JPH06167596A - 原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置 - Google Patents
原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置Info
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- JPH06167596A JPH06167596A JP4321078A JP32107892A JPH06167596A JP H06167596 A JPH06167596 A JP H06167596A JP 4321078 A JP4321078 A JP 4321078A JP 32107892 A JP32107892 A JP 32107892A JP H06167596 A JPH06167596 A JP H06167596A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 本発明の目的は、ＢＷＲ一次系構成材料の防
食を図りしかもＢＷＲ一次系の放射能蓄積を低減できひ
いては従業員被曝低減を図ることにある。 【構成】 本発明に係る原子炉一次系構成材料の腐食抑
制方法および装置は、沸騰水型原子炉一次系の系統水中
に応力腐食割れ対策上必要な水素を注入する水素注入機
構16と、この系統水中の放射能濃度を測定しこの放射能
濃度が所定値以下になるように前記系統水中に鉄を注入
する鉄注入機構24とから構成される。
食を図りしかもＢＷＲ一次系の放射能蓄積を低減できひ
いては従業員被曝低減を図ることにある。 【構成】 本発明に係る原子炉一次系構成材料の腐食抑
制方法および装置は、沸騰水型原子炉一次系の系統水中
に応力腐食割れ対策上必要な水素を注入する水素注入機
構16と、この系統水中の放射能濃度を測定しこの放射能
濃度が所定値以下になるように前記系統水中に鉄を注入
する鉄注入機構24とから構成される。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉（以下
ＢＷＲという。）一次系構成材料の腐食抑制対策として
ＢＷＲ一次系に水素注入を行う原子炉一次系構成材料の
腐食抑制方法および装置に関する。
ＢＷＲという。）一次系構成材料の腐食抑制対策として
ＢＷＲ一次系に水素注入を行う原子炉一次系構成材料の
腐食抑制方法および装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントの原子炉冷却材は高
温高圧水の状態にあり、プラント構造材料は極めて厳し
い環境条件下にある。上記のような条件にある場合、材
料の腐食挙動が重要な問題となり、特にＢＷＲプラント
においてはオ―ステナイト系ステンレス鋼配管の応力腐
食割れ（Stress Corrosion Cracking 、以下ＳＣＣと呼
ぶ）が内外の大きな関心の的となっている。
温高圧水の状態にあり、プラント構造材料は極めて厳し
い環境条件下にある。上記のような条件にある場合、材
料の腐食挙動が重要な問題となり、特にＢＷＲプラント
においてはオ―ステナイト系ステンレス鋼配管の応力腐
食割れ（Stress Corrosion Cracking 、以下ＳＣＣと呼
ぶ）が内外の大きな関心の的となっている。
【０００３】このＳＣＣという現象は３つの要因、すな
わち材料，応力，環境の３因子が重畳した場合に発生す
るものと一般に考えられている。新設するＢＷＲ原子力
発電プラントにおいては、前記３因子につき十分な考慮
を払い応力腐食割れに対して備えなければならない。
わち材料，応力，環境の３因子が重畳した場合に発生す
るものと一般に考えられている。新設するＢＷＲ原子力
発電プラントにおいては、前記３因子につき十分な考慮
を払い応力腐食割れに対して備えなければならない。
【０００４】ところが、既設の原子力プラントにおいて
は材料，応力の面からの対策を施すことは困難であるた
