JP3309784B2 - 沸騰水型原子力発電プラントの水質制御方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は原子力プラントの水
質制御方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラント
（以下、ＢＷＲプラントと呼ぶ）に用いるのに好適な水
質制御方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】ＢＷＲプラントの水質制御方法に関する
第１の従来例としては、特開昭60−183595号公報に、炉
水のｐＨが７.０〜８.５の範囲となるようにアルカリを
注入し、燃料棒表面に付着した放射性腐食生成物の炉水
への溶出を抑制する方法が記載されている。

【０００３】また、第２の従来例としては、特開平2−2
43999 号公報に、炉水中に窒素酸化物を注入すると共
に、炉水のｐＨが７.０〜８.５の範囲となるようにアル
カリ物質を注入して、プラントの線量率と炉内の腐食環
境に悪影響を与えずに、タービン系の線量上昇を抑制す
る方法が記載されている。第２の従来例には、アルカリ
物質の注入量を制御するための指標として、ｐＨ以外
に、導電率，材料腐食電位，炉水サンプリング系の硝酸
イオン濃度なども用いることができることが記載されて
いる。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】上記従来例の場合、ア
ルカリを注入する時期までは考慮されておらず、後述す
るように、注入時期が適切でないと一次冷却水系構造材
の腐食生成物の発生量を余り減らせず、結果的に炉水中
の放射性核種濃度を確実には低減できないという問題が
ある。

【０００５】本発明の目的は、ＢＷＲプラントの一次冷
却水系構造材の腐食生成物の発生量を十分に減らし、炉
水の放射性核種濃度を確実に低減できる沸騰水型原子力
発電プラントの水質制御方法を提供することにある。

【０００６】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、沸騰水型原子炉の１００％出力段階試験
終了後の出力運転開始から４００〜６００時間経過後
に、炉水のｐＨをアルカリ側にする物質を炉水中に注入
する。

【０００７】好ましくは、炉水中に前記物質を注入する
ことにより、炉水のｐＨを７.０ 〜８.５の範囲内で増
大させる。

【０００８】また、好ましくは、出力運転開始から約５
００時間経過後に、炉水中に前記物質を注入する。

【０００９】以下、本発明による作用を説明する。初め
に、燃料棒表面における炉水中の金属不純物の付着溶出
挙動を説明する。燃料棒表面での金属不純物の付着溶出
挙動の模式図を図３に示す。燃料棒表面では沸騰に伴っ
て炉水中に僅かに存在している固形の金属酸化物や金属
イオンが析出する。金属イオンが析出する際、化１のよ
うな反応により一度水酸化物として析出し、次に化２の
ような脱水反応によりモノオキサイドとなり、更にＦe₂
Ｏ₃ と化３のような反応をしてフェライトが生じる。

【００１０】

【化１】Ｎｉ²⁺＋２ＯＨ^- → Ｎｉ(ＯＨ)₂

【００１１】

【化２】Ｎｉ(ＯＨ)₂ → ＮｉＯ＋Ｈ₂Ｏ

【００１２】

【化３】ＮｉＯ＋Ｆｅ₂Ｏ₃ → ＮｉＦｅ₂Ｏ₄コバルトも
化１〜化３と同様の反応が起こり、燃料棒表面にクラッ
ドとして取り込まれる。燃料棒表面に付着したコバルト
とニッケルは、中性子の照射を受けてそれぞれコバルト
６０とコバルト５８を生じる。実際の燃料棒付着物はこ
れら炉水中の不純物である金属元素の酸化物や水酸化物
の混合物として存在しているが、高温水に接しているた
め付着物を構成している化合物の溶解度に応じて溶解も
起こっている。このため、放射化した元素も炉水中に溶
解する。このうち最も溶解し易い形態は水酸化物である
ので、これを燃料棒表面に安定化させることによって燃
料棒付着物からの放射性核種の溶出を抑制することがで
きる。

