JPH03128497A

JPH03128497A - 原子炉冷却材中への鉄クラッド供給方法

Info

Publication number: JPH03128497A
Application number: JP1017288A
Authority: JP
Inventors: Yutaka Uruma; 裕閏間; Takao Baba; 馬場　隆男
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1989-01-26
Filing date: 1989-01-26
Publication date: 1991-05-31

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】［発明の目的］（産業上の利用分野）本発明は、沸騰水型原子力プラントの原子炉冷却材中へ
鉄クラッドを供給する方法に関する。

（従来の技術）近年、沸騰水型原子力プラントにおいては、各系統の接
液部に耐食性の高い金属材料を採用し、従来に較べて腐
蝕生成物の発生を大幅に低減させ、給水系における鉄ク
ラッド濃度を極低濃度（１ｐｐｂ以下）とすることので
きるいわゆる低クラッドプラントが開発されている。し
かしながら、このような低クラッドブラントでは、鉄ク
ラッド濃度が低いために次のような問題もある。

すなわち、一般に、沸騰水型原子力プラントの運転開始
時には、ステンレス製の給水ヒータ等の初期腐食によっ
てニッケルイオンが溶出し、給水系から炉水系へと持ち
込まれる。従来のプラントでは、給水系における鉄クラ
ッド濃度が高いので、これらの鉄クラッドが発生したニ
ッケルイオンと反応し、ニッケルスピネル等の複合酸化
物を生成し、これらの酸化物は燃料被覆管の表面におい
て沸騰濃縮現象によって固定される。また、炉内で発生
した、イオン性放射能（主にＣｏ−５８、Ｃｏ−［ｉｏ
　）もニッケルイオンとほぼ同様に移行し、大部分は酸
化物として燃料表面上に固定される。

ところが、上述した低クラッドブラントでは、発生した
ニッケルイオンと反応するに充分な鉄クラッドがプラン
トの運転開始前後の時期には存在せず、鉄クラッドが不
足する環境にある。そのため、過剰なニッケルイオンは
、炉水中に残留し、濃縮により濃度が高まる（最大で、
数１）Ｉ）ｂとなることが報告され−ている）。

また、イオン性放射能もこの時期に炉水中濃度が非常に
高くなる。これは、発生した放射能が全量酸化物として
燃料被覆管に固定され得ず、炉水中にイオンとして残留
するからである。炉水中のイオン性放射能は一次系の接
液部の配管材料の腐食に伴って生成される腐食皮膜に取
り込まれるが、放射能濃度が高いと皮膜中に取り込まれ
る放射能量が多くなり、その結果、配管表面における放
射線量率（配管線量率）が高まる。さらに、配管線量率
が高まると、プラントの作業環境中における空間線量が
高くなり、各種作業員の被曝線量（マンレム）を高める
こととなる。

このため、低クラッドプラントでは、運転開始前後の時
期に発生するニッケルイオンを複合酸化物として燃料表
面に固定させるため、不足する鉄クラッドを計画的に一
次系に導入し、炉水放射能濃度上昇の抑制を図る水質管
理を行っている。

鉄クラッドを一次系に導入するための具体的な方法とし
ては、復水前置ろ過器（ＣＦ）のバイパス運転、および
、模擬鉄クラッドの注入の２種類の方法があるが、以下
、まず復水前置ろ過器のバイパス運転から説明する。

第２図に示すように、低クラッド沸騰水型原子力プラン
トでは、原子炉１内で発生し、高圧タービン２、低圧タ
ービン３で仕事をした蒸気を、復水器４で凝縮させ、こ
の復水を、復水前置ろ過器５と復水脱塩器（ＣＤ）６の
２システムで浄化し、しかる後、給水加熱器７を経由し
て再び原子炉１に循環させている。

また、復水前置ろ過器５には、バイパス経路８が設けら
れており、このバイパス経路８によって復水を全部、も
しくは一部バイパスすることにより、復水脱塩器６にク
ラッド負荷をかける。復水脱塩器６は本来、イオン性の
不純物を除去するために設置されたものであるので、ク
ラッドは一部復水脱塩器６を通り抜けることとなる。す
なわち、意図的に鉄クラッドの浄化能力を低下させて、
系統中の鉄クラッド濃度を高める方法である。