め、環境面から対策を施すことが試みられている。環境
側のＳＣＣ発生要因としては、原子炉水中の溶存酸素濃
度が最大のものとなっている。
は材料，応力の面からの対策を施すことは困難であるた
め、環境面から対策を施すことが試みられている。環境
側のＳＣＣ発生要因としては、原子炉水中の溶存酸素濃
度が最大のものとなっている。
【０００５】炉心においては水の放射線分解により酸素
が発生するため、炉水に 200〜300ppb程度の酸素が溶存
することは避けられない。原子炉温度（ 285℃）におい
ては、200ppb前後の溶存酸素はＳＣＣに対して十分に有
意なレベルであり、プラント運転上溶存酸素濃度の管理
は重要である。
が発生するため、炉水に 200〜300ppb程度の酸素が溶存
することは避けられない。原子炉温度（ 285℃）におい
ては、200ppb前後の溶存酸素はＳＣＣに対して十分に有
意なレベルであり、プラント運転上溶存酸素濃度の管理
は重要である。
【０００６】このためＳＣＣの対策として、原子炉への
水素注入技術が開発され、一部のプラントで実用化され
つつある。この技術は給水中に少量の水素を注入して溶
存させておき、これにより酸素，過酸化水素等の酸化性
の化学種の発生を抑制しようとするものである。水素注
入により炉水を適度の還元性雰囲気とした場合、放射線
存在下では放射線化学的に酸素，過酸化水素と、水素と
の水への再結合反応が促進される。既設プラント（米国
ドレスデン２号炉）における水素注入技術の例を図３を
用いて説明する。
水素注入技術が開発され、一部のプラントで実用化され
つつある。この技術は給水中に少量の水素を注入して溶
存させておき、これにより酸素，過酸化水素等の酸化性
の化学種の発生を抑制しようとするものである。水素注
入により炉水を適度の還元性雰囲気とした場合、放射線
存在下では放射線化学的に酸素，過酸化水素と、水素と
の水への再結合反応が促進される。既設プラント（米国
ドレスデン２号炉）における水素注入技術の例を図３を
用いて説明する。
【０００７】この図は水素注入を行う原子炉一次系の系
統図である。すなわち、炉心１で発生した蒸気はタ―ビ
ン２において仕事をした後、復水器３に導かれここで冷
却凝縮されて復水となる。この復水はポンプ４，復水浄
化系５を経由して、高圧復水ポンプ６，給水加熱器７，
給水ポンプ８により昇温，加圧されて原子炉圧力容器９
内に注入される。なお、図中10は原子炉再循環系の再循
環ポンプであり、原子炉圧力容器９内の炉水を強制的に
再循環させ、炉心流量を増加させるものである。
統図である。すなわち、炉心１で発生した蒸気はタ―ビ
ン２において仕事をした後、復水器３に導かれここで冷
却凝縮されて復水となる。この復水はポンプ４，復水浄
化系５を経由して、高圧復水ポンプ６，給水加熱器７，
給水ポンプ８により昇温，加圧されて原子炉圧力容器９
内に注入される。なお、図中10は原子炉再循環系の再循
環ポンプであり、原子炉圧力容器９内の炉水を強制的に
再循環させ、炉心流量を増加させるものである。
【０００８】また、上記原子炉再循環系から原子炉冷却
材浄化系が分岐され、炉水は原子炉冷却材浄化ポンプ1
1，原子炉冷却材浄化系再生熱交換器12，同非再生熱交
換器13を経て、原子炉冷却材浄化系14により浄化された
後、給水系に戻される。
材浄化系が分岐され、炉水は原子炉冷却材浄化ポンプ1
1，原子炉冷却材浄化系再生熱交換器12，同非再生熱交
換器13を経て、原子炉冷却材浄化系14により浄化された
後、給水系に戻される。
【０００９】上記構成の一次系において、水素注入は復
水浄化系５の下流で高圧復水ポンプ６の上流に位置した
注入点15に水素注入機構16から水素を流入している。例
示した既設プラント以外のものにおいても、前述した注
入点15から水素注入されている例が多い。
水浄化系５の下流で高圧復水ポンプ６の上流に位置した
注入点15に水素注入機構16から水素を流入している。例
示した既設プラント以外のものにおいても、前述した注
入点15から水素注入されている例が多い。
