JPH0479439B2 - - Google Patents
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- JPH0479439B2 JPH0479439B2 JP58185020A JP18502083A JPH0479439B2 JP H0479439 B2 JPH0479439 B2 JP H0479439B2 JP 58185020 A JP58185020 A JP 58185020A JP 18502083 A JP18502083 A JP 18502083A JP H0479439 B2 JPH0479439 B2 JP H0479439B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- radioactive
- amount
- water
- cooling water
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Agricultural Chemicals And Associated Chemicals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子力プラントに係り、特に一次系配
管、機器への放射性物質付着量を低減させるため
に、上記機器、配管と接する液中の放射性物質濃
度を低減させるものである。
管、機器への放射性物質付着量を低減させるため
に、上記機器、配管と接する液中の放射性物質濃
度を低減させるものである。
原子力発電所、例えば、沸騰水型原子力発電所
の一次冷却水系に使用されている配管、ポンプ、
弁および機器等の構造材を長期間使用している
と、これらの構造物から金属不純物が溶出する。
これらの金属不純物は、給水系から原子炉へ持ち
込まれ、大部分が酸化物となつて燃料棒表面に付
着し中性子照射をうける。その結果、60Co、53Co、
54Mn等の放射性核種が生成する。これらの放射
性核種は一次冷却水中に再溶出して、イオンある
いは不溶性固体成分（以下クラツドと称する。）
として浮遊する。また炉内構造物から溶出する金
属不純物のうち、中性子照射された炉内構造物か
らは放射性核種のイオン成分が一次冷却水中に溶
出し、浮遊する。これらの浮遊した放射性核種の
一部は原子炉浄化系で除去されるが、残りは一次
冷却水系を循環しているうちに、主にステンレス
鋼からなる構造材表面に付着する。このため構造
材表面における線量率が高くなり、保守、点検を
実施する際の作業員の放射線被曝が問題となつて
いる。
の一次冷却水系に使用されている配管、ポンプ、
弁および機器等の構造材を長期間使用している
と、これらの構造物から金属不純物が溶出する。
これらの金属不純物は、給水系から原子炉へ持ち
込まれ、大部分が酸化物となつて燃料棒表面に付
着し中性子照射をうける。その結果、60Co、53Co、
54Mn等の放射性核種が生成する。これらの放射
性核種は一次冷却水中に再溶出して、イオンある
いは不溶性固体成分（以下クラツドと称する。）
として浮遊する。また炉内構造物から溶出する金
属不純物のうち、中性子照射された炉内構造物か
らは放射性核種のイオン成分が一次冷却水中に溶
出し、浮遊する。これらの浮遊した放射性核種の
一部は原子炉浄化系で除去されるが、残りは一次
冷却水系を循環しているうちに、主にステンレス
鋼からなる構造材表面に付着する。このため構造
材表面における線量率が高くなり、保守、点検を
実施する際の作業員の放射線被曝が問題となつて
いる。
一次冷却系構造材の表面線量率の上昇を防止す
るため、構造材に付着した放射性腐食生成物を機
械的に除去することが実施されている。機械的に
洗浄方法によれば、構造材の表面線量率を一時的
に減少させることが可能である。しかしこれらの
付着物のうち放射性イオンとして付着したものは
機械的な洗浄では除去されず、長年にわたつて集
積されることにより構造材の表面線量率は年々
除々に増加し、問題となつている。
るため、構造材に付着した放射性腐食生成物を機
械的に除去することが実施されている。機械的に
洗浄方法によれば、構造材の表面線量率を一時的
に減少させることが可能である。しかしこれらの
付着物のうち放射性イオンとして付着したものは
機械的な洗浄では除去されず、長年にわたつて集
積されることにより構造材の表面線量率は年々
除々に増加し、問題となつている。
本発明の目的は前記問題点を除去し、炉内構造
材が接する一次冷却水中での放射性イオン濃度を
低下させる事により、炉内構造材への放射性物質
の付着を抑制した沸騰水型原子力プラントを提供
する事にある。
材が接する一次冷却水中での放射性イオン濃度を
低下させる事により、炉内構造材への放射性物質
の付着を抑制した沸騰水型原子力プラントを提供
する事にある。
上記目的は、放射性物質が溶解している液と接
して使用される金属から成る構造材を使用する沸
騰水型原子力プラントにおいて、原子炉炉内に
Feクラツドを注入するシステムを有することに
