JPH05196794A - 原子炉冷却水中へのコバルトの遊離を防止する方法 - Google Patents
原子炉冷却水中へのコバルトの遊離を防止する方法Info
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- JPH05196794A JPH05196794A JP4210576A JP21057692A JPH05196794A JP H05196794 A JPH05196794 A JP H05196794A JP 4210576 A JP4210576 A JP 4210576A JP 21057692 A JP21057692 A JP 21057692A JP H05196794 A JPH05196794 A JP H05196794A
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
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- 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
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 原子炉の冷却水循環系中へのコバルトの分散
を化学的に防止することによって従業員の放射線被曝の
危険性を低減させる。 【構成】 冷却水の導電率を０．３マイクロジーメンス
／センチメートル未満に維持しながら、ナトリウムイオ
ンを冷却水に添加することによって、冷却水のｐＨを約
８までの塩基性レベルに調整する。
を化学的に防止することによって従業員の放射線被曝の
危険性を低減させる。 【構成】 冷却水の導電率を０．３マイクロジーメンス
／センチメートル未満に維持しながら、ナトリウムイオ
ンを冷却水に添加することによって、冷却水のｐＨを約
８までの塩基性レベルに調整する。
Description
【０００１】
【発明の背景】本発明は水冷型原子炉の運転および安全
性に関するものである。更に詳しく言えば本発明は、冷
却水循環系中に分散した放射線による運転員や保守作業
員の被曝の危険性を最少限に抑えるための手段に関す
る。水冷型原子炉における重大な危険の１つは、冷却水
循環系の全体にわたって放射性物質が分散することであ
る。運転員および保守作業員は、原子炉プラントの様々
な区域内およびそれらの周辺において、上記のごとくに
分散した放射性物質からの放射線に暴露されることがあ
る。放射線の増加およびプラント内におけるそれの分散
は、危険性の増大をもたらすばかりでなく、作業員の作
業時被曝線量が制限されているために経済的負担の増加
をももたらす。
性に関するものである。更に詳しく言えば本発明は、冷
却水循環系中に分散した放射線による運転員や保守作業
員の被曝の危険性を最少限に抑えるための手段に関す
る。水冷型原子炉における重大な危険の１つは、冷却水
循環系の全体にわたって放射性物質が分散することであ
る。運転員および保守作業員は、原子炉プラントの様々
な区域内およびそれらの周辺において、上記のごとくに
分散した放射性物質からの放射線に暴露されることがあ
る。放射線の増加およびプラント内におけるそれの分散
は、危険性の増大をもたらすばかりでなく、作業員の作
業時被曝線量が制限されているために経済的負担の増加
をももたらす。
【０００２】原子炉の様々な機構や構造を構成する部品
中に使用されている各種の合金に由来するコバルトは、
放射能の誘起を受けて放射性同位体（特にコバルト６０
同位体）を生成する。このような放射性のコバルト６０
同位体がイオンまたは化合物の形態で循環する冷却水に
よって運ばれる結果、それは原子炉プラントの冷却水循
環系または冷却水ループの全体にわたって分散しかつ沈
着することがある。
中に使用されている各種の合金に由来するコバルトは、
放射能の誘起を受けて放射性同位体（特にコバルト６０
同位体）を生成する。このような放射性のコバルト６０
同位体がイオンまたは化合物の形態で循環する冷却水に
よって運ばれる結果、それは原子炉プラントの冷却水循
環系または冷却水ループの全体にわたって分散しかつ沈
着することがある。
【０００３】上記のごとき放射線分散の問題に関して
は、幾つかの解決策が提唱されている。危険性のあるコ
バルト放射線源に対処するための１つの方法は、１９８
８年６月１２日付けの米国特許第４７５６８７４号およ
び１９８８年６月２６日付けの同第４７５９９００号を
はじめとする数件の米国特許の明細書中に開示されてい
るごとくに亜鉛を使用するというものであった。
は、幾つかの解決策が提唱されている。危険性のあるコ
バルト放射線源に対処するための１つの方法は、１９８
８年６月１２日付けの米国特許第４７５６８７４号およ
び１９８８年６月２６日付けの同第４７５９９００号を
はじめとする数件の米国特許の明細書中に開示されてい
るごとくに亜鉛を使用するというものであった。
【０００４】
【発明の概要】本発明は、原子炉プラントの燃料棒およ
び金属または合金製内部部品の露出面からのコバルト６
０の遊離を防止するための方法に関する。本発明の方法
は、燃料表面沈着物中においてコバルト６０を取込んだ
