JPH03267797A - 原子炉停止法 - 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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉の停止方法に関するものであり、特に
、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系配管の配管表面
線量率を低減させる原子炉停止法に関する。

〔従来の技術〕

原子力発電プラントの一次冷却水が接する配管・機器等
の接水表面には、放射性物質を含む酸化皮膜が形成され
、配管表面線量率を高とる原因となっている。特に、原
子炉水再循環系及び原子炉水浄化系配管の配管表面線量
率が高くなると、原子炉を停止し年１回程度行われる定
期点検時に、作業員が受ける放射線量（被爆放射線量）
の上昇をもたらし、その低減が重要な課題である。

この配管表面線量率には、定常出力運転時の一次冷却水
の放射能濃度のほかにも、定期点検直前の原子炉停止操
作が大きく影響する。これは、原子炉停止操作に伴う急
激な炉圧及び温度の変化が、燃料被覆管表面に付着して
いる、放射性物質を多量に含むクラッドの剥離、及び放
射性イオンの溶解を促進するためである。

特に、急激な炉圧の低下は、バブル（気泡）の発生とバ
ブル体積の増加による燃料被覆管表面の付着クラッドの
剥離を促進する。燃料被覆管表面の付着クラッドの剥離
により発生した放射能は、原子炉水再循環系及び原子炉
水浄化系配管の接水表面に付着し、配管表面線量率の上
昇をもたらす。燃料被覆管表面の付着クラッドは、配管
材料等の腐食により、一次冷却水中に含まれるクラッド
（主に鉄の酸化物及び水酸化物）と金属イオンが付着・
析出したものであり、配管表面に形成された酸化皮膜に
比べると剥離しやすい。

日本原子力学会「昭６３秋の大会」要旨集、Ｊ１８．第
■分冊第１４２頁（１９８８）によると、原子炉停止時
に燃料棒近傍でのボイド上昇速度を抑える操作を行うこ
とで、燃料被覆管表面の付着クラッドの剥離を抑制でき
るとしている。同文献では、炉水温度降下速度を１５℃
／ｈｒ以下と低く一定とする方法、及び上記方法に加え
て炉圧を５０　ｋｇ　／　ｃｍ’で３時間保持する方法
、の二種類の原子炉停止法が示されている。

後者の方法では、燃料被覆管表面の付着クラッドの剥離
に伴う６０Ｃｏ放射能の発生量が、５Ｃｉから２Ｃｉま
で低減できたことが示されている。

しかし、依然として原子炉停止操作によって放射能が上
昇し、そのことは配管表面線量率を定常出力運転時より
も、上昇させてしまうという問題が残る。定期点検時に
配管表面線量率を、定常出力運転時と同等またはそれ以
下にするためには、既に配管表面に形成されている放射
性物質を含む酸化皮膜から、放射性物質を原子炉停止操
作にともない除去する必要がある。

〔発明が解決しようとする課題〕

上記従来技術は、燃料被覆管表面の付着クラッドの剥離
を抑制することにはある程度の効果をもつが、原子炉停
止操作にともない既に配管表面に形成されている放射性
物質を含む酸化皮膜から、放射性物質を除去することは
考慮されていない。

本発明は、原子炉停止操作にともない、燃料被覆管表面
の付着クラッドの剥離を抑制するとともに、原子炉水再
循環系及び原子炉水浄化系配管の接水表面に形成されて
いる、放射性物質を除去することを目的としており、さ
らには配管表面線量率を従来より低減することで、定期
点検時の作業員が受ける放射線量を低減することを目的
とする。