【００１０】図３中には復水器３から排出する気体の気
体廃棄物処理系をあわせて示している。復水器３から搬
出されるオフガス（気体）は空気抽出器17，オフガス予
熱器18を経てオフガス再結合器19で処理され、オフガス
復水器20を通って気体廃棄物処理系に至る。酸素の注入
点21は通常、空気抽出器17とオフガス予熱器18の中間に
位置し、酸素注入機構22から酸素が注入される。
体廃棄物処理系をあわせて示している。復水器３から搬
出されるオフガス（気体）は空気抽出器17，オフガス予
熱器18を経てオフガス再結合器19で処理され、オフガス
復水器20を通って気体廃棄物処理系に至る。酸素の注入
点21は通常、空気抽出器17とオフガス予熱器18の中間に
位置し、酸素注入機構22から酸素が注入される。
【００１１】図４はドレスデン２号，ピ―チボトム３
号，ピルグリム，フィッツパトリック等の米国既設プラ
ントにおける水素注入による溶存酸素濃度の低減効果の
試験結果を示す図であり、縦軸は再循環系で採取したサ
ンプル炉水中の溶存酸素濃度（ppb ）、横軸は給水溶存
水素濃度（ppm ）を示している。
号，ピルグリム，フィッツパトリック等の米国既設プラ
ントにおける水素注入による溶存酸素濃度の低減効果の
試験結果を示す図であり、縦軸は再循環系で採取したサ
ンプル炉水中の溶存酸素濃度（ppb ）、横軸は給水溶存
水素濃度（ppm ）を示している。
【００１２】この図から、プラントの相違によって酸素
濃度低減効果に違いはあるものの、給水中の水素濃度を
高くしていけば炉水中の溶存酸素濃度が低下していくこ
とがわかる。
濃度低減効果に違いはあるものの、給水中の水素濃度を
高くしていけば炉水中の溶存酸素濃度が低下していくこ
とがわかる。
【００１３】上記から明らかなように、水素注入により
炉水中溶存酸素濃度を低下させられることは、実機にお
いても立証されており、環境面からのＳＣＣ対策として
有効である。
炉水中溶存酸素濃度を低下させられることは、実機にお
いても立証されており、環境面からのＳＣＣ対策として
有効である。
【００１４】さて、この水素注入技術においては、炉心
で放射線分解によって発生する酸素および水素は再結合
反応によって水に戻るものの外部から注入した量に相当
する水素は余剰水素として気体廃棄物処理系に排出され
る。この余剰水素は安全上、気体廃棄物処理系で再結合
処理を施す必要があり、通常、気体廃棄物処理系に酸素
注入を行い、オフガス再結合器19で余剰水素と気体廃棄
物処理系注入酸素との反応を行わせ処理している。この
ように、従来の水素注入技術では一方で給水系から水素
を注入し、他方、気体廃棄物処理系では酸素を注入して
いる。
で放射線分解によって発生する酸素および水素は再結合
反応によって水に戻るものの外部から注入した量に相当
する水素は余剰水素として気体廃棄物処理系に排出され
る。この余剰水素は安全上、気体廃棄物処理系で再結合
処理を施す必要があり、通常、気体廃棄物処理系に酸素
注入を行い、オフガス再結合器19で余剰水素と気体廃棄
物処理系注入酸素との反応を行わせ処理している。この
ように、従来の水素注入技術では一方で給水系から水素
を注入し、他方、気体廃棄物処理系では酸素を注入して
いる。
【００１５】
【発明が解決しようとする課題】さて、従来のＢＷＲ原
子力発電設備において水素注入を実施した場合、炉水中
の溶存酸素濃度が低減されることはすでに図４に示し
た。ところが、この水素注入を実施しているプラントに
おいて、近年、炉水中のＣｏ−60等の放射能濃度が上昇
するという問題が生じてきた。この一例を図５に示す。
すなわち図５は圧力管型新型転換炉において水素注入開
始後に炉水中のＣｏ−60放射能濃度が上昇してきたこと
を示している。この原因は次のように考えられている。
子力発電設備において水素注入を実施した場合、炉水中
の溶存酸素濃度が低減されることはすでに図４に示し
た。ところが、この水素注入を実施しているプラントに
おいて、近年、炉水中のＣｏ−60等の放射能濃度が上昇
するという問題が生じてきた。この一例を図５に示す。