【００１３】図４及び図５に、ニッケル及びコバルトの
水酸化物の溶解度のｐＨ依存性を示す。これらの図か
ら、ｐＨ７.０ 以上でニッケル及びコバルトの溶解度が
極めて小さくなることが判る。一方、ｐＨが高くなり過
ぎると、構造材のアルカリ腐食が問題となるため、ＢＷ
Ｒでは炉水ｐＨの運転範囲の上限値を８.６ としてい
る。

【００１４】新規の沸騰水型原子炉では、営業運転開始
前に、現在のところ約１０ヶ月に及ぶ起動試験（１００
％出力段階試験を含む）が行われている。この間、原子
炉は起動と停止を繰り返すため、一次冷却水系の構造材
表面に形成される酸化皮膜は熱変動の繰り返しを受けて
微細な亀裂を生じ、この部分では酸化皮膜の保護性能が
低下してしまう。このため、起動試験中の炉水中の不純
物金属イオン濃度は高い値で大きく変動している。

【００１５】図６に、高温水中で形成される酸化皮膜の
ないステンレス鋼の腐食量の経時変化を示す。図６で
は、ステンレス鋼が接する水として、ｐＨ７の場合とｐ
Ｈ８の場合を比較している。ステンレス鋼は、ＢＷＲプ
ラントの一次冷却水系の主な構造物や、原子炉圧力容器
の内面肉盛り材として用いられているものである。

【００１６】図６から、約５００時間まではｐＨ８より
もｐＨ７の方が腐食量が少ないが、約５００時間以降は
ｐＨ７よりもｐＨ８の方が腐食量が少なくなる。即ち、
約５００時間を境にして水のｐＨを７から弱アルカリ側
にすることにより、ステンレス鋼の腐食量を効果的に低
減できることが判る。これは、初期の段階ではステンレ
ス鋼表面の酸化皮膜の保護性能が十分でないが、時間の
経過に伴い酸化皮膜の保護性能が十分得られるようにな
るためと考えられる。

【００１７】従って、微細亀裂の発生によって酸化皮膜
の保護性能が低下している起動試験中に炉水のｐＨを弱
アルカリ側にすることは、一次冷却水系構造材の腐食生
成物の発生量を増やすことになる。

【００１８】次に、図７を用いて、燃料棒表面への金属
イオンの吸着特性を説明する。図７は、鉄イオン及びニ
ッケルイオンが共存する水中における燃料棒表面のクラ
ッド密度と⁵⁸Ｃｏ吸着量の関係を示す。図７から、クラ
ッドが付着していない状態では⁵⁸Ｃｏは非常に吸着し易
く、クラッドがある程度付着すると⁵⁸Ｃｏは吸着し難く
なり、更にクラッドの付着量が増えると⁵⁸Ｃｏ吸着量も
増える傾向があることが判る。

【００１９】装荷直後の燃料棒表面は酸化皮膜やクラッ
ドが付着していないため、⁵⁸Ｃｏ等の金属イオンが非常
に吸着し易いことになる。起動試験の段階で燃料棒表面
への不純物金属イオンの吸着量が増えると、それだけ放
射性核種の燃料棒での保持量（インベントリー）が増え
ることになるため、炉水中の放射性核種濃度を高くする
要因となる。従って、起動試験中に炉水のｐＨを弱アル
カリ側にすると、一次冷却水系構造材の腐食生成物の発
生量を増やすばかりでなく、炉水中の放射性核種濃度を
高くすることにもなる。

【００２０】本発明によれば、１００％出力段階試験
（起動試験）中は炉水のｐＨを弱アルカリ側にしないこ
とにより、一次冷却水系構造材の腐食生成物の発生量を
減らし、その分放射性核種の燃料棒での保持量を低減で
きるので、炉水中の放射性核種濃度を低減できる。