第３図のグラフは、実際のプラントにおいて、復水前置
ろ過器５のバイパス運転によって炉水中のイオン性放射
能の１つであるＣｏ−５８の放射能濃度が大幅に減少し
たデータ例を示すものである。

このグラフに示されるように、２つのプラントでは、連
間直後からＣｏ−５８の濃度が次第に高まり、約１．５
　Ｘ　ｔｏ−”μＣ１／ｍｌまで上昇した。２つのプラ
ントでは、その時点で復水前置ろ過器５のバイパス運転
を開始したので、放射能濃度は、その直後から激減し安
定した。これは、復水前置ろ過器５をバイパスしたこと
によって系統に持ち込まれた鉄クラッドが炉水まで到達
し炉水中のイオン成分と複合酸化物を生成し、燃料棒表
面における沸騰濃縮現象により、被覆管に固定されたこ
とによる。

しかしながら、この方法では、復水前置ろ過器５のバイ
パスによって復水脱塩器６にクラッド負荷をかけるため
復水脱塩器６低汚染される。復水脱塩器６を浄化するに
は復水脱塩器６を構成するイオン交換樹脂の逆洗、再生
を必要とし、それによって発生する廃棄物やその手間は
膨大である。

また、復水脱塩器６は数基あるがその間の流量バランス
が崩れるなど、復水前置ろ過器５のバイパス運転による
２次的な障害も報告されている。さらに、復水脱塩器６
をリークする鉄クラッドを利用するため、濃度のコント
ロールが難しいなどの問題がある。

一方、プラントで自然発生する鉄クラッドの代用として
、系外で発生させた鉄クラッド（模擬クラッド）を注入
する方法では、復水脱塩器６の下流側に接続された鉄注
入装置１０により、鉄クラッドを発生させ、それを注入
する。

第４図は、鉄注入装置１０の一例を示すもので、この鉄
注入装置では、ＭＵＷＰ　（プラントで純水ラインを意
味する）から導入した純水を、ます脱気器１１で脱気し
、この後、炭酸ガス容器１２内に導入し、炭酸ガス容器
１２内で脱気した純水中に炭酸ガス（Ｃｏ２）を吹き込
む。これは、純水中では電解電圧が高くなる（電気が流
れにくい）ため、炭酸ガスを吹き込んで炭酸イオンを発
生させ、電気を流れやすくするためである。次に、炭酸
ガスを含んだ水は電解槽１３に送られ、ここで炭素鋼の
電気分解によって鉄イオンを発生させる。

そして、発生した鉄イオンはその下流側のクラッド熟成
槽１４に送られ、空気の吹き込みにより酸化され粒子化
（クラッド化）される。そして、鉄クラッドを含んだ水
はポンプ１５で系統へ注入される。なお、鉄イオンをそ
のまま系統へ注入すると、注入点から注入目標点（原子
炉水）までの各配管に付むしてしまうので、発生した鉄
イオンをクラッド化する。

このような方法では、電解槽１３に加えてクラッド熟成
槽１４を必要とする大型な鉄注入装置１０を原子力プラ
ント内に設置しなければならない。

また、このような鉄注入装置１０は煩雑なメンテナンス
および管理（鉄クラッド発生量の常時監視や電極の保守
、調整、交換等）を必要とするが、原子力プラント内と
いう特異性からそのトラブルは極力防止すべきであり、
また、発生時でも直ちに対応できる体制をとる必要があ
った。

（発明が解決しようとする課題）上述したように、従来の原子炉冷却材中への鉄クラッド
供給方法では、沸騰水型原子力プラント内における鉄ク
ラッド注入にかかわるトラブルおよび作業量が多いとい
う問題と、所望量の鉄クラッドの安定供給が困難である
という問題があった。

本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、沸騰水型原子力プラント内における鉄クラッド注入に
かかわるトラブルおよび作業量を従来に較べて大幅に減
少させることができるとともに、原子炉冷却材中へ所望
２の鉄クラッドを安定に供給することのできる原子炉冷
却材中への鉄クラッド供給方法を提供しようとするもの
である。

［発明の構成コ（課題を解決するための手段）すなわち、本発明は、沸騰水型原子力プラントの原子炉
冷却材中へ鉄クラッドを供給するにあたり、前記沸騰水
型原子力プラントの外部で鉄クラッドを製造、濃縮し、
この後濃縮した鉄クラッドを前記沸騰水型原子力プラン
トへ搬送し、稀釈して前記原子炉冷却材中へ供給するこ
とを特徴とする。