すなわち図５は圧力管型新型転換炉において水素注入開
始後に炉水中のＣｏ−60放射能濃度が上昇してきたこと
を示している。この原因は次のように考えられている。
【００１６】水素注入によってＢＷＲ一次系が還元雰囲
気になると、時間の経過と共に金属酸化物（例えば鉄の
酸化物）が還元されて化学形態に変化を生ずる。今、金
属元素をＭで表わすと、形態変化の一例は次のように表
わされる。
気になると、時間の経過と共に金属酸化物（例えば鉄の
酸化物）が還元されて化学形態に変化を生ずる。今、金
属元素をＭで表わすと、形態変化の一例は次のように表
わされる。
【００１７】
【数１】 Ｍ2 III Ｏ3 →Ｍ3 Ｏ4 （ＭIIＯ・Ｍ2 III Ｏ3 ）…（１） ここで II ：酸化数が２価の金属元素 III ：酸化数が３価の金属元素
【００１８】例えば、鉄の酸化物の場合、通常運転中は
Ｆｅ2 Ｏ3 （ヘマタイト）が主体的であるのに対し、水
素注入時は一部がＦｅ3 Ｏ4 （マグネタイト）に変換さ
れる。マグネタイトはヘマタイトに比べて高温水での溶
解度が大きく、水素注入により鉄酸化物の溶解傾向が増
大する。一方、Ｃｏ−60又はＣｏ−58等の放射能は、元
素としてはＦｅと同じ遷移金属であることから、鉄酸化
物あるいは腐食酸化被膜中に取り込まれている。水素注
入時に鉄酸化物の溶存傾向が増大すると、これらの放射
能も炉水中に放出され、炉水放射能濃度が上昇するとい
う問題を生ずることとなる。
Ｆｅ2 Ｏ3 （ヘマタイト）が主体的であるのに対し、水
素注入時は一部がＦｅ3 Ｏ4 （マグネタイト）に変換さ
れる。マグネタイトはヘマタイトに比べて高温水での溶
解度が大きく、水素注入により鉄酸化物の溶解傾向が増
大する。一方、Ｃｏ−60又はＣｏ−58等の放射能は、元
素としてはＦｅと同じ遷移金属であることから、鉄酸化
物あるいは腐食酸化被膜中に取り込まれている。水素注
入時に鉄酸化物の溶存傾向が増大すると、これらの放射
能も炉水中に放出され、炉水放射能濃度が上昇するとい
う問題を生ずることとなる。
【００１９】本発明は以上の事情に基づいてなされたも
のであり、その目的は、ＢＷＲ一次系の系統水中に水素
を注入しまた系統水中に鉄を注入して、ＢＷＲ一次系構
成材料の防食を図りしかもＢＷＲ一次系内の放射能蓄積
を抑制しひいては従業員の放射線被曝低減を達成できる
原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置を提供
することにある。
のであり、その目的は、ＢＷＲ一次系の系統水中に水素
を注入しまた系統水中に鉄を注入して、ＢＷＲ一次系構
成材料の防食を図りしかもＢＷＲ一次系内の放射能蓄積
を抑制しひいては従業員の放射線被曝低減を達成できる
原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置を提供
することにある。
【００２０】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明においては、沸騰水型原子炉一次系の系統水
中に応力腐食割れ対策上必要な量の水素を注入し、この
系統水中の放射能濃度を測定しこの放射能濃度が所定値
以下になるように前記系統水中に適量の鉄を注入するこ
とを特徴とする原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法を
提供し、沸騰水型原子炉一次系の系統水中に応力腐食割
れ対策上必要な水素を注入する水素注入手段と、前記系
統水中に鉄を注入する鉄注入手段と、前記系統水中の放
射能濃度を測定する測定手段とを有することを特徴とす
る原子炉一次系構成材料の腐食抑制装置を提供し、さら
には前記測定手段で測定された放射能濃度が所定値以下
になるように前記鉄注入手段からの鉄の注入量を制御す
る鉄注入量制御装置を具備することを特徴とする原子炉
一次系構成材料の腐食抑制装置を提供する。
に、本発明においては、沸騰水型原子炉一次系の系統水
中に応力腐食割れ対策上必要な量の水素を注入し、この