より達成される。
して使用される金属から成る構造材を使用する沸
騰水型原子力プラントにおいて、原子炉炉内に
Feクラツドを注入するシステムを有することに
より達成される。
上記発明に至るまでには、沸騰水型原子力発電
所の再循環系の配管、ポンプ、弁等への放射性腐
食生成物の付着機構を解明するために種々の実験
が行なわれた。それらの実によつて第１図に模式
的に示したモデルのように腐食生成物が付着する
ことが明らかにされた。第１図において、１は一
次冷却系の構造材、２はフエライト層、３はクラ
ツド、４は放射性イオンを示している。構造材１
の冷却水と接触する面に形成されるフエライト層
２は、α型の三酸化二鉄（α−Fe2O3）を主成分
とし、これにNi、CoおよびCrが固溶したものか
ら成つている。冷却水中に溶解している放射性イ
オン４は、このフエライト層２が構造材１の表面
に形成される際に同時にフエライト層２内に取り
込まれるものと、すでに形成されたフエライト層
２中へ拡散し、同位体交換等によつて、フエライ
ト層２中のNi、Co、Mn、Cr等と入れ代わり、
強固に固定されるものとがある。放射性イオン
は、フエライト層２を形成する際、構造材１の表
面に形成される酸化被膜中に拡散し、酸化被膜の
成長に伴つて酸化第一鉄（FeO）の酸化が進むに
つれ、スピネル構造に取り込まれる。クラツド３
はフエライト層２の表面に比較的ゆるい状態で付
着する。この放射性イオンの付着量は、第２図で
示すように構造材に接する一次冷却水中の放射性
イオン濃度が低い程小さい。従つて作業員の放射
線被曝量を低減するためには、一次冷却水中の放
射性イオン濃度を低くする事が有効である。
所の再循環系の配管、ポンプ、弁等への放射性腐
食生成物の付着機構を解明するために種々の実験
が行なわれた。それらの実によつて第１図に模式
的に示したモデルのように腐食生成物が付着する
ことが明らかにされた。第１図において、１は一
次冷却系の構造材、２はフエライト層、３はクラ
ツド、４は放射性イオンを示している。構造材１
の冷却水と接触する面に形成されるフエライト層
２は、α型の三酸化二鉄（α−Fe2O3）を主成分
とし、これにNi、CoおよびCrが固溶したものか
ら成つている。冷却水中に溶解している放射性イ
オン４は、このフエライト層２が構造材１の表面
に形成される際に同時にフエライト層２内に取り
込まれるものと、すでに形成されたフエライト層
２中へ拡散し、同位体交換等によつて、フエライ
ト層２中のNi、Co、Mn、Cr等と入れ代わり、
強固に固定されるものとがある。放射性イオン
は、フエライト層２を形成する際、構造材１の表
面に形成される酸化被膜中に拡散し、酸化被膜の
成長に伴つて酸化第一鉄（FeO）の酸化が進むに
つれ、スピネル構造に取り込まれる。クラツド３
はフエライト層２の表面に比較的ゆるい状態で付
着する。この放射性イオンの付着量は、第２図で
示すように構造材に接する一次冷却水中の放射性
イオン濃度が低い程小さい。従つて作業員の放射
線被曝量を低減するためには、一次冷却水中の放
射性イオン濃度を低くする事が有効である。
炉水環境下でのステンレス鋼の酸化皮膜量(N)の
増加は(1)式に示すように時間(t)の対数則によつて
表わされる。
増加は(1)式に示すように時間(t)の対数則によつて
表わされる。
ｍ＝ａ log ｔ＋ｂ
ここでａおよびｂは定数
すなわち、酸化皮膜の成長とともにその成長速
度は小さくなる。前記付着モデルより、放射性イ
オンは酸化皮膜の成長とともにスピネル構造に取
り込まれるため、酸化皮膜の成長速度が大きい初
期では、放射性イオンの付着速度も速いと言え
る。したがつて付着量は一次冷却水中の放射性イ
オン濃度が低い程、小さい事から、この付着速度
が速い、原子力プラント運転初期において、炉水
中の放射性イオン濃度を低くする事が、放射性物
質付着抑制には重要である。
度は小さくなる。前記付着モデルより、放射性イ
オンは酸化皮膜の成長とともにスピネル構造に取
り込まれるため、酸化皮膜の成長速度が大きい初
期では、放射性イオンの付着速度も速いと言え
る。したがつて付着量は一次冷却水中の放射性イ
オン濃度が低い程、小さい事から、この付着速度
が速い、原子力プラント運転初期において、炉水
中の放射性イオン濃度を低くする事が、放射性物
質付着抑制には重要である。
給水系から持ち込まれた腐食生成物（大部分は
Fe）は、その大部分が燃料棒に付着する。燃料
棒表面上のFe量とCo、Ni等の腐食生成物量は第
３図で示すように、ほぼ比例関係にある。すなわ
ち、燃料棒表面上でのFe量が多ければ燃料棒に
付着する放射性腐食生成物量も多い事になる。付
着速度の速い原子力プラント運転初期にFeクラ
ツドを原子炉内へ注入し、燃料棒表面に酸化皮膜
を生成させ、その酸化皮膜中に、Ni、Co系の腐
食生成物と共に炉水中の放射性イオンをも取り込
ませ、炉水中のその濃度を低減させる事が可能で
ある。
Fe）は、その大部分が燃料棒に付着する。燃料
棒表面上のFe量とCo、Ni等の腐食生成物量は第
３図で示すように、ほぼ比例関係にある。すなわ
