JPH022994A - 原子炉冷却材回路汚染の抑制 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉冷却材回路の放射性核種による汚染、お
よびそのような汚染を抑制または低下すに方法に関する
。詳しくは本発明は加圧軽水冷却原子炉（ＰＷＲ）の−
次冷却材回路の炉外要素の放射性汚染の抑制に関する。

よく知られた種類のＰＷＲにおいて、熱を原子炉炉心か
ら除去する一次冷却材回路は軽水を含み、それが冷却材
としておよび減速剤としての両方に役立ち、ポンプによ
り炉心へ（その中で熱を吸収する）、次いでポンプによ
り炉心へ再循環される前に管形（ｔｕｂｅ−ｉｎ　５ｈ
ｅｌｌ）熱交換器の一次側（その中で、別の供給水が水
蒸気に転換される二次系へ熱を移動させる）を通して循
環される。−次回路冷却水は炉心を約３２０℃の温度で
出、その温度におけるバルク沸騰を避けるためにそれは
一次冷却材回路または系の一部を形成する加圧器により
高圧に維持される。通常、近代ＰＷＨにおいて一次冷却
材回路は４相互並行ループを含み、それぞれ冷却水を原
子炉炉心へ供給するそれぞれのポンプおよび炉心からの
加熱された冷却水をそれぞれのポンプにより炉心へ再循
環する前に通ずそれぞれの熱交換器を含み；炉心がすべ
てのループに共通であり、それらの間の圧力均等化を保
証するので、そのような多重ループ回路中に単に単一加
圧器が必要であり、１つのループに備えられる。

ジルカロイ　（Ｚｉｒｃａｌｏｙ）燃料タラソデイング
を除いて、そのような原子炉−次冷却材回路は、次近似
に対し、それが含む冷却水にさらされる２材料、すなわ
ち熱交換器（水蒸気発生器）管に対するインコネル（Ｉ
ｎｃｏｎｅｌ）合金および残余の回路（原子炉容器自体
、水蒸気発生器チャンネルヘッド、ポンプハウジング、
連結配管など）に対するステンレス鋼３０４Ｌからなる
と解することができる。冷却水はこれらの材料と化学的
に反応してステンレス鋼および他の合金表面上に酸化物
フィルムを生じ、可溶性金属不純物を冷却水中へｔＬ　
ｉ４する。多くの物質移動過程がそれらの形成の原因と
なるので表面酸化物は非常に複雑になる。密度の高い付
着性の酸化物層が合金表面上に形成され（それは腐食速
度に対し有益な抑制効果を有する）、多孔性、非抑制性
層が付着性層の上部上に生ずる。

酸化物／金属界面における合金成分の酸化に加えて、金
属酸化物析出が飽和冷却水から生じ、多孔性層の不溶性
物質が高批冷却材流の結果、再懸濁することができ、溶
解／沈殿が冷却・加熱サイクル間に生ずる。一般的実験
化学式、例えばニッケルフェライト、をこれらの表面析
出物に与えることができ、それらは一般に非常に不均一
である。

これらの腐食′ｆｉ離過程の発生は金属腐食生成物の既
製源が、可溶性および不溶性とも、原子炉−次冷却材回
路およびそれに連結された付随回路内に存在する。原子
炉が運転される間に、これらの腐食生成物が原子炉炉心
中へ運ばれ、そこでそれらが中性子との相互作用により
活性化される。従って、広い配列の放射性核種が水冷原
子炉の一次冷却水中に生ずるが、しかし次表に主要な技
術的関心のものを挙げる。

５０Ｃｒ ５１Ｃｒ ｎｌ　ν ８ｄ ０．３ ４．３ ５８Ｎｉ　　　　５８Ｃｏ　　　ｎ、ｐ　　　７１ｄ　
　　　　Ｏ，８６８６４Ｚｎ　　　　６５Ｚｎ　　　ｎ
、ν２２４ｄ　　　　　１．１　　　　　４９５４Ｐｅ
　　　５４Ｍｎ　　　ｎ、ｐ　　３１３ｄ　　　　　Ｏ
，８５，８これらの放射性核種中、長い半減期および強
いガンマ線放出を有するコバルト−６０はＩ）　Ｗ　Ｒ
運転スタッフにより受容される放射線量（職業放射線被
ばくまたは０ＲＥ）の約８０％を占める。