【００２１】また、出力運転開始から４００〜６００時
間経過後に、炉水のｐＨをアルカリ側にすることによ
り、酸化皮膜の保護性能が十分でない初期の時間帯は炉
水のｐＨを純水に近い約７.０ に維持でき、酸化皮膜の
保護性能が十分得られた以降の時間帯は炉水のｐＨを弱
アルカリ側にできるので、ここでも一次冷却水系構造材
の腐食生成物の発生量を減らすことができる。従って、
一次冷却水系構造材の腐食生成物の発生量を十分に減ら
し、炉水中の放射性核種濃度を確実に低減することがで
きる。

【００２２】尚、炉水のｐＨを弱アルカリ側にする時期
は、図５から約５００時間が最も好ましいが、４００〜
６００時間の間であれば、ｐＨ７とｐＨ８の腐食量の差
はごく僅かであるため、腐食生成物の発生量の低減効果
は十分に得られる。

【００２３】

【発明の実施の形態】以下、本発明をＢＷＲプラントの
水質制御方法に適用した第１実施例を図１及び図２を用
いて説明する。図１は本発明の水質制御方法を適用した
ＢＷＲプラントの運転方法を示す図で、図２は本発明の
水質制御方法を行うためのＢＷＲプラントの第１実施例
を示す概略系統図である。より詳細には、図１は１００
％出力段階試験（起動試験）以降の原子炉圧力の経時変
化と、炉心の運転状況及びアルカリ注入時期を示してい
る。

【００２４】本実施例では、炉水中へのアルカリ物質の
注入を、原子炉炉心の１００％出力段階試験終了後の総
点検を行うための計画停止（約３０〜４０日）の後に実
施される営業運転開始に向けた出力運転開始から約５０
０時間後に行う。

【００２５】一次冷却水系の構造材表面に形成される酸
化皮膜は、１００％出力段階試験終了までは、原子炉が
起動と停止を頻繁に繰り返すことにより熱変動の繰り返
しを受けるので、微細な亀裂を生じて酸化皮膜の保護性
能が低下してしまう。この状態でアルカリ注入を行う
と、図６で説明したように保護性能の低い部分からの腐
食量が増大する。このため、図７で説明したように付着
クラッドの少ない新しい燃料棒表面への腐食生成物の吸
着量が増え、燃料棒表面の放射性核種のインベントリー
を増大させる。

【００２６】これを避けるために、本実施例では、起動
と停止を頻繁に繰り返すことがなく、安定して酸化皮膜
が形成されるようになる営業運転開始に向けた出力運転
開始後にアルカリ注入を開始する。具体的には、出力運
転開始後約５００時間から炉水中へのアルカリ注入を開
始し、炉水のｐＨを約７.０から約７.５にするように、
アルカリ注入量を制御する。

【００２７】図６に示したように、出力運転開始後約５
００時間まではｐＨ８よりもｐＨ７の方が腐食量が少な
く、出力運転開始後約５００時間以降はｐＨ７よりもｐ
Ｈ８の方が腐食量が少なくなる傾向がある。従って、本
実施例のようなアルカリ注入を行い炉水のｐＨを弱アル
カリ側に制御することにより、一次冷却水系の構造材か
らの腐食生成物発生量を低減し、燃料棒表面の放射性核
種のインベントリーを減らすことができる。また、アル
カリ注入開始以降は、放射性核種を燃料棒表面に安定化
させて炉水の放射能濃度を低減できる。

【００２８】尚、上述した酸化皮膜の保護性能が低い状
態は、新規の運転開始プラントのみでなく、経年プラン
トでも除染や配管取り替えを実施したプラントにも存在
する。従って、これらのプラントに対しても、定期検査
後の運転再開から約５００時間後にアルカリ注入を開始
することにより、同様の効果が得られる。

【００２９】また、前述したように、アルカリ注入開始
時期としては、出力運転開始後約５００時間に限る必要
はなく、出力運転開始後４００〜６００時間の間であれ
ば、本実施例と同様な効果を得ることができる。更に、
炉水のｐＨの目標値も、７.０〜８.５の範囲であれば良
い。

【００３０】次に、図２を用いて、第１実施例のＢＷＲ
プラント構成で、どのようにアルカリ注入量を制御する
のかを説明する。本ＢＷＲプラントは、原子炉圧力容器
２，主蒸気系１９，タービン４，復水器１１，給水系
１，再循環系５，炉水浄化系６などから構成される。