（作用）上記構成の本発明の原子炉冷却材中への鉄クラッド供給
方法では、沸騰水型原子力プラント内に設置する装置を
従来に較べて小型化することができるとともに、それに
伴うトラブルや作業−を大幅に減少させることができる
。また、鉄クラッドはプラントへの運搬前に検定を行い
、その鉄クラッドとしての鉄量を正確に定量、かつその
特性について充分に調査しておけば、原子炉冷却材中へ
所望量の鉄クラッドを安定に供給することができる。

（実施例）以下、本発明の詳細を図面を参照して実施例について説
明する。

第１図は、低クラッド沸騰水型原子力プラントの構成を
示すもので、図において符号１は沸騰水型原子炉を示し
ている。この沸騰水型原子炉１内で発生し、高圧タービ
ン２、低圧タービン３で仕事をした蒸気は、復水器４で
凝縮され復水となる。

そして、この復水は、復水前置ろ過器５と復水脱塩器６
の２システムで浄化され、しかる後、給水加熱器７を経
由して再び縄騰水型原子炉１に循環されるよう構成され
ている。

また、復水脱塩器６の下流側には、鉄クラッド注入ポン
プ３１を介して、鉄クラッドの沈澱を防止するための攪
拌機構３２を備えた鉄クラッド貯蔵タンク３３が接続さ
れている。

そして、この実施例方法では沸騰水型原子力プラントの
外部で、たとえば第４図に示したような装置によって鉄
クラッドを製造し、濃縮した後、沸騰水型原子力プラン
ト内に搬送し、稀釈用の水（純水）とともに鉄クラッド
貯蔵タンク３３内に収容し、攪拌機構３２で攪拌しなが
ら鉄クラッド注入ポンプ３１により原子炉冷却材中へ注
入する。

すなわち、この実施例方法によれば、第４図に示したよ
うな従来の鉄注入装置１０における電解鉄発生部を鉄性
入部と分離し、沸騰水型原子力プラント内では鉄注入の
みを実施する。したがって沸騰水型原子力プラントに設
置する装置は、基本的には鉄クラッド貯蔵タンク３３と
鉄クラッド注入ポンプ３１のみて構成されるので、沸騰
水型原子力プラント内における鉄クラッド注入にかかわ
るトラブルおよび作業量を従来に較べて大幅に減少させ
ることができる。また、鉄クラッドはプラントへの運搬
前に検定を行い、そのクラッドとしての鉄量を正確に定
ユ、かつその特性について充分に調査しておけば、所望
；の鉄クラッドを安定に供給することができる。

［発明の効果］以上説明したように、本発明の原子炉冷却材中への鉄ク
ラッド供給方法では、沸騰水型原子力プラント内におけ
る鉄クラッド注入にかかわるトラブルおよび作業量を従
来に較べて大幅に減少させることができるとともに、原
子炉冷却材中へ所望量の鉄クラッドを安定に供給するこ
とができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例方法を説明するための沸騰水
型原子力プラントの概略構成を示す図、第２図は従来方
法を説明するための沸騰水型原子力プラントの概略構成
を示す図、第３図はＣｏ−５８の放射能濃度の変化を示
すグラフ、第４図は従来の鉄注入装置の一例の構成を示
す図である。１・・・・・・・・・・・・沸騰水型原子炉２・・・・
・・・・・・・・高圧タービン３・・・・・・・・・・
・・低圧タービン４・・・・・・・・・・・・復水器５・・・・・・・・・・・・復水前置ろ過器（ＣＦ）６
・・・・・・・・・・・・復水脱塩器（ＣＤ）７・・・
・・・・・・・・・給水加熱器３１・・・・・・・・・
鉄クラッド注入ポンプ３２・・・・・・・・・攪拌機構

Claims

【特許請求の範囲】

（１）沸騰水型原子力プラントの原子炉冷却材中へ鉄ク
ラッドを供給するにあたり、前記沸騰水型原子力プラントの外部で鉄クラッドを製造
、濃縮し、この後濃縮した鉄クラッドを前記沸騰水型原
子力プラントへ搬送し、稀釈して前記原子炉冷却材中へ
供給することを特徴とする原子炉冷却材中への鉄クラッ
ド供給方法。