安定な化合物の生成を促進することによってそれの分散
を抑制するような化学的手段から成っている。
び金属または合金製内部部品の露出面からのコバルト６
０の遊離を防止するための方法に関する。本発明の方法
は、燃料表面沈着物中においてコバルト６０を取込んだ
安定な化合物の生成を促進することによってそれの分散
を抑制するような化学的手段から成っている。
【０００５】
【発明の目的】本発明の目的の１つは、原子炉プラント
の冷却水循環系中におけるコバルトの分散を抑制するた
めの方法を提供することにある。本発明のもう１つの目
的は、原子炉プラントの冷却水循環系または冷却水ルー
プ中における放射性コバルト６０の分散を制御するため
の方法を提供することにある。
の冷却水循環系中におけるコバルトの分散を抑制するた
めの方法を提供することにある。本発明のもう１つの目
的は、原子炉プラントの冷却水循環系または冷却水ルー
プ中における放射性コバルト６０の分散を制御するため
の方法を提供することにある。
【０００６】本発明の更にもう１つの目的は、原子炉プ
ラントの冷却水循環系を構成する容器および導管内にお
ける放射性コバルト６０の分散および蓄積を防止するた
めの方法を提供することにある。本発明の更にもう１つ
の目的は、放射線に対する原子炉プラントの運転員およ
び保守作業員の安全および保護を向上させるための有効
な方法を提供することにある。
ラントの冷却水循環系を構成する容器および導管内にお
ける放射性コバルト６０の分散および蓄積を防止するた
めの方法を提供することにある。本発明の更にもう１つ
の目的は、放射線に対する原子炉プラントの運転員およ
び保守作業員の安全および保護を向上させるための有効
な方法を提供することにある。
【０００７】本発明の更にもう１つの目的は、コバルト
６０を化学的に安定な化合物中に「固定」し、それによ
って原子炉プラントの冷却水循環系中におけるそれの分
散を防止するための有効かつ経済的な化学的手段を提供
することにある。
６０を化学的に安定な化合物中に「固定」し、それによ
って原子炉プラントの冷却水循環系中におけるそれの分
散を防止するための有効かつ経済的な化学的手段を提供
することにある。
【０００８】
【詳細な説明】本発明は、コバルトを固定することによ
って原子炉プラントの冷却水循環系中へのそれの分散を
防止するための化学的方法から成っている。原子炉プラ
ント内において使用されている合金材料に由来するコバ
ルトは主要な放射線源を成し、従って運転員および保守
作業員に対する健康災害の一因となることが知られてい
る。かかるコバルト（とりわけコバルト６０同位体）は
冷却水循環系中に分散し、そしてそれを構成する容器お
よび導管内に蓄積する。コバルト含有合金を交換してコ
バルトの供給源をできるだけ少なくすることによってコ
バルトの存在量を低減させることは、多大の費用を必要
とするために実際的でない。
って原子炉プラントの冷却水循環系中へのそれの分散を
防止するための化学的方法から成っている。原子炉プラ
ント内において使用されている合金材料に由来するコバ
ルトは主要な放射線源を成し、従って運転員および保守
作業員に対する健康災害の一因となることが知られてい
る。かかるコバルト（とりわけコバルト６０同位体）は
冷却水循環系中に分散し、そしてそれを構成する容器お
よび導管内に蓄積する。コバルト含有合金を交換してコ
バルトの供給源をできるだけ少なくすることによってコ
バルトの存在量を低減させることは、多大の費用を必要
とするために実際的でない。
【０００９】本発明に従えば、材料の腐食を低減させる
と共に合金製の内部部品または構造物（たとえば燃料要
素）からのコバルト６０の遊離を低減させることによ
り、冷却水循環系中におけるコバルト６０の分散および
時間の経過に伴うコバルト６０の蓄積を低減もしくは防
止するための化学的手段が提供される。本発明の方法に
従えば、水冷型原子炉の冷却水循環系中を循環する冷却
水のｐＨを２５℃の水温において約８まで（好ましくは
約７．５〜８）の塩基性レベルに調整することによって
コバルトの移動が防止される。このような原子炉冷却水
のｐＨ調整は、冷却水の導電率を２５℃の水温で測定し
て０．３マイクロジーメンス／センチメートル未満に維
持しながら、適当な供給源からのナトリウムイオンを添
加することによって達成される。
と共に合金製の内部部品または構造物（たとえば燃料要
素）からのコバルト６０の遊離を低減させることによ
り、冷却水循環系中におけるコバルト６０の分散および
時間の経過に伴うコバルト６０の蓄積を低減もしくは防
止するための化学的手段が提供される。本発明の方法に
従えば、水冷型原子炉の冷却水循環系中を循環する冷却
水のｐＨを２５℃の水温において約８まで（好ましくは
約７．５〜８）の塩基性レベルに調整することによって
コバルトの移動が防止される。このような原子炉冷却水
のｐＨ調整は、冷却水の導電率を２５℃の水温で測定し
て０．３マイクロジーメンス／センチメートル未満に維
持しながら、適当な供給源からのナトリウムイオンを添
加することによって達成される。
【００１０】ｐＨ調整用ナトリウムイオンの適当な供給
源は、水酸化ナトリウムまたはナトリウム置換イオン交
換樹脂材料から成る。後者の場合には、脱塩装置内にお
いてナトリウム置換された陽イオン交換樹脂粒子の集合