【００３１】原子炉圧力容器２内の炉水は、炉心３に装
荷された核燃料の核分裂反応で発生した熱により加熱さ
れ、蒸気となって主蒸気系１９を介してタービン４へ送
られ発電を行う。発電を行った後の蒸気は復水器１１で
水に戻され、復水浄化系１２で不純物が除去されて、給
水として給水系１から原子炉圧力容器２に戻される。発
生した蒸気の一部は、高圧給水ヒータ９や低圧給水ヒー
タ１０で給水の加熱に使用される。炉水は、核燃料から
効率的に熱を取るため再循環系５により強制循環され
る。また、炉水の一部は炉水浄化系６へ導入され熱交換
器７で冷却された後、濾過脱塩装置８により不純物を除
去され、給水系１に戻される。

【００３２】炉水の水質に関しては、炉水浄化系６の熱
交換器７の下流側に接続されたサンプリングライン１３
から水をサンプリングし、水質分析装置１４を用いてｐ
Ｈの測定及び不純物イオン濃度の測定を行う。不純物イ
オン濃度の測定には、ＩＣＰ−ＭＳやイオンクロマトグ
ラフなどを用いることができる。アルカリ注入量推定装
置１５は、水質分析装置１４で求められた測定値と、検
出されたイオンが構成する酸解離平衡の関係式とを用い
て、炉水のｐＨを７.０〜８.５の範囲内の目標値にする
ために必要なアルカリ物質の注入量を推定する。

【００３３】アルカリ注入量推定装置１５による推定方
法を次に説明する。仮に、実機炉水中で見られる硫酸イ
オンとクロム酸イオンをそれぞれ５μｇ／kg含むｐＨが
中性の炉水について考えてみる。ｐＨデータのみからこ
の炉水をｐＨ７.５ にするために必要な水酸化ナトリウ
ムの濃度を計算すると３１６nmol／ｌとなる。

【００３４】一方、不純物イオンについて考慮すると、
中性付近で硫酸はほぼ完全解離しているので注入したア
ルカリが硫酸の解離で消費されることはない。しかし、
クロム酸は中性付近でも化４に示す酸解離平衡を取るの
で、注入したアルカリのうち一部はクロム酸の解離で消
費され、ｐＨの上昇には使われない。結果的に、ｐＨは
７.３９程度にしかならない。

【００３５】

【化４】Ｈ₂ＣｒＯ₄ ＝Ｈ⁺＋ＨＣｒＯ₄ ^- ＨＣｒＯ₄ ^- ＝Ｈ⁺＋ＣｒＯ₄ ^2- 従って、ｐＨを７.５ にするための水酸化ナトリウムの
必要量を推定するためには、化４の酸解離平衡式である
数１及び数２を考慮する必要がある。

【００３６】

【数１】

【００３７】

【数２】

【００３８】数１及び数２と、いま考えている水溶液系
の質量均衡式である数３の３つの式から、未知数である
［Ｈ₂ＣｒＯ₄］,［ＨＣｒＯ₄ ^-］，［ＣｒＯ₄ ^2-］を、既
知の［ＣｒＯ₄］_T （５μｇ／kg＝４.３９ｎmol／ｌ)，
Ｋａ１，Ｋａ２で記述することができる。

【００３９】

【数３】 ［ＣｒＯ₄］_T＝［Ｈ₂ＣｒＯ₄］＋［ＨＣｒＯ₄ ^-］＋［ＣｒＯ₄ ^2-］…（数３) これらの関係式と、水のイオン積［Ｈ⁺］［ＯＨ^-］＝１
０^-14及び［ＳＯ₄ ^2-］＝５２.０８×10^-8ｎmol／ｌを、
電荷均衡式である数４に代入すると数５が得られる。数
５から、ｐＨを７.５ にするために必要な水酸化ナトリ
ウムの濃度は３９７ｎmol／１となる。