原子炉炉心を出た後、放射性腐食生成物は炉外合金酸化
物フィルム上に収着または析出して、そこに放射線レベ
ルを生じ、それはしばしばミリシーベルト毎時の何十倍
も測定されるほど高いことができる。放射能のこの輸送
が可溶性および不溶性の両方を含むが、しかし主機構が
どうであれ、それが原子炉運転スタッフが接近するに相
違ない物質および要素上に高い放射線場を生ずる証拠が
ある。原子炉−次冷却水回路または系の炉外要素のその
ような放射性汚染（それは原子炉−次冷却材回路からの
水が原子炉の正規運転の間絶えず循環される冷却材精製
装置の設置にもかかわらず生ずる）を最小化することが
非常に望ましい。

そのような汚染を低下する方法が既に提案された。例え
ば米国特許筒４，５２６，６２６号はＰＷＲ中のそのよ
うな汚染を、冷却水にさらされる一次冷却材回路表面を
キレート化剤を用いる防食処理にかけてそのような表面
上にクロムおよび鉄を含むが実質的にコバルトおよびニ
ッケルを含まない耐食性酸化物層を形成させることによ
り低下する方法に向けられている。しかし、そのように
形成された耐食性層が初めにほとんどコバルトを含まな
いことができるけれども、その元素に対する強い親和力
を有することを証明でき、系中のコバルトの残留水準の
避けられない存在のためにそれが時間の経過とともに次
第に一層汚染されるようになる。

さらに、そのように生成された耐食性フィルムは前記特
許中に参照された初期の処理法から生ずるものと同様に
、下層表面から剥落し、従って腐食から保護するその意
図機能が不足する傾向に悩まされる。

本発明の目的は加圧水冷原子炉の一次冷却材回路中のそ
のような汚染、殊にコバルト汚染、を抑制または低下す
る一層便宜かつ満足な方法を提供することである。

本発明によれば、加圧軽水冷却原子炉の、ホウ酸含量を
有する軽水を含む一次冷却材回路の炉外要素の、Ｗｉ環
冷却水中に溶解したおよびそれにより運ばれる金属不純
物の照射により原子炉の炉心内に生じた放射性核種によ
る放射性汚染を抑制または低下する方法であって、冷却
水の正規運転温度およびホウ酸濃度における原子炉の正
規運転の間に冷却水の一部を連続的に流路変更して一次
冷却材回路に関連する冷却水精製装置に通すことにより
冷却水から発生されたそのような不純物および放射性核
種の連続除去を与える段階、および原子炉のそのような
正規運転の期間の前に冷却水を低温および高ホウ酸濃度
で、原子炉の次の正規運転の前およびその間に前記放射
性核種に対するそのような要素の性向（ａｐｐｅｔｉｔ
ｅ　）を低下させる十分な延長時間の間循環し、それに
より冷却水精製装置のそのような次の正規運転の間のそ
のような放射核種の除去における相対的有効性を高める
段階を含む方法が提供される。

冷却水を正規原子炉運転におけるより低い温度および高
いホウ酸濃度で循環する段階は間欠的に（原子炉の正規
運転の連続期間間）に、特に通常の燃料再装荷および保
守を可能にするための原子炉運転停止に対して接近する
間または次に運転停止状態から正規運転の再開に復帰す
る間に行なうことができ；しかじ、この段階を行なう殊
に有利な時間は原子炉が燃料装荷される前、従って第１
期の正規運転の前の原子炉の初期試運転の間〔好ましく
はホウ酸注入系が備えられ、それを容易に混合できると
きであるホット機能試運転（ｈｏｔｆｕｎｃｔｉｏｎａ
ｌ　ｃｏｍｍｉｓｉｏｎｉｎｇ　）期間の終りに近く〕
であり、それにより照射が原子炉炉心中で生ずる前に冷
却水からの不純物の除去が行なわれる。

