解研磨したオーステナイト系
ステンレス鋼の炉水再循環系配管を使用することを特徴
とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の水質管理方法。 - 【請求項４】 前記炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イオ
ン濃度を、それぞれ２〜10および３〜 15ppbの範囲に水
質を制御した条件下で、原子炉系の配管や機器に炭素鋼
または低合金鋼を使用することを特徴とする請求項１記
載の沸騰水型原子炉の水質管理方法。 - 【請求項５】 前記炉水中のＮｉイオン濃度を高め復水
を浄化するため、給水からの流入鉄量を鉄濃度で0.1ppb
以下に復水系中空糸膜復水ろ過器により抑制することを
特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の水質管理方
法。 - 【請求項６】 前記炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イオ
ン濃度が、それぞれ２および３ppb 以下と低い場合、所
定濃度範囲に制御するため、給水または炉水系に金属イ
オンを注水することを特徴とする請求項１記載の沸騰水
型原子炉プラントの水質管理方法。 - 【請求項７】 前記炉水中のＮｉイオン濃度が 10ppb以
上と高い場合、前記復水系の中空糸膜復水ろ過器をバイ
パスしてイオン交換樹脂を充填した復水脱塩装置への鉄
負荷量を増大し、給水から原子炉への鉄持込量を増大す
ることにより炉水中のＮｉイオン濃度を 10ppb以下に制
御することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉
の水質管理方法。 - 【請求項８】 前記鉄負荷量を定量的に行うため、前記
バイパスラインに流量調整弁を設けることを特徴とする
請求項７記載の沸騰水型原子炉の水質管理方法。 - 【請求項９】 前記炉水中のＮｉおよびＺｎ、またはＣ
ｒおよびＣｏの金属イオン濃度を測定するため、炉水浄
化系のサンプリング配管に自動イオンクロマト分析装置
を接続することを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原
子炉の水質管理方法。 - 【請求項１０】 前記炉水中のＮｉおよびＺｎの金属イ
オン濃度の測定値を復水脱塩装置の下流側に設けた金属
イオン注入装置にフィードバックし、適切な注入量を自
動設定する金属イオン注入制御装置を設けたことを特徴
とする請求項１記載の沸騰水型原子炉の水質管理方法。 - 【請求項１１】 前記自動イオンクロマト分析装置を用
いて前記炉水中のＣｒイオン濃度を測定するとともに、
前記炉水中の51Ｃｒイオン濃度を自動γ線核種分析装置
により測定することを特徴とする請求項９記載の沸騰水
型原子炉プラントの水質管理方法。 - 【請求項１２】 前記自動γ線核種分析装置を用いて前
記炉水中の 51Ｃｒ，58Ｃｏ，60Ｃｏのイオン濃度を測定
するとともに、炉水再循環系または炉水浄化系を有する
原子炉系の配管に付着した51Ｃｒ，58Ｃｏ，60 Ｃｏの放
射能を前記自動γ線核種分析装置により測定することを
特徴とする請求項１１記載の沸騰水型原子炉プラントの
水質管理方法。 - 【請求項１３】 前記自動イオンクロマト分析装置から
得られる金属または不純物あるいは、通常運転時または
水素注入時の酸化性の溶存化学種のデータとの関連によ
って材料腐食および放射能の発生移行の変化とその要因
である水質との関連を解析装置により評価することを特
徴とする請求項９記載の沸騰水型原子炉プラントの水質
管理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP06464295A JP3281213B2 (ja) | 1995-03-24 | 1995-03-24 | 沸騰水型原子炉プラントの水質管理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP06464295A JP3281213B2 (ja) | 1995-03-24 | 1995-03-24 | 沸騰水型原子炉プラントの水質管理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08262186A JPH08262186A (ja) | 1996-10-11 |
| JP3281213B2 true JP3281213B2 (ja) | 2002-05-13 |
Family
ID=13264131
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP06464295A Expired - Lifetime JP3281213B2 (ja) | 1995-03-24 | 1995-03-24 | 沸騰水型原子炉プラントの水質管理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3281213B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6620486B2 (en) | 1997-04-01 | 2003-09-16 | Ricoh Company, Ltd. | Plasting molding and method and apparatus for producing the same by injection molding |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1149388A1 (en) * | 1999-10-08 | 2001-10-31 | General Electric Company | Method for controlling zinc addition to power reactor |
| JP4555625B2 (ja) * | 2004-07-30 | 2010-10-06 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの運転方法 |
| JP5059325B2 (ja) * | 2006-01-06 | 2012-10-24 | 株式会社日立製作所 | 炭素鋼の腐食抑制方法およびその装置 |
| JP4538022B2 (ja) * | 2007-06-08 | 2010-09-08 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 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及びフェライト皮膜形成装置 |
| JP2015200591A (ja) * | 2014-04-09 | 2015-11-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの亜鉛濃度測定方法及び亜鉛濃度測定装置並びに亜鉛濃度制御方法 |
| JP6322493B2 (ja) * | 2014-06-17 | 2018-05-09 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法 |
| JP2016161466A (ja) * | 2015-03-04 | 2016-09-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法 |
| CN113670879B (zh) * | 2021-08-27 | 2022-09-13 | 生态环境部南京环境科学研究所 | 基于多变量和pmf模型对黑臭水体底泥重金属源的分析方法 |
-
1995
- 1995-03-24 JP JP06464295A patent/JP3281213B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6620486B2 (en) | 1997-04-01 | 2003-09-16 | Ricoh Company, Ltd. | Plasting molding and method and apparatus for producing the same by injection molding |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH08262186A (ja) | 1996-10-11 |
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