【００４０】

【数４】 ［Ｈ⁺］＋［Ｎａ⁺］＝［ＯＨ^-］＋［ＨＣｒＯ₄ ^-］＋２［ＣｒＯ₄ ^2-］ ＋２［ＳＯ₄ ^2-］ …（数４)

【００４１】

【数５】

【００４２】アルカリ注入量推定装置１５には、通常の
炉水中に存在して中性付近で酸解離平衡を持つクロム酸
イオンの酸解離平衡式である数１及び数２，質量均衡式
である数３，中性付近では酸解離平衡を考慮しなくても
良い硫酸イオンや塩素イオン，ナトリウムイオンなども
含む炉水中不純物イオンに関する電荷均衡式である数６
などが、予めインプットされている。

【００４３】

【数６】 ［Ｈ⁺］＋［Ｎａ⁺］＋２［Ｆｅ²⁺］＋２［Ｎｉ²⁺］ ＝［ＯＨ^-］＋［ＨＣｒＯ₄ ^-］＋２［ＣｒＯ₄ ^2-］＋２［ＳＯ₄ ^2-］ ＋［Ｃｌ^-］ …（数６) アルカリ注入量推定装置１５は、水質分析装置１４から
測定データを入力し、上記の予めインプットされている
数式を用いて、目標とするｐＨを達成するために必要な
アルカリ注入量を推定する。数６において、鉄イオンや
ニッケルイオンの濃度は通常の炉水中では他の不純物イ
オンに比べて２桁以上も低いため、アルカリ注入量の推
定値に余り影響を与えないので、無視しても良い。注入
制御装置１７は、アルカリ注入量推定装置１５で求めた
推定値に基づいて、ＮａＯＨタンク１６から必要量のＮ
ａＯＨを注入するようにＮａＯＨ注入ポンプ１８を制御
する。

【００４４】給水系１から原子炉圧力容器２内に持ち込
まれる水酸化ナトリウムの持ち込み速度をｕ(mol／
ｓ），炉水浄化系６によって除去される水酸化ナトリウ
ムの除去速度をｗ(mol／ｓ)，炉水量をＶ(ｌ），炉水中
の水酸化ナトリウム濃度をＣとすると、Ｃについて数７
の関係が成立する。数７を水酸化ナトリウムの初期濃度
がＣ₀ の条件で解くと数８となる。

【００４５】

【数７】

【００４６】

【数８】

【００４７】ここで、ｗ及びＶはプラント固有の値であ
り、ＣはｐＨの目標値から前述したように求めることが
できる（ｐＨ７.５の場合、Ｃ＝３９７ｎmol／ｌ）の
で、これらの値から数８が成立するように、水酸化ナト
リウムの注入速度ｕと注入時間ｔを決めることができ
る。

【００４８】注入速度ｕはＮａＯＨ注入ポンプ１８のス
トロークを調整することにより変更可能である。ここで
は、目標とするｐＨへ早期に到達させるために、注入速
度ｕはポンプ性能の最大値とする。この最大の注入速度
ｕと、アルカリ注入量推定装置１５で求めた水酸化ナト
リウム濃度を数８に適用して、必要な注入時間ｔを求め
る。このようにして求めた注入時間だけＮａＯＨ注入ポ
ンプ１８を運転するように、注入制御装置１７が制御を
行う。このような制御を行うことにより、アルカリ物質
の注入量に対するｐＨの変化を常に測定することなく、
炉水のｐＨを７.０から目標とする７.５に制御すること
ができる。

【００４９】次に、本発明の水質制御方法を行うための
ＢＷＲプラントの第２実施例を図８を用いて説明する。
図８は、第２実施例の概略系統図である。本実施例が図
２の第１実施例と異なる点は、炉水浄化系６に設ける濾
過脱塩装置の構成、及び水質分析装置１４に接続される
アルカリ注入量の制御装置の構成である。その他の構成
は第１実施例と同じである。