好ましくは冷却水の冷却水精製装置を通る連続流路変更
が、低温度および高ホウ酸濃度における循環の期間の間
並びに次の原子炉の正規運転の間維持され、これはその
期間中（それが比較的短かいとしても）冷却水精製装置
による系から除去される不純物の利用性が次の正規運転
の期間中より非常に高いからである。それでも、次の正
規運転の期間中、精製装置による捕捉に有効な溶解不純
物の濃度が、本発明の方法の使用に基づき他の場合に比
べて高い水準で保持される。

本発明は、関連して行なった試験および研究の次の記載
を参照することにより一層十分に説明され、理解されよ
う。

ＰＷＨにおいて、−次冷却水（これは前記のように原子
炉の正規運転の間に３２０℃までの炉心出口温度に達す
る）は通常、金属腐食速度を制御または制限するための
水酸化リチウムの計画的添加、並びに原子炉の反応性を
制御するためのホウ酸および冷却水の放射線分解を制御
するための２５〜５０ｃｎ？／ｋｇの量の溶解水素を含
有する。そのような運転温度における冷却水中のコバル
トの濃度は実験的に微小であり、５〜１０・１兆分率（
ｐｐｔ）または冷却水トン当り５〜１０μｇのコバルト
にすぎないと認められた。−次冷却水が冷却されると、
保守目的のための原子炉運転停止に対する接近の間に生
ずるように、高コバルト濃度が冷却水中で測定できるこ
ともまた（実際の原子が中および原子炉−次冷却材回路
を、しかし関連冷却水精製装置なく模ｌ疑する試験リグ
中で）見出される。これはＰＷＲ−次冷却材回路の既存
冷却水精製装置を、正規原子炉運転の間よりも運転停止
に接近する間または運転開始の間に一次冷却水および一
次冷却材回路の炉外部分のコバルトインベントリ−の低
下に有効に使用できる希望を生じた。

試験リグ中で、原子炉運転開始または運転停止に対する
接近に対して普通のように調整された冷却水の化学的条
件、すなわち２０００ｐｐｍ（百方分率）のホウ素濃度
および０．１　ｐｐｍ未満のリチウムで、並びにヒドラ
ジンの添加または窒素過圧の準備により水素過圧なくし
かしｔｐｐｂ　　（ｔｏ億分率）またはそれ未満に保た
れた溶解酸素で、初期実験において冷却水中の最大コバ
ルト濃度が１２０〜１４０℃の範囲内の温度で得られた
ことが認められた。ホウ素濃度を４０００ｐｐｍに倍に
すると最適温度が約１００℃に低下されるが、しかしコ
バルトの最大濃度が有意に変化しないことが認められ、
それは約ｓ　Ｔ）Ｉｌｂで保たれた。これは正規運転中
のＰＷＲの一次冷却水中に見出されるコバル１−の５０
０〜１０００倍大であることが認められ、これから実際
の装置において（冷却水精製装置のない試験リグと対照
して）低温状況の期間の間そのような装置を通る冷却水
の流路変更が冷却水からのコバルトの捕捉および除去の
有利に高い速度を生ずることを考えることができ；この
低温状況の持続が長いほど除去されるコバルトの量が大
きいと予期することができ、しかし、もちろん最大有効
持続期間は通常同時に原子炉でまたはその付近で行なわ
れる他の運転の要件により制限されるであろう。