〔課題を解決するための手段〕

上記目的を達成するた島に、本発明では、原子炉停止操
作において、一次冷却水が冷却される前に、水素ガス、
錯化剤又は還元剤の少なくとも１つを一次冷却水中に注
入し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去す
ることを特徴とする原子炉停止法とし、また、原子炉停
止操作において、原子炉内の圧力をその炉水温度での飽
和蒸気圧よりも高く維持すると共に、水素ガス、錯化剤
又は還元剤の少なくとも１つを一次冷却水中に注入し、
溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去すること
を特徴とする原子炉停止法とし、また、原子炉停止操作
において、出力を低下させ原子炉水温度が８０℃以下の
温度になるまでの間に、一次冷却水を還元雰囲気に少な
くても１時間以上維持し、溶解した放射性物質を原子炉
水浄化装置で除去することを特徴とする原子炉停止法と
し、更に、原子炉停止操作において、出力を低下させ原
子炉水温度が８０℃以下の温度になるまでの間に、原子
炉内の水素ガス分圧を少なくても１時間以上の間０．１
　ｋｇ　／　ｃｔｎ２以上にし、溶解した放射性物質を
原子炉水浄化装置で除去することを特徴とする原子炉停
止法としたものである。

上記のように、本発明は、原子炉停止操作において、原
子炉内の圧力をその炉水温度での飽和蒸気圧よりも高く
維持し、炉水の沸騰を抑えることで、燃料被覆管表面に
付着しているクラッドの剥離を抑制するとともに、水素
ガスまたは錯化剤または還元剤の少なくても１つを一次
冷却水中に注入し、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化
系配管の接水表面に形成された放射性物質を含む酸化皮
膜の溶解を促進し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化
装置で除去し、配管表面線量率を低減させる原子炉停止
方法である。

更に、好適な本発明の態様は、原子炉停止操作において
、原子炉内の圧力を少なくても３時間以上その炉水温度
での飽和蒸気圧よりも高く維持し、かつ一次冷却水温度
を２００℃以上に３時間以上保持し、水素ガスを一次冷
却水中に注入すると共に、２００℃以下では炉水冷却速
度を３０℃／ｈｒ以下とするとともに錯化剤または還元
剤の少なくても一方を一次冷却水中に注入し、原子炉水
再循環系及び原子炉水浄化系配管及び機器の接水表面に
形成された放射性物質を含む酸化皮膜の溶解を促進し、
溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去し配管表
面線量率を低減させる原子炉停止法である。

本発明において、錯化剤としては、具体的には例えば、
エチレンジアミン四酢！　（ＥＤＴＡと略称される）　
アセチルアセトン、ジチゾン、２．２′−ジピリジル、
エチレンジアミン、８−ヒドロキシキノリン、１．１０
−フェナントロリン、Ｎ、Ｎ’−ジ（２−アミノエチル
）エチレンジアミン、（Ｔｒｉｅｎと略称される）　、
２．２′・２＝−）リアミノトリエチルアミン（Ｔｒｅ
ｎ１１！：Ｑ称される）　シアン化物、しゅう酸塩、オ
キシ酸塩、アミノ酸塩、ピコリン酸塩等のうちから選択
され、また、還元剤としては、具体的には例えば、クロ
ム三価イオン、バナジウム三価イオン、銅一価イオン、
鉄二価イオン、チタン三価イオン、ニオブ三価イオン、
モリブデン三価イオン、モリブデン四価イオンのうちか
ら選択される。

更に、本発明においては、一次冷却水の流通する配管又
は装置と、一次冷却水との間に電圧を印加して通電する
ことにより、冷却水を還元雰囲気にでき、酸化皮膜の溶
解を促進することができる。

〔作　用〕

燃料被覆管表面に付着しているクラッドの剥離を抑制す
るためには、バブル（気泡）の発生を抑えることが最も
効果的である。原子炉停止時には、炉圧の低下によりバ
ブルが発生しやすい上、発生するバブルは温度低下に伴
う圧力の低下で体積が膨張し、炉水中の上昇速度が大幅
に増大する。バブルの上昇速度の増加は、燃料被覆管表
面付近の炉水の流れを乱すと共に燃料被覆管表面との剪
断力を増し、その表面の付着クラッドの剥離を促進する
。