【００５０】本実施例の炉水浄化系６の濾過脱塩装置
は、水中のカチオンを吸着してプロトンを放出するＨ型
カチオン交換樹脂とアニオンを吸着してＯＨ^- を放出す
るアニオン交換樹脂の両方を含むイオン交換樹脂塔２１
と、アニオン交換樹脂と水中のカチオンを吸着してＮａ
⁺ を放出するＮａ型カチオン交換樹脂の両方を含むイオ
ン交換樹脂塔２２とから構成される。

【００５１】本実施例で、炉水のｐＨを７.０から７.５
に制御する方法を以下に説明する。サンプリングライン
１３から水をサンプリングし、水質分析装置１４を用い
てｐＨ(７.０）の測定及び不純物イオン濃度の測定を行
う。アルカリ注入量推定装置１５は、水質分析装置１４
から測定データを入力し、予めインプットされている数
１〜数４及び数６を用いて、ｐＨを７.５ にするのに必
要なナトリウム注入量を推定する。

【００５２】注入制御装置２０は、Ｈ型カチオン交換樹
脂を含むイオン交換樹脂塔２１側のバルブ２３を締め、
Ｎａ型カチオン交換樹脂を含むイオン交換樹脂塔２２側
のバルブ２４を開けて、各イオン交換樹脂塔への水の流
入量を制御することにより、アルカリ注入量推定装置１
５で求めた推定値に対応する量のアルカリを、給水系１
から炉水中に注入する。

【００５３】各イオン交換樹脂塔のアニオン交換樹脂で
は、ＳＯ₄ ^2- やＣｒＯ₄ ^2- 等が樹脂にトラップされＯＨ
^- が放出される。イオン交換樹脂塔２１のＨ型カチオン
交換樹脂では、Ｎｉ²⁺等のカチオンがトラップされＨ⁺
が放出されるため、アニオン交換樹脂から放出されるＯ
Ｈ^- が相殺されるので、ｐＨはほとんど変化しない。一
方、イオン交換樹脂塔２２のＮａ型カチオン交換樹脂で
は、Ｈ⁺ の代わりにＮａ⁺ が放出されるため、アニオン
交換樹脂から放出されるＯＨ^- がｐＨを増加させる。

【００５４】イオン交換樹脂塔２２への炉水流入量をＸ
(ｌ／ｓ)、そのカチオン濃度Ｃ_M に対するＮａ⁺ への交
換割合をαとし、イオン交換樹脂塔２１への炉水流入量
をＹ(ｌ／ｓ)、そのＮａ⁺ 除去割合をβとし、炉水量を
Ｖ(１)，Ｎａ⁺ 濃度をＣ_Naとすると、次式が成り立つ。

【００５５】

【数９】

【００５６】給水系１からアルカリを注入する際は、ナ
トリウム除去に作用するイオン交換樹脂塔２１への炉水
流入量Ｙをゼロとし、ナトリウム注入に作用するイオン
交換樹脂塔２２に炉水浄化系６の全流量Ｗ(ｌ／ｓ)が流
入するように、注入制御装置２０がバルブ２３及び２４
の開閉を制御する。この条件下で数９を解くと数１０の
ようになり、炉水中の必要なＮａ⁺ 濃度Ｃ_Naを達成する
ための時間が求められる。数１０で、Ｃ_Na0 は炉水中の
初期のＮａ⁺ 濃度である。

【００５７】

【数１０】

【００５８】注入制御装置２０は、数９及び数１０が予
めインプットされており、アルカリ注入量推定装置１５
で求めた推定値に基づいて、必要なバルブ２３及び２４
の開閉時間を割り出して、その開閉を制御する。

【００５９】本実施例で、イオン交換樹脂塔２２のアニ
オン交換樹脂の割合を増やせば、より少量のアルカリ注
入量でｐＨの制御が可能となる。これは、アニオン交換
樹脂の割合を増やすことにより、炉水中の酸性物質であ
る硫酸イオンやクロム酸イオンの除去量が増大しこれら
の濃度が下がるため、少量のアルカリ注入量でもｐＨを
７.５ に制御できるようになる。