系統水中の放射能濃度を測定しこの放射能濃度が所定値
以下になるように前記系統水中に適量の鉄を注入するこ
とを特徴とする原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法を
提供し、沸騰水型原子炉一次系の系統水中に応力腐食割
れ対策上必要な水素を注入する水素注入手段と、前記系
統水中に鉄を注入する鉄注入手段と、前記系統水中の放
射能濃度を測定する測定手段とを有することを特徴とす
る原子炉一次系構成材料の腐食抑制装置を提供し、さら
には前記測定手段で測定された放射能濃度が所定値以下
になるように前記鉄注入手段からの鉄の注入量を制御す
る鉄注入量制御装置を具備することを特徴とする原子炉
一次系構成材料の腐食抑制装置を提供する。
【００２１】
【作用】このように構成することにより、水素注入を実
施している原子力発電プラントにおいて、炉水放射能濃
度を常時監視し、上昇傾向が認められた場合には、ＢＷ
Ｒ一次系に鉄注入を実施する。ＢＷＲプラントにおい
て、Ｃｏ−60又はＣｏ−58のようなイオン状放射能が上
昇した場合に、微量の鉄を注入すると、鉄はクラッド状
の形態をとるためイオン状の放射性同位元素を捕捉し、
自らは復水浄化系によりろ過されて、炉水中放射能濃度
を低減することが可能である。これによりＢＷＲ一次系
構成材料の防食を図りしかもＢＷＲ一次系内の放射能蓄
積を防止できる。
施している原子力発電プラントにおいて、炉水放射能濃
度を常時監視し、上昇傾向が認められた場合には、ＢＷ
Ｒ一次系に鉄注入を実施する。ＢＷＲプラントにおい
て、Ｃｏ−60又はＣｏ−58のようなイオン状放射能が上
昇した場合に、微量の鉄を注入すると、鉄はクラッド状
の形態をとるためイオン状の放射性同位元素を捕捉し、
自らは復水浄化系によりろ過されて、炉水中放射能濃度
を低減することが可能である。これによりＢＷＲ一次系
構成材料の防食を図りしかもＢＷＲ一次系内の放射能蓄
積を防止できる。
【００２２】
【実施例】以下、本発明を図面に示す実施例に基づいて
説明する。
説明する。
【００２３】図１は本発明の第１の実施例で、水素注入
を行う原子炉一次系と、気体廃棄物処理系の一部を示す
系統図である。すなわち、原子炉一次系は炉心１で発生
した蒸気はタ―ビン２において仕事をした後、復水器３
に導かれ、この復水器３で冷却凝縮されて復水となる。
この復水はポンプ４，復水浄化系５を経由して、高圧復
水ポンプ６，給水加熱器７，給水ポンプ８により昇温，
加圧されて原子炉圧力容器９内に注入される。なお、図
中10は原子炉再循環系の再循環ポンプであり、原子炉圧
力容器９内の炉水を強制的に再循環させ、炉心流量を増
加させるものである。
を行う原子炉一次系と、気体廃棄物処理系の一部を示す
系統図である。すなわち、原子炉一次系は炉心１で発生
した蒸気はタ―ビン２において仕事をした後、復水器３
に導かれ、この復水器３で冷却凝縮されて復水となる。
この復水はポンプ４，復水浄化系５を経由して、高圧復
水ポンプ６，給水加熱器７，給水ポンプ８により昇温，
加圧されて原子炉圧力容器９内に注入される。なお、図
中10は原子炉再循環系の再循環ポンプであり、原子炉圧
力容器９内の炉水を強制的に再循環させ、炉心流量を増
加させるものである。
【００２４】また、上記原子炉再循環系から原子炉冷却
材浄化系が分岐され、炉水は原子炉冷却材浄化ポンプ1
1，原子炉冷却材浄化系再生熱交換器12，同非再生熱交
換器13を経て、原子炉冷却材浄化系14により浄化された
後、給水系に戻される。
材浄化系が分岐され、炉水は原子炉冷却材浄化ポンプ1
1，原子炉冷却材浄化系再生熱交換器12，同非再生熱交
換器13を経て、原子炉冷却材浄化系14により浄化された
後、給水系に戻される。
【００２５】上記構成の原子炉一次系において、水素注
入は復水浄化系５の下流で高圧復水ポンプ６の上流にあ
る注入点15から水素注入機構16よりなされている。例示
した既設プラント以外のものにおいても、前記した注入
点15から注入されている例が多い。