上記結果は、ホウ素添加冷却水を約１５０〜１００℃以
下の範囲内の温度で長期間試験リグに循環することを含
む試験により得られた。これらの試験が終った後、冷却
水温度を３００℃にあげ、ホウ素およびリチウム濃度を
それぞれ１２００ｐｐｍおよび２．２　ｐｐｍに調整し
、水素過圧を与えた。意外にも、可溶性コバルト濃度が
約５ｏｏｐｐｔで安定化された高い水準で保たれた。こ
れは低温処理の前幾月もの間リグ中に認められ、実際の
ＰＷＲ−次回路冷却材中で一様に認められた５〜１０ｐ
ρｔの正規濃度に相当する５〜１０ｐｐＬの正規可溶性
コバルＨｍ度と対照をなす。従って、低温度処理が動力
炉冷却水中に３００℃で通常存在する濃度の５０〜１０
０倍の高い可溶性コバルＨａ度を生じたことになり、ま
たリグが通常の冷却水精製装置を装備されたかまたはそ
のような装置を装備した実際の原子炉の場合に、低温処
理後正規原子炉条件へ復４Ｍする間およびその後それを
通る冷却水の流路変更が冷却材回路からのコバルトの一
層高い除去を生じたことになると思われる。

次いでその後の研究が、試験リグ中の冷却水の循環を正
規原子炉運転に相当する一定の化学および温度条件下に
数ケ月にわたって続けること、可溶性コバルト８度が非
常に徐々に低下したことを示した。上記環境におけるコ
バルト濃度のこの持続性上昇の説明は、そのような比較
的高い濃度で可溶性コバルトが通常冷却水により接触さ
れる表面上の酸化物フィルムにより速やかに捕捉され、
従ってコバルト濃度が速やかに低下するが、酸化物フィ
ルムのこの取得性挙動が、それに行なった処理すなわち
原子炉運転の間のそれぞれの運転停止条件で、原子炉の
正規運転条件の間に与えられるより高いホウ素含量で得
られる間の中間の温度における冷却水に対する時間中の
暴露により抑制されることであると思われる。原子炉−
次冷却材回路の炉外要素中の酸化物フィルムが同様の処
理により抑制されれば、゛原子炉の次の正規運転（正常
状態における冷却材精製装置を通る一次冷却水の一部の
循環を含む）の間に、天然コバルトおよび冷却水不純物
の中性子照射により炉心中で生じた放射性コバルトが炉
外酸化物フィルムにより非常に少ない程度に取得され、
他の場合より非常に大きい程度に精製装置により除去さ
れるのに有効に残留することになる。単に例示すると、
ＰＷＲの一次冷却材回路中の冷却水中の可溶性コバルト
濃度が精製装置のイオン交換精製層を通る２０トン／時
の流量で５００ｐｐｔに高められると、コバルト２４ｇ
が動力炉運転１００日間を通じて除去されるであろう。

同様の試験リグ中で行なった他の試験で得られた結果は
先に得られた結果と細部に説明されない差異を示すが、
しかし−船釣関係において同一効果を示す。この後の試
験において、１２０℃で、ホウ素４０００ｐｐｍを含む
水をリグに２日間循環し、その後２００ｐｐｂに近ずく
非常に高い溶解コバルト水準が測定された。リグ中へ循
環する水の温度およびホウ素含量を次に正規ＰＷＲ運転
に相当するように調整したとき、可溶性コバルト濃度は
１５０ｐｐｔに、次いで３〜４日の期間にわたり５ｏｐ
ｐｔに低下した。従って、先の結果と比較して非常に実
質的に高い最大コバルト５度が、次いで非常に短期間に
わたり非常に急に降下し；しかし最終コバルト濃度４度
は、冷却水およびそれに接触する酸化物で覆われた表面
を低温高ホウ素処理にかけなくてもなお正規原子炉運転
条件下に見出される濃度より５〜１０倍大きい。高溶解
コバルト水準が冷却水精製装置によるコバルトの高い除
去を生ずる実際のＰＷＲ中に低温高ホウ素処理に対する
類似の応答が得られたならば、処理中およびその後の期
間にわたり統合されたコバルトの全除去が２００ｇのコ
バルトにまでなることができよつＯ 上記試験における高溶解コバルト水率の原因となるコバ
ルトの唯一つの可能源は水にさらされたリグ内面を覆う
酸化物フィルムであって、二次イオン質量分光（ＳＩＭ
ｓ）分析の技術を用いる他の研究室調査は本発明の基礎
を形成する低温高木つ酸処理が実際に試験リグおよびＰ
ＷＲの一次冷却材回路の両方の水暴露内面上に確立され
た酸化物フィルムからコバルト、ニッケルおよび鉄の高
い溶解を生ずることを確認した。これらのカチオンの熔
解が酸化物の最外側層に限られず、数百ナノメートルの
深さまで続く。クロムが溶解されないので残留酸化物は
そのクロム対コバルト、クロム対ニッケルおよびクロム
対鉄比の増大を示し；これは試験リグ中のコバルトだけ
でなくニッケルおよび鉄の可溶性水準がすべて低温ホウ
酸処理を行なった後に、前より非常に高かった所見と一
致する。残留酸化物フィルムはそれからのコバルト、ニ
ッケルおよび鉄のそのように増加した溶解後、不安定状
態にあり、それから標準物理化学的冷却材条件が回復す
ると、それがコバルト、ニッケルおよび鉄を再び吸収す
ることにより再び確立される傾向がある。しかし、その
ような再吸収が比較的遅いことが認められ；それはその
消耗の間にフィルムの形態に生ずる変化により抑制され
ると思われる。従って、比較的高い溶解コバルト水率が
低温処理の終った後かなりの期間持続し、原子炉の冷却
本積′Ｍ装置によるコバルトの除去を原子炉の正規運転
の間相応して長い期間有用速度で継続させる。