本発明は、原子炉停止操作により原子炉圧及び炉水温度
を低下させる間に、炉圧をその炉水温度における飽和蒸
気圧よりも高く維持することで、バブルの発生を抑制す
る作用を有する。

炉圧を飽和蒸気圧よりも高く保持する時間は、理想的に
は原子炉停止操作開始から、飽和蒸気圧が大気圧以下に
なる炉水温度１００℃以下までが望ましい。もちろん、
その保持時間は短時間でもそれに見合った効果を発揮す
るが、飽和蒸気圧まで炉圧を低下する際に、バブルの発
生を加速するマイナス因子があることから、少なくとも
３時間以上は炉圧を飽和蒸気圧以上に保持する必要があ
る。また、単位時間当たりのバブルの発生量（バブル発
生速度）を低く抑えるためには、炉圧の低下速度をでき
るかぎり低くすることが望ましい。

さらに本発明は、原子炉停止操作に伴って、原子炉水再
循環系及び原子炉水浄化系配管表面に形成された放射性
酸化皮膜を選択的に溶解し、溶解した放射性イオンを原
子炉水浄化装置で除去することで、配管表面線量率を低
減する作用を有する。放射能の源である燃料被覆管表面
の付着クラッドの溶解をできるだけ促進せずに、原子炉
水再循環系及び原子炉水浄化系配管表面の酸化皮膜の溶
解を選択的に促進するためには、付着クラッド及び酸化
皮膜の結晶形態（化学形態）の違いに基づく、溶解度（
溶解速度）の違いを活用できる一次冷却水の通境を形成
する。

一般に、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系の配管や
機器に形成される酸化皮膜は、マグネタイト　（Ｆｅ、
０４）とへマタイト　（αＦｅ２Ｄ３）に大別される。

放射性物質（例えば”ＣＯ＋　”Ｃｏ）は、これらマグ
ネタイトやヘマタイトの結晶中に取り込まれるが、その
量は極微量なため溶解特性はマグネタイトやヘマタイト
の溶解によって決まる。これら酸化物の純水中での溶解
は、次の反応式によって表される。

ＦｅＪ４＋８８”＋　２ｅ−→３Ｆｅ”＋　４８２０　
　−　　（１）Ｆｅｚ０３＋６８”＋２ｅ−→２Ｆｅ”
＋３８２０　　−　　（２）すなわち、マグネタイト及
びヘマタイトの溶解は、プロトン（Ｈ“）と電子（ｅ−
）の供与をうける還元反応として進む。従って、一次冷
却水を還元雰囲気にする原子炉停止操作により、配管表
面の酸化皮膜の溶解を促進し配管表面線量率を低減する
ことができる。原子炉停止時に〔１）及び（２）式の還
元反応を促進するためには、上記のクロム二価イオン（
Ｃｒ”）、バナジウム二価イオン（■２＋）などの還元
剤、またはＥＤＴＡ、ピコリン酸などの錯化剤を一次冷
却水中に注入することで可能である。特に還元剤はその
効果が大きいが、Ｃｒ２＋やｖ２＋は、ｐｌ（＜　７で
はＶ”／Ｖ”、Ｃｒ３＋／Ｃｒ２＋の酸化還元電位が水
より卑なため、目的とする酸化皮膜ではなく溶媒である
水を還元してしまう。これを防止するた約には、錯化剤
も添加しキレート化、例えばＦｅ”／　Ｅ　Ｄ　Ｔ　Ａ
　。

Ｃｒ”／ビピリジル、ｖ２＋／ピコリン酸塩とすること
がさらに効果的である。

一方、燃料被覆管表面に付着しているクラッドは、近年
の二重の復水浄化装置を採用している沸騰水型原子炉で
は、９０％以上がニッケルフェライト（Ｎ＋ＦｅｚＬ）
である。このニッケルフェライトの溶解は次式で表され
る。