入は復水浄化系５の下流で高圧復水ポンプ６の上流にあ
る注入点15から水素注入機構16よりなされている。例示
した既設プラント以外のものにおいても、前記した注入
点15から注入されている例が多い。
【００２６】さて、この水素注入技術においては、余剰
水素を気体廃棄物系（オフガス系）で再結合処理する必
要があり、通常、気体廃棄物処理系に酸素注入を行い、
オフガス再結合器で余剰水素とオフガス系注入酸素との
反応を行わせ、処理している。
水素を気体廃棄物系（オフガス系）で再結合処理する必
要があり、通常、気体廃棄物処理系に酸素注入を行い、
オフガス再結合器で余剰水素とオフガス系注入酸素との
反応を行わせ、処理している。
【００２７】図１には気体廃棄物処理系の構成をあわせ
て示したが、復水器３から排出されるオフガスは空気抽
出器17，オフガス予熱器18を経てオフガス再結合器19で
処理され、オフガス復水器20を通って気体廃棄物処理さ
れる。
て示したが、復水器３から排出されるオフガスは空気抽
出器17，オフガス予熱器18を経てオフガス再結合器19で
処理され、オフガス復水器20を通って気体廃棄物処理さ
れる。
【００２８】このようなＢＷＲ原子力発電設備におい
て、本発明では図１に示すように、復水浄化系５の下流
側、すなわち給水復水系において最も系統圧力の低い所
に位置する給復水系鉄注入点23より、鉄注入装置24を介
して適切な量の鉄を注入する。この鉄は、溶解性、不溶
解性のどちらの形態でも良い。また、給復水系鉄注入点
23についても復水浄化系５の下流のどの点でもよい。こ
の鉄注入量は炉水放射能濃度を監視することによって決
定され、水素注入以前の放射能濃度を上回らないように
制御するものとする。
て、本発明では図１に示すように、復水浄化系５の下流
側、すなわち給水復水系において最も系統圧力の低い所
に位置する給復水系鉄注入点23より、鉄注入装置24を介
して適切な量の鉄を注入する。この鉄は、溶解性、不溶
解性のどちらの形態でも良い。また、給復水系鉄注入点
23についても復水浄化系５の下流のどの点でもよい。こ
の鉄注入量は炉水放射能濃度を監視することによって決
定され、水素注入以前の放射能濃度を上回らないように
制御するものとする。
【００２９】次にこのような構成からなる本実施例の作
用について説明する。ＢＷＲ一次系の系統水中に水素注
入機構16により水素が注入される。このＢＷＲ一次系の
炉水放射能濃度が常時監視されている。系統水中への水
素注入に伴って炉水放射能濃度に上昇傾向が認められた
場合には、ＢＷＲ一次系に鉄注入機構24より給復水系鉄
注入点23を経由して溶解性又は不溶解性の鉄が注入され
る。ＢＷＲプラントにおいては、炉水放射能濃度上昇の
主原因であるＣｏ−60又はＣｏ−58のようなイオン状放
射能が上昇した場合に、微量の鉄を注入すると、鉄はク
ラッド状の形態をとるためイオン状の放射性同位元素Ｃ
ｏ−60又はＣｏ−58を捕捉し、自らは復水浄化系５によ
りろ過されて、炉水中放射能濃度を低減することが可能
となる。このことは、給水中のＮｉイオン濃度とＦｅク
ラッド濃度との比を制御して炉水放射能濃度を低減す
る、いわゆるＮｉ／Ｆｅ比コントロ―ルとしてＢＷＲプ
ラントでは実証されている。
用について説明する。ＢＷＲ一次系の系統水中に水素注
入機構16により水素が注入される。このＢＷＲ一次系の
炉水放射能濃度が常時監視されている。系統水中への水
素注入に伴って炉水放射能濃度に上昇傾向が認められた
場合には、ＢＷＲ一次系に鉄注入機構24より給復水系鉄
注入点23を経由して溶解性又は不溶解性の鉄が注入され
る。ＢＷＲプラントにおいては、炉水放射能濃度上昇の
主原因であるＣｏ−60又はＣｏ−58のようなイオン状放
射能が上昇した場合に、微量の鉄を注入すると、鉄はク
ラッド状の形態をとるためイオン状の放射性同位元素Ｃ
ｏ−60又はＣｏ−58を捕捉し、自らは復水浄化系５によ
りろ過されて、炉水中放射能濃度を低減することが可能
となる。このことは、給水中のＮｉイオン濃度とＦｅク
ラッド濃度との比を制御して炉水放射能濃度を低減す