ち、燃料棒表面上でのFe量が多ければ燃料棒に
付着する放射性腐食生成物量も多い事になる。付
着速度の速い原子力プラント運転初期にFeクラ
ツドを原子炉内へ注入し、燃料棒表面に酸化皮膜
を生成させ、その酸化皮膜中に、Ni、Co系の腐
食生成物と共に炉水中の放射性イオンをも取り込
ませ、炉水中のその濃度を低減させる事が可能で
ある。
第４図は初期Feクラツド持込み量と、初期の
炉水中放射性イオン濃度を示したものである。
Feクラツド量をプラント初期に原子炉へ注入し、
燃料棒表面上でのFeクラツド付着量を３mg／cm2
程度にすることによつて炉水中放射性イオン濃度
を低く抑えた状態で、付着速度が大きいプラント
初期での運転を実施する事により付着量を低く抑
える事が可能であり、被曝量低減には有効な手段
である。
炉水中放射性イオン濃度を示したものである。
Feクラツド量をプラント初期に原子炉へ注入し、
燃料棒表面上でのFeクラツド付着量を３mg／cm2
程度にすることによつて炉水中放射性イオン濃度
を低く抑えた状態で、付着速度が大きいプラント
初期での運転を実施する事により付着量を低く抑
える事が可能であり、被曝量低減には有効な手段
である。
以下、本発明の一実施例を第４図により説明す
る。
る。
原子力圧力容器８内の炉心部１５を冷却水が通
加することによつて、炉心部１５内の燃料棒が冷
却される。冷却水は、反対に加熱されて蒸気とな
る。発生した蒸気は主蒸気管９を通つて原子炉圧
力容器８からタービン１０に送られ、復水器１１
で凝縮される。復水器１１の凝縮水は脱塩器１２
で浄化され、さらに、給水加熱器１３によつて所
定温度まで加熱された後、給水配管１４より炉心
部１５を冷却する冷却水として原子炉圧力容器８
内に戻される。原子炉圧力容器８内の冷却水は、
再循環ポンプ２２を駆動することによつて、再循
環配管２１内を流れ、炉心部１５内に供給され
る。
加することによつて、炉心部１５内の燃料棒が冷
却される。冷却水は、反対に加熱されて蒸気とな
る。発生した蒸気は主蒸気管９を通つて原子炉圧
力容器８からタービン１０に送られ、復水器１１
で凝縮される。復水器１１の凝縮水は脱塩器１２
で浄化され、さらに、給水加熱器１３によつて所
定温度まで加熱された後、給水配管１４より炉心
部１５を冷却する冷却水として原子炉圧力容器８
内に戻される。原子炉圧力容器８内の冷却水は、
再循環ポンプ２２を駆動することによつて、再循
環配管２１内を流れ、炉心部１５内に供給され
る。
再循環配管２１内を流れる冷却水の一部は、炉
浄化系の配管２０内に流入する。この冷却水は、
ポンプ１６の駆動により、再生熱交換器１７およ
び非再生熱交換器１８を通つて冷却された後脱塩
フイルタ１９に導かれ、浄化される。冷却水に含
まれている放射性クラツドおよびイオンが、脱塩
フイルタ１９で除去される。浄化された冷却水は
再生熱交換器１７で加熱され、給水配管を経て原
子力圧力容器８内に戻される。２３はFeクラツ
ド注入タンクで内部にはFe3O4が充填されてい
る。Feクラツドは注入ポンプ２４によつて給水
系注入ライン２５を通つて給水系へ注入される。
注入量は前記第４図で示したように起動時から第
１サイクルにかけて、燃料棒表面Fe付着量を３
mg／cm2程度にする量注入する必要がある。給水系
から持ち込まれるFe量の80％は燃料棒に付着す
ることが実機原子力プラント調査より明らかにな
りつつあるため、この値を使つて試算すると起動
試験から第１サイクル終了時での給水Fe濃度が
4ppb程度となるよう、給水系よりFeクラツド
（Fe3O〓）の注入量をコントロールして注入する。
浄化系の配管２０内に流入する。この冷却水は、
ポンプ１６の駆動により、再生熱交換器１７およ
び非再生熱交換器１８を通つて冷却された後脱塩
フイルタ１９に導かれ、浄化される。冷却水に含
まれている放射性クラツドおよびイオンが、脱塩
フイルタ１９で除去される。浄化された冷却水は
再生熱交換器１７で加熱され、給水配管を経て原
子力圧力容器８内に戻される。２３はFeクラツ
ド注入タンクで内部にはFe3O4が充填されてい
る。Feクラツドは注入ポンプ２４によつて給水
系注入ライン２５を通つて給水系へ注入される。
注入量は前記第４図で示したように起動時から第
１サイクルにかけて、燃料棒表面Fe付着量を３
mg／cm2程度にする量注入する必要がある。給水系
から持ち込まれるFe量の80％は燃料棒に付着す
ることが実機原子力プラント調査より明らかにな
りつつあるため、この値を使つて試算すると起動
試験から第１サイクル終了時での給水Fe濃度が
4ppb程度となるよう、給水系よりFeクラツド
（Fe3O〓）の注入量をコントロールして注入する。
炉浄化系の配管２４内の冷却水中に金属イオン
を注入する場合は、脱塩フイルタ１９より下流側
で実施する必要がある。この場合の流入量脱塩フ
イルタ１９出口でのFeクラツドが4ppb×給水流
量／炉浄化系流量（ppb）となるよう、浄化系注
入ライン２６を使用して注入する。
を注入する場合は、脱塩フイルタ１９より下流側
で実施する必要がある。この場合の流入量脱塩フ