Ｎ＋ＦｅＪ＜　＋８８”　＋　２ｅ −Ｎｉ”　　＋　　２Ｆｅ”　　＋　　４）＋２０　　
−　　　（３）すなわち、ニッケルフェライトの溶解も
（１）弐及び（２）式と同様に還元反応である。従って
、還元剤または錯化剤の添加により、その溶解が加速さ
れる。しかし、ニッケルフェライトの溶解速度は、マグ
ネタイト及びヘマタイトのそれに比べるとはるかに小さ
い。一般にこれらの溶解速度は次式のようになる。

ＦｅＪ、＞　　ａ−Ｆｅ＊Ｇｓ＞　　Ｎ１Ｐｅｘ０４　
　−・・　　（４）例えば、Ｅ　Ｄ　Ｔ　Ａ　Ｏ，１ｍ
ｏｌ／　１．６０℃、ｐＨ＝５の溶液中では、ニッケル
フェライトの溶解速度を１とすると、ヘマタイトは７５
、マグネタイトでは１００となる。従って、燃料被覆管
表面に付着したクラッドをほとんど溶解させずに、原子
炉水再循環系及び原子炉水浄化系の配管や機器表面の酸
化皮膜の溶解を大幅に促進し、配管表面線量率を低減す
ることが可能となる。

また、一次冷却水を還元雰囲気にしく１）及び〔２〕式
の反応を促進する別の方法としては、配管または機器を
カソードとし、一次冷却水中にアノードを配置し、電圧
を印加し通電することで、配管表面等の酸化皮膜をカソ
ード分極させて溶解させる方法がある。溶解したＦｅ’
＋等をＦｅ　２　＋　／ＥＤＴＡなどのキレート化する
ために、錯化剤を一次冷却水中に注入させて通電するの
がさらに効果的である。

ほかに、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系の配管や
、機器表面の酸化皮膜の溶解を促進する方法としては、
一次冷却水中に水素ガスを注入する方法がある。後述の
実施例として詳述するが、水素ガスを水中に圧入させる
ことで還元雰囲気を形成し、還元反応である酸化皮膜の
溶解を促進することができる。第１０図に示すように、
水素ガス圧入の溶解促進効果は高温はど大きく、２００
℃では約４倍となる。

〔実施例〕

以下に本発明の実施例について詳述する。

実施例１ 本実施例は、原子炉停止操作にともなって、水素ガス、
錯化剤または還元剤を一次冷却水中に注入し、原子炉水
再循環系及び原子炉水浄化系の配管や機器表面の酸化皮
膜の溶解を促進する実施例である。

第１図は、水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置を
有する沸騰水型原子力発電プラントの一次冷却水循環系
統を示す模式図である。原子炉１で発生した蒸気はター
ビン２を回転させる仕事を行った後、復水器３にふいて
凝縮し復水となる。この復水は、復水ポンプ４によって
復水ろ過器５へ送られ、さらに復水脱塩器６を通過する
ことにより、その中に含まれる鉄クラツドと不純物金属
イオンの除去が行われる。さらに給水ポンプ７により、
圧送され数段に配置された給水ヒーター８を通過するこ
とにより加熱され、原子炉１へと給水される。原子炉内
の炉水の一部は、原子炉水再循環系を流通し、再循環ポ
ンプ９により原子炉１との間で循環し、さらにその一部
は原子炉水浄化系へと導かれ、炉水浄化装置１０で浄化
された後、ＣＵＷポンプ１１によって原子炉１へと循環
する。

上記のような一次冷却水循環系統において、原子炉水再
循環系に水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置１２
を設置し、原子炉停止時に水素ガス、錯化剤または還元
剤を一次冷却水中に注入する。

水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置の設置位置は
、第２図のように原子炉水再循環系の再循環ポンプの下
流でもよく、また第３図、第４図及び第５図に示すよう
に、原子炉水浄化系の原子炉水浄化装置の上流、ＣＵＷ
ポンプの上流または下流でもよい。また第６図のように
、原子炉に直接注入してもよい。さらに第７図及び第８
図に示すように給水ヒーターの上流及び下流でもよい。