【００６０】例えば、前述した硫酸イオン及びクロム酸
イオンの濃度がそれぞれ５μｇ／kgの炉水に対して、ア
ニオン交換樹脂の割合を増やしたイオン交換樹脂塔２２
を適用することにより各イオン濃度が１μｇ／kgとなっ
た場合を想定する。この場合、数１〜数４を用いて、ｐ
Ｈを７.０から７.５に調整するために必要な水酸化ナト
リウムの濃度を求めると３０７ｎmol／ｌ となり、必要
なナトリウムイオン濃度を低減できることが判る。

【００６１】次に、本発明の水質制御方法を行うＢＷＲ
プラントの第３実施例を説明する。本実施例は、給水系
１に注入する薬剤として、弱酸塩基塩であるリン酸二水
素ナトリウムと水酸化ナトリウムの混合液を用いる例で
ある。本実施例でも、前述した硫酸イオン及びクロム酸
イオンの濃度がそれぞれ５μｇ／kgの炉水のｐＨを７.
０から７.５に調整する場合について考えてみる。

【００６２】このような炉水のｐＨを７.０から７.５に
調整するために必要な水酸化ナトリウムの量は、数１〜
数４を用いて求めると、３９７ｎmol／ｌ となる。そこ
へ同量のリン酸二水素ナトリウムを加えると、数１１〜
数１３に示すリン酸の酸解離平衡が系内に存在するよう
になり、数１４及び数１５に示す質量均衡及び電荷均衡
が新たに生じる。

【００６３】

【数１１】

【００６４】

【数１２】

【００６５】

【数１３】

【００６６】

【数１４】 ［ＰＯ₄］_T＝［Ｈ₃ＰＯ₄］＋［Ｈ₂ＰＯ₄ ^-］＋［ＨＰＯ₄ ^2-］＋［ＰＯ₄ ^3-］ …（数１４)

【００６７】

【数１５】 ［Ｈ⁺］＋［Ｎａ⁺］＝［ＯＨ^-］＋［ＨＣｒＯ₄ ^-］＋２［ＣｒＯ₄ ^2-］ ＋２［ＳＯ₄ ^2-］＋［Ｈ₂ＰＯ₄ ^-］＋２［ＨＰＯ₄ ^2-］ ＋３［ＰＯ₄ ^3-］ …（数１５) この結果、ｐＨは７.６ と少し高くなるが、その他にも
酸濃度の変化に対する緩衝能が増加するという利点があ
る。例えば、炉水浄化系６のイオン交換樹脂塔を切り替
えた直後には硫酸イオン濃度が上昇する。この原因で炉
水中の硫酸イオン濃度が２０μｇ／kgまで増加したとき
のｐＨの変化を、数１３及び数１４を用いて評価してみ
る。リン酸イオンがない場合、炉水のｐＨは７.６から
６.９に０.７低下する。これに対してリン酸イオンを共
存させると、炉水のｐＨは７.６から７.３へと０.３し
か低下しない。

【００６８】このように、弱酸塩基を共存させることに
より炉水中の不純物イオンの変動に対してｐＨを大きく
変化させない機能（緩衝能）を持たせることができる。
従って、純水のようにｐＨの変化し易い炉水のｐＨを安
定化できる。弱酸塩基の濃度を余り高くすると緩衝能は
上がるものの、炉水の導電率の上昇や注入した物質の放
射化が問題となる。しかし、上記したように、硫酸イオ
ンやクロム酸イオンなどの酸性イオンと同程度の量の弱
酸塩基を共存させれば、十分な緩衝効果が得られ、上記
問題点も余り問題とはならない。

【００６９】

【発明の効果】本発明によれば、ＢＷＲプラントの一次
冷却水系構造材の腐食生成物の発生量を十分に減らし
て、炉水中の放射性核種濃度を確実に低減することがで
きる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の水質制御方法を適用したＢＷＲプラン
トの運転方法を示す図。