体中に復水を通すことによって冷却水中にナトリウムイ
オンを導入することができる。その他の適当なｐＨ調整
用ナトリウム含有物質としては、シュウ酸ナトリウムお
よびギ酸ナトリウムが挙げられる。
源は、水酸化ナトリウムまたはナトリウム置換イオン交
換樹脂材料から成る。後者の場合には、脱塩装置内にお
いてナトリウム置換された陽イオン交換樹脂粒子の集合
体中に復水を通すことによって冷却水中にナトリウムイ
オンを導入することができる。その他の適当なｐＨ調整
用ナトリウム含有物質としては、シュウ酸ナトリウムお
よびギ酸ナトリウムが挙げられる。
【００１１】上記のごときナトリウムイオンによるｐＨ
調整は、安定なコバルト・鉄混合酸化物（通例はスピネ
ル型酸化物）の生成を促進するように思われる。
調整は、安定なコバルト・鉄混合酸化物（通例はスピネ
ル型酸化物）の生成を促進するように思われる。
Claims (6)
- 【請求項１】 水冷型原子炉の内部部品の金属表面から
のコバルト６０の遊離を防止し、それにより前記原子炉
の冷却系を通って循環する冷却水中へのコバルト６０の
分散を防止するための方法において、水冷型原子炉の冷
却水循環系中を循環する冷却水の導電率を０．３マイク
ロジーメンス／センチメートル未満に維持しながら、水
酸化ナトリウムおよびナトリウム置換イオン交換樹脂材
料から成る群より選ばれた少なくとも１種の供給源から
のナトリウムイオンを前記冷却水に添加することによっ
て前記冷却水のｐＨを約８までの塩基性レベルに調整す
ることを特徴とする方法。 - 【請求項２】 前記冷却水のｐＨが約７．５〜８の範囲
内に調整される請求項１記載の方法。 - 【請求項３】 前記冷却水のｐＨが水酸化ナトリウムの
添加によって約７．５〜８の範囲内に調整される請求項
１記載の方法。 - 【請求項４】 前記冷却水のｐＨが約８に調整される請
求項１記載の方法。 - 【請求項５】 水冷型原子炉の内部部品の金属表面から
のコバルト６０の遊離を防止し、それにより前記原子炉
の冷却系を通って循環する冷却水中へのコバルト６０の
分散を防止するための方法において、水冷型原子炉の冷
却水循環系中を循環する冷却水の導電率を約０．３マイ
クロジーメンス／センチメートル未満に維持しながら、
水酸化ナトリウムの添加によって前記冷却水のｐＨを約
７．５〜８の塩基性レベルに調整することを特徴とする
方法。 - 【請求項６】 水冷型原子炉の燃料表面沈着物および内
部部品の金属表面からのコバルト６０の遊離を防止し、
それにより前記原子炉の冷却系を通って循環する冷却水
中へのコバルト６０の分散を防止するための方法におい
て、水冷型原子炉の冷却水循環系中を循環する冷却水の
導電率を約０．３マイクロジーメンス／センチメートル
未満に維持しながら、前記冷却水の少なくとも一部をナ
トリウム置換陽イオン交換樹脂粒子の集合体中に通すこ
とによって前記冷却水のｐＨを約７．５〜８の塩基性レ
ベルに調整することを特徴とする方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US745294 | 1985-06-14 | ||
| US74529491A | 1991-08-15 | 1991-08-15 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05196794A true JPH05196794A (ja) | 1993-08-06 |
Family
ID=24996088
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4210576A Withdrawn JPH05196794A (ja) | 1991-08-15 | 1992-08-07 | 原子炉冷却水中へのコバルトの遊離を防止する方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0528620A1 (ja) |
| JP (1) | JPH05196794A (ja) |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60183595A (ja) * | 1984-03-01 | 1985-09-19 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
| JPH068914B2 (ja) * | 1986-10-20 | 1994-02-02 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方法 |
-
1992
- 1992-08-07 JP JP4210576A patent/JPH05196794A/ja not_active Withdrawn
- 1992-08-11 EP EP92307309A patent/EP0528620A1/en not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0528620A1 (en) | 1993-02-24 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 19991102 |