他に原子炉内に流入する一次冷却水循環系統であれば、
水素ガス、錯化剤または還元剤の注入装置はどこに配置
してもよい。

原子炉停止操作とともに、上記の水素ガス、錯化剤また
は還元剤の注入装置から、水素ガス、錯化剤または還元
剤が注入されたことにより、原子炉水再循環系及び原子
炉水浄化系の配管及び機器表面の酸化皮膜の溶解で発生
した放射性イオンは、原子炉水浄化装置１０で一次冷却
水から除去される。

実施例２ 原子炉停止時に一次冷却水を還元雰囲気にする方法の実
施例として、配管及び機器のカソード分極法を第９図に
示す。酸化皮膜を除去したい原子炉水再循環系または原
子炉水浄化系の配管１３に、それがカソードとなるよう
に直流電源１４を接続し、一次冷却水中にはγノード１
５を設置する。このアノードは、絶縁性で、かつ液の透
過を許す網状のゴムまたは合成樹脂で被覆された白金線
または炭素繊維のような不溶性のアノード材からなる。

原子炉停止操作とともに、配管１３の母材金属の自然電
位（腐食電位）より低い電位になるように直流電源１４
から直流電源を流す。そうすると、配管１３の母材は溶
解せずに、その内面の酸化皮膜のみが溶解する。酸化皮
膜の溶解で発生した放射性イオンは原子炉水浄化装置１
０で一次冷却水から除去される。

実施例３ 本発明に基づいて実験検討を行った実施例について説明
する。

第１０図は、オートクレーブ内の純水中にマグネタイ）
　（Ｆｅ３０４）板を入れ、水素ガスを圧入した場合と
しない場合の溶解速度（単位時間、単位Ｆｅ、Ｏ，表面
積当たりのＲｅイオンの溶解量）を測定したものである
。水素ガスの圧入量は、水素ガス分圧が５ｋｇ／ｃｍ２
となるようにした。

図からも明らかなように、水素ガスを圧入した場合（図
中○印）はしなかった場合（図中△印）に比べて、マグ
ネタイトの溶解速度が相当大きい。特に、２００℃以上
から定常出力運転時の炉水温度では、４〜１０倍程度水
素ガス圧入時の溶解速度は大きい。

第１１図は、オートクレーブ内の純水中にマグネタイ）
　（Ｆｅ３０−）板を入れ、さらに錯化剤ＥＤＴＡ−２
ＮＨ，を０．００２　ｍｏｌ／　１２の濃度になるよう
に入れ、溶解速度を測定した結果である。

２２０℃以下の温度では第１０図の純水中（図中△印）
に比べて、ＥＤＴＡを添加したことにより１００倍以上
も溶解速度が大きい。ところが、２２０℃以上の温度で
は、溶解速度は急激に小さくなる。これはＥＤＴＡが２
２０℃以上では分解してしまうためである。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉停止操作時に、原子炉内の圧力
をその炉水温度での飽和蒸気圧よりも高く維持し、炉水
の沸騰を抑えることで、燃料被覆管表面に付着している
クラッドの剥離を抑制するとともに、水素ガスまたは錯
化剤または還元剤の少なくとも１つを一次冷却水中に注
入し、原子炉水再循環系及び原子炉水浄化系配管の接木
表面に形成された放射性物質を含む酸化皮膜の溶解を促
進し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置で除去す
ることで、定期点検時の配管表面線量率を低減させるこ
とができる。