【図２】本発明の水質制御方法を行うためのＢＷＲプラ
ントの第１実施例を示す概略系統図。

【図３】燃料棒表面での炉水中金属不純物の付着溶出挙
動の説明図。

【図４】Ｎｉ(ＯＨ)₂ の溶解度のｐＨ依存性を示す図。

【図５】Ｃｏ(ＯＨ)₂ の溶解度のｐＨ依存性を示す図。

【図６】ステンレス鋼の腐食量の経時変化を示す図。

【図７】燃料棒表面のクラッド密度と⁵⁸Ｃｏ吸着量の関
係図。

【図８】本発明の水質制御方法を行うためのＢＷＲプラ
ントの第２実施例を示す概略系統図。

【符号の説明】

１…給水系、２…原子炉圧力容器、３…炉心、４…ター
ビン、５…再循環系、６…炉水浄化系、７…熱交換器、
８…濾過脱塩装置、９…高圧給水ヒータ、１０…低圧給
水ヒータ、１１…復水器、１２…復水浄化系、１３…サ
ンプリングライン、１４…水質分析装置、１５…アルカ
リ注入量推定装置、１６…ＮａＯＨタンク、１７，２０
…注入制御装置、１８…ＮａＯＨ注入ポンプ、１９…主
蒸気系、２１，２２…イオン交換樹脂塔。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平９−166694（ＪＰ，Ａ) 特開 平９−159795（ＪＰ，Ａ) 特開 平７−20277（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−116595（ＪＰ，Ａ) 特許3149738（ＪＰ，Ｂ２) 特公 平６−8914（ＪＰ，Ｂ２) (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21D 1/00 G21D 3/08 G21C 19/307

Claims (6)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】新規の沸騰水型原子力発電プラント又は除
   染や配管取り替えを実施した沸騰水型原子力発電プラン
   トにおいて、 前記プラントが有する原子炉の１００％出力段階試験終
   了後の出力運転開始以降は前記原子炉の炉水のｐＨを中
   性にし、 出力運転開始から４００〜６００時間の間に、炉水のｐ
   Ｈをアルカリ側にする物質を炉水中に注入して炉水のｐ
   Ｈを７.０〜８.５の範囲内に制御することを特徴とする
   沸騰水型原子力発電プラントの水質制御方法。
2. 【請求項２】請求項１において、炉水のｐＨをアルカリ
   側にする時期は、出力運転開始から約５００時間後であ
   ることを特徴とする沸騰水型原子力発電プラントの水質
   制御方法。
3. 【請求項３】請求項１又は請求項２において、前記物質
   として、アルカリ金属，弱酸塩基，弱塩基酸化合物のう
   ちの何れかを用いることを特徴とする沸騰水型原子力発
   電プラントの水質制御方法。
4. 【請求項４】請求項１乃至３の何れかにおいて、炉水中
   のイオン濃度を測定し、このイオンが形成する酸解離平
   衡を考慮して、目標とするｐＨとするために必要なイオ
   ン濃度の目標値を求め、炉水中のイオン濃度を前記目標
   値とするように、炉水中に前記物質を注入することを特
   徴とする沸騰水型原子力発電プラントの水質制御方法。
5. 【請求項５】請求項４において、前記イオンは、クロム
   酸イオン，硫酸イオン，ナトリウムイオンのうちの何れ
   かであることを特徴とする沸騰水型原子力発電プラント
   の水質制御方法。
6. 【請求項６】新規の沸騰水型原子力発電プラント又は除
   染や配管取り替えを実施した沸騰水 型原子力発電プラン
   トにおいて、 前記プラントが有する原子炉の１００％出力段階試験終
   了後の出力運転開始以降は前記原子炉の炉水のｐＨを中
   性にし、 出力運転開始から約５００時間後に、炉水のｐＨをアル
   カリ側にする物質を炉水中に注入して炉水のｐＨを７.
   ０〜８.５の範囲内に制御することを特徴とする沸騰水
   型原子力発電プラントの水質制御方法。