従って要約すると、本発明は水冷原子炉の一次冷却材回
路中、そのような回路の炉外要素の、冷却材中に溶解し
たおよびそれにより運ばれる金属不純物の原子炉炉心内
の照射により生ずる放射性核種による汚染を抑制または
低下する方法であって、そのような放射性核種またはそ
れらの前駆体の、冷却材の正規の運転温度およびホウ酸
濃度における原子炉の正規運転間に冷却材回路に関連す
る精製装置に通す冷却材の一部の連ＶＣ流路変更による
冷却材からの連続的除去を与える段階、間欠的に（原子
炉のそのような正規運転の期間間）または初期（試運転
中）の低下させた冷却材の温度および高めたホウ酸濃度
により原子炉のコバルト吸収性を低下する段階、並びに
その低温および高ホウ酸濃度で、原子炉の正規運転を再
開する前の延長時間の間前記炉外要素を通す冷却材の循
環を維持する段階を含む方法を提供する。

正規運転の間一次冷却水がサイクルの初めに１２００ｐ
ｐｍの近くのホウ酸濃度を有し、３２０°Ｃに近い温度
で原子炉炉心を出る少くともＰＷＲの場合に、本発明の
方法の実施において冷却材温度ヲ１００〜１５０℃の範
囲に低下し、そのホウ酸濃度を２０００ｐｐｍ以上に増
加し、原子炉の運転に対する他の基準に矛盾しなければ
これらの条件を、好ましくは１２時間以上の時間維持す
ることが好ましい。４０００ｐｐｍのホウ酸濃度は前に
示され、より高い水準例えば６０００ｐｐｍまでの使用
を意図できることが理解されよう。

便宜かつ有利には、本発明による方法はホ・７ト殿能試
運転（ｈｏｔ　ｆｕｎｃｔｉｏｎａｌ　ｃｏｍｍｉｓｓ
ｉｏｎｉｎｇ　）期間（これはホウ酸注入系が準備され
ているときである）の終りに向けてコバルトの活性化が
起こる前に、あるいは保守または他の目的に対する原子
炉の通常または他の必要な運転停止と関連して、行なう
ことができる。ＰＷＨの正規運転停止または運転開始の
間、−次冷却材は通常１時間以内に１２０〜１４０℃の
温度範囲を通過し、それは本発明が与えることができる
汚染−抑制を有意な程度に生ずるのに不十分である。し
かし、本発明の方法は実際に原子炉の運転停止に近ずく
間または次の運転開始の間に、プロセス中の「保持」を
与える、すなわち冷却材温度およびホウＭ？ａ度がそれ
らそれぞれの適当な範囲内に保持される期間を適当な長
さに計画的に延長することにより行なうことができる。