る、いわゆるＮｉ／Ｆｅ比コントロ―ルとしてＢＷＲプ
ラントでは実証されている。
【００３０】このように本実施例によれば、ＢＷＲ一次
系の系統水中に水素を注入しまた系統水中に鉄を注入し
て、ＢＷＲ一次系構成材料の防食を図りしかもＢＷＲ一
次系内の放射能蓄積を防止することができる。次に本発
明の第２の実施例を図２を参照して説明する。
系の系統水中に水素を注入しまた系統水中に鉄を注入し
て、ＢＷＲ一次系構成材料の防食を図りしかもＢＷＲ一
次系内の放射能蓄積を防止することができる。次に本発
明の第２の実施例を図２を参照して説明する。
【００３１】ＢＷＲ一次系に鉄注入をより適切に行うた
めには、炉水中放射能濃度を常時監視し、フィ―ドバッ
クをかけることが望ましい。この点を考慮した第２の実
施例を図２に示す。図２中、第１の実施例と同一部分に
は同一符号で示し、重複する部分の説明を省略し、その
要部のみを説明する。すなわち、この第２の実施例では
原子炉冷却材浄化系に水質測定装置25を設け、この水質
測定装置25で炉水放射能濃度を常時監視し、この値が通
常運転時の範囲を逸脱しないよう、鉄注入量制御装置26
を介してＢＷＲ一次系に鉄注入を実施する。第２の実施
例においても第１実施例と同様の作用効果を得ることが
できる。
めには、炉水中放射能濃度を常時監視し、フィ―ドバッ
クをかけることが望ましい。この点を考慮した第２の実
施例を図２に示す。図２中、第１の実施例と同一部分に
は同一符号で示し、重複する部分の説明を省略し、その
要部のみを説明する。すなわち、この第２の実施例では
原子炉冷却材浄化系に水質測定装置25を設け、この水質
測定装置25で炉水放射能濃度を常時監視し、この値が通
常運転時の範囲を逸脱しないよう、鉄注入量制御装置26
を介してＢＷＲ一次系に鉄注入を実施する。第２の実施
例においても第１実施例と同様の作用効果を得ることが
できる。
【００３２】
【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る原子
炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置によれば、
ＢＷＲ一次系の系統水中に水素を注入しまたこの系統水
中に鉄を注入して、ＢＷＲ一次系構成材料の防食を図り
しかもＢＷＲ一次系内の放射能蓄積を抑制しひいては従
業員の放射線被曝低減を達成することができる。
炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置によれば、
ＢＷＲ一次系の系統水中に水素を注入しまたこの系統水
中に鉄を注入して、ＢＷＲ一次系構成材料の防食を図り
しかもＢＷＲ一次系内の放射能蓄積を抑制しひいては従
業員の放射線被曝低減を達成することができる。
【図１】本発明の第１の実施例に係る原子炉一次系の系
統図。
統図。
【図２】本発明の第２の実施例に係る原子炉一次系の系
統図。
統図。
【図３】従来の原子炉一次系の系統図。
【図４】従来の水素注入による炉水酸素濃度低減を示す
特性図。
特性図。
【図５】従来の水素注入実施前と実施後の炉水中溶解性
Ｃｏ−60放射能濃度の変化を示す特性図。
Ｃｏ−60放射能濃度の変化を示す特性図。
１…炉心 ２…タ―ビン ３…復水器 ５…復水浄化系 ９…原子炉圧力容器 16…水素注入機構 18…オフガス予熱器 24…鉄注入機構 25…水質測定装置 26…鉄注入量制御装置
Claims (3)
- 【請求項１】 沸騰水型原子炉一次系の系統水中に応力
腐食割れ対策上必要な量の水素を注入し、この系統水中
の放射能濃度を測定しこの放射能濃度が所定値以下にな
るように前記系統水中に適量の鉄を注入することを特徴
とする原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法。 - 【請求項２】 沸騰水型原子炉一次系の系統水中に応力
腐食割れ対策上必要な水素を注入する水素注入手段と、
前記系統水中に鉄を注入する鉄注入手段と、前記系統水