イルタ１９出口でのFeクラツドが4ppb×給水流
量／炉浄化系流量（ppb）となるよう、浄化系注
入ライン２６を使用して注入する。
本発明によれば、炉内構造材への付着速度が大
きい原子力プラント稼動初期において、構造材と
接する一次冷却水中での放射性イオン濃度を低く
保つことができるので、放射性イオンの付着を抑
制でき、作業員の被曝低減の効果がある。
きい原子力プラント稼動初期において、構造材と
接する一次冷却水中での放射性イオン濃度を低く
保つことができるので、放射性イオンの付着を抑
制でき、作業員の被曝低減の効果がある。
第１図は放射性イオンおよびクラツドの構造材
表面への付着機構を示す模式図、第２図は炉水放
射性イオン濃度とイオン付着量の関係線図、第３
図は燃料棒表面上でのFe付着量とCo量の関係線
図、第４図は炉内Fe持込み量と炉水中放射性イ
オン濃度の関係線図、第５図は本発明の一実施例
を示す系統図である。 １……一次冷却系の構造材、２……フエライト
層、３……クラツド、４……放射性イオン、８…
…原子炉圧力容器、１１……復水器、２０……再
循環配管。
表面への付着機構を示す模式図、第２図は炉水放
射性イオン濃度とイオン付着量の関係線図、第３
図は燃料棒表面上でのFe付着量とCo量の関係線
図、第４図は炉内Fe持込み量と炉水中放射性イ
オン濃度の関係線図、第５図は本発明の一実施例
を示す系統図である。 １……一次冷却系の構造材、２……フエライト
層、３……クラツド、４……放射性イオン、８…
…原子炉圧力容器、１１……復水器、２０……再
循環配管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 放射性物質が溶解している液と接して使用さ
れる金属から成る構造材を使用する沸騰水型原子
力プラントにおいて、 原子炉炉内にFeクラツドを注入するシステム
を有することを特徴とする沸騰水型原子力プラン
ト。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子力
プラントにおいて、 前記システムからの前記給水系のFeクラツド
濃度を4ppb程度とすることを特徴とする沸騰水
型原子力プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58185020A JPS6078390A (ja) | 1983-10-05 | 1983-10-05 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58185020A JPS6078390A (ja) | 1983-10-05 | 1983-10-05 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6078390A JPS6078390A (ja) | 1985-05-04 |
| JPH0479439B2 true JPH0479439B2 (ja) | 1992-12-15 |
Family
ID=16163365
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58185020A Granted JPS6078390A (ja) | 1983-10-05 | 1983-10-05 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6078390A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0666000B2 (ja) * | 1984-12-21 | 1994-08-24 | 株式会社日立製作所 | 沸謄水型原子力プラントの復水浄化系統の制御方法 |
| US5245642A (en) * | 1991-10-31 | 1993-09-14 | General Electric Company | Method of controlling co-60 radiation contamination of structure surfaces of cooling water circuits of nuclear reactors |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5563798A (en) * | 1978-11-08 | 1980-05-14 | Hitachi Ltd | Corrosion protection method of bwr type power atomic plant |
-
1983
- 1983-10-05 JP JP58185020A patent/JPS6078390A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6078390A (ja) | 1985-05-04 |
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