本発明の方法による処理により生ずる一次冷却材回路の
炉外要素内の酸化物フィルムのコバルトおよび他の放射
性不純物に対する性向の抑制および原子炉の正規運転が
再開された後のその抑制の持続は、そのような再開され
た正規運転の間冷却材回路の炉外要素内の酸化物フィル
ムによる代りに連続的に運転されるすｎ製糸により捕捉
される照射誘発放射性不純物の割合が非常に増加するこ
と、および相応してそのような炉外要素が放射性に汚染
されるようになる速度およびそれらの平衡汚染水準が非
常に低下されることを意味する。抑制効果の持続のため
に、精製装置による汚染またはその源の改良された優先
的除去が原子炉の正規運転の長期間にわたり有効に保持
され、原子炉の次の運転停止（吸収抑制効果が本発明に
よる方法の以後の適用により高められるとき）まで大い
によく持続できる。

本発明の方法により達成できる炉外冷却材回路要素の低
下した汚染、および生ずる低職業線量、厳格な制限の少
ない人の接近、従って容易な保守に関する利益は本発明
の方法による同時処理を組込むための原子炉運転停止ま
たは運転開始の達成における遅延のコストおよび不便よ
りも容易にまさると思われる。

Claims (8)

【特許請求の範囲】
1. （１）加圧軽水冷却原子炉の、ホウ酸含量を有する軽水
   を含む一次冷却材回路の炉外要素の、循環冷却水中に溶
   解したおよびそれにより運ばれる金属不純物の照射によ
   り原子炉の炉心内で生じた放射性核種による放射性汚染
   を抑制または低下する方法であって、冷却水の正規運転
   温度およびホウ酸濃度における原子炉の正規運転の間に
   冷却水の一部を連続的に流路変更して一次冷却材回路に
   関連する冷却水精製装置に通すことにより冷却水から発
   生されたそのような不純物および放射性核種の連続除去
   を与える段階、および原子炉のそのような正規運転の期
   間の前に冷却水を低温および高ホウ酸濃度で、原子炉の
   次の正規運転の前およびその間に前記放射性核種に対す
   るそのような要素の性向を低下させる十分な延長時間の
   間循環し、それにより冷却水精製装置のそのような次の
   正規運転の間のそのような放射性核種の除去における相
   対的有効性を高める段階を含む方法。
2. （２）冷却水の一部を連続的に流路変更して精製装置に
   通し、同時にその間それを低温および高ホウ酸濃度で延
   長時間の間循環させる段階を含む、請求項（１）記載の
   方法。
3. （３）原子炉の初期試運転の間、燃料供給前および第１
   期正規運転の前に行なわれ、それにより冷却水からの不
   純物の除去をその照射が原子炉中で生ずる前に達成する
   、請求項（２）記載の方法。
4. （４）冷却水が正規より低い温度および高いホウ酸濃度
   で循環される延長期間が原子炉の正規運転の２連続期間
   の間の期間である、請求項（１）または（２）記載の方
   法。
5. （５）延長期間が正規原子炉運転の期間後原子炉の運転
   停止に、または運転停止状態から正規運転に接近する間
   に、そのような接近中の期間を適当な長さに計画的に延
   長することにより達成され、その間冷却水の温度および
   ホウ酸濃度が正規原子炉運転に関係するものよりそれぞ
   れ低いおよび高い適当な範囲内に維持される、請求項（
   ４）記載の方法。
6. （６）正規運転の間一次冷却水が少くとも３００℃に加
   熱され、１２００ｐｐｍ以上のホウ素含量に相当するホ
   ウ酸濃度で維持される原子炉に適用され、延長期間中、
   冷却材温度が約１４０〜１００℃の範囲内の低い値で維
   持され、ホウ酸濃度が約２０００〜６０００ｐｐｍの範
   囲内のホウ素含量に相当する高い水準で維持される、請
   求項（１）〜（５）のいずれか一項に記載の方法。
7. （７）延長期間の持続が少くとも１２時間である、請求
   項（１）〜（６）のいずれか一項に記載の方法。
8. （８）延長期間の持続が少くとも２日である、請求項（
   ７）記載の方法。