中の放射能濃度を測定する測定手段とを有することを特
徴とする原子炉一次系構成材料の腐食抑制装置。 - 【請求項３】 前記測定手段で測定された放射能濃度が
所定値以下になるように前記鉄注入手段からの鉄の注入
量を制御する鉄注入量制御装置を具備することを特徴と
する請求項２記載の原子炉一次系構成材料の腐食抑制装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4321078A JPH06167596A (ja) | 1992-12-01 | 1992-12-01 | 原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4321078A JPH06167596A (ja) | 1992-12-01 | 1992-12-01 | 原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06167596A true JPH06167596A (ja) | 1994-06-14 |
Family
ID=18128567
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4321078A Pending JPH06167596A (ja) | 1992-12-01 | 1992-12-01 | 原子炉一次系構成材料の腐食抑制方法および装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06167596A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006029940A (ja) * | 2004-07-15 | 2006-02-02 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力発電プラントの水素注入方法 |
| JP2006038811A (ja) * | 2004-07-30 | 2006-02-09 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの運転方法 |
| JP2006162522A (ja) * | 2004-12-09 | 2006-06-22 | Toshiba Corp | 原子力発電プラントとその耐食性被膜形成方法および原子炉運転方法 |
| JP2013002983A (ja) * | 2011-06-17 | 2013-01-07 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラント構成部材の線量低減方法 |
-
1992
- 1992-12-01 JP JP4321078A patent/JPH06167596A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006029940A (ja) * | 2004-07-15 | 2006-02-02 | Tokyo Electric Power Co Inc:The | 沸騰水型原子力発電プラントの水素注入方法 |
| JP2006038811A (ja) * | 2004-07-30 | 2006-02-09 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの運転方法 |
| JP2006162522A (ja) * | 2004-12-09 | 2006-06-22 | Toshiba Corp | 原子力発電プラントとその耐食性被膜形成方法および原子炉運転方法 |
| JP2013002983A (ja) * | 2011-06-17 | 2013-01-07 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラント構成部材の線量低減方法 |
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