従って、原子力発電プラントの定期点検作業従事者の放
射線被爆量を大幅に低減することが可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の一例に用いる沸騰水型原子力発電プ
ラントの一次冷却水の系統図、第２図〜第８図は本発明
の一例に用いる水素ガス、錯化剤または還元剤の添加位
置を表す沸騰水型原子力発電プラントの一次冷却水の部
分系統図、第９図は本発明の一例に用いる原子炉水再循
環系及び原子炉水浄化系の配管の部分断面図、第１０図
は本発明に関する水素ガス圧入にあけるマグネタイトの
溶解速度を表すグラフ、第１１図は本発明に関するＥＤ
ＴＡ添加におけるマグネタイトの溶解速度を表すグラフ
である。 １：原子炉、２：タービン、３：復水器、４：復水ポン
プ、５：復水ろ過器、 ６：復水脱塩器、７二給水ポンプ、 ８：給水ヒーター　９：再循環ポンプ、１０：炉水浄化
装置、１１：ＣＵＷポンプ、１２：水素ガス、錯化剤ま
たは還元剤の注入装置、 １３：原子炉水再循環系または炉水浄化系の配管、 １４：直流電源、１５ニアノード

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉停止操作において、一次冷却水が冷却される
   前に、水素ガス、錯化剤又は還元剤の少なくとも１つを
   一次冷却水中に注入し、溶解した放射性物質を原子炉水
   浄化装置で除去することを特徴とする原子炉停止法。 ２、原子炉停止操作において、原子炉内の圧力をその炉
   水温度での飽和蒸気圧よりも高く維持すると共に、水素
   ガス、錯化剤又は還元剤の少なくとも１つを一次冷却水
   中に注入し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化装置で
   除去することを特徴とする原子炉停止法。 ３、原子炉停止操作において、出力を低下させ原子炉水
   温度が８０℃以下の温度になるまでの間に、一次冷却水
   を還元雰囲気に少なくても１時間以上維持し、溶解した
   放射性物質を原子炉水浄化装置で除去することを特徴と
   する原子炉停止法。 ４、原子炉停止操作において、出力を低下させ原子炉水
   温度が８０℃以下の温度になるまでの間に、原子炉内の
   水素ガス分圧を少なくても１時間以上の間０．１ｋｇ／
   ｃｍ＾２以上にし、溶解した放射性物質を原子炉水浄化
   装置で除去することを特徴とする原子炉停止法。 ５、原子炉停止操作において、原子炉内の圧力を少なく
   ても３時間以上その炉水温度での飽和蒸気圧よりも高く
   維持し、かつ一次冷却水温度を２００℃以上に３時間以
   上保持し、水素ガスを一次冷却水中に注入すると共に、 ２００℃以下では炉水冷却速度を３０℃／ｈｒ以下とす
   るとともに錯化剤または還元剤の少なくても一方を一次
   冷却水中に注入し、溶解した放射性物質を原子炉水浄化
   装置で除去することを特徴とする原子炉停止法。 ６、請求項１、２又は５記載において、錯化剤が、エチ
   レンジアミン四酢酸、アセチルアセトン、ジチゾン、２
   ，２′−ジピリジル、エチレンジアミン、８−ヒドロキ
   シキノリン、１，１０−フェナントロリン、Ｎ，Ｎ’−
   ジ（２−アミノエチル）エチレンジアミン、２，２′・
   ２″−トリアミノトリエチルアミン、シアン化物、しゅ
   う酸塩、オキシ酸塩、アミノ酸塩、ピコリン酸塩のうち
   の少なくとも１つであることを特徴とする原子炉停止法
   。 ７、請求項１、２、３又は５記載において、還元剤が、
   クロム二価イオン、バナジウム二価イオン、銅一価イオ
   ン、鉄二価イオン、チタン三価イオン、ニオブ三価イオ
   ン、モリブデン三価イオン、モリブデン四価イオンのう
   ち少なくとも１つであることを特徴とする原子炉停止法
   。 ８、請求項１〜５のいずれか１項記載において、一次冷
   却水の流通する配管又は装置と一次冷却水の間に、電圧
   を印加することを特徴とする原子炉停止法。