JPH0720280A - 加圧水型原子炉の一次冷却材の処理方法 - Google Patents
加圧水型原子炉の一次冷却材の処理方法Info
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- JPH0720280A JPH0720280A JP4233135A JP23313592A JPH0720280A JP H0720280 A JPH0720280 A JP H0720280A JP 4233135 A JP4233135 A JP 4233135A JP 23313592 A JP23313592 A JP 23313592A JP H0720280 A JPH0720280 A JP H0720280A
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- Japan
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- coolant
- koh
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- lioh
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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
-
- 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
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- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【構成】 エネルギー発生の状態に運転される原子炉の
冷却材に、その含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却材に
なるよう水和ヒドラジンを連続供給し、20〜０g/kg冷却
材の範囲にある H3 BO3 の量との関係で、KOH 換算で80
〜5.6 mg/kg 冷却材になるようKOH および／またはLiOH
を供給し、冷却材中の最大水素量が 100n.ml/kg になる
ようにシステムから過剰水素を除去する、工程を有する
冷却材中の H3 BO3 量により出力が制御される加圧水型
原子炉の一次冷却材の処理方法。 【効果】 ニッケル酸化物の溶解性を著しく上昇させ、
それにより58Coによる原子炉汚染を低下させることがで
きる。
冷却材に、その含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却材に
なるよう水和ヒドラジンを連続供給し、20〜０g/kg冷却
材の範囲にある H3 BO3 の量との関係で、KOH 換算で80
〜5.6 mg/kg 冷却材になるようKOH および／またはLiOH
を供給し、冷却材中の最大水素量が 100n.ml/kg になる
ようにシステムから過剰水素を除去する、工程を有する
冷却材中の H3 BO3 量により出力が制御される加圧水型
原子炉の一次冷却材の処理方法。 【効果】 ニッケル酸化物の溶解性を著しく上昇させ、
それにより58Coによる原子炉汚染を低下させることがで
きる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、冷却材中の硼酸（ H3
BO3 ）含量により出力を調整する加圧水型原子炉、特に
原子炉における水化学的条件の改良法に関わる。
BO3 ）含量により出力を調整する加圧水型原子炉、特に
原子炉における水化学的条件の改良法に関わる。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の運転中に最も著しく活性化する
のは、公知のように、冷却材中に含まれる不溶性化合物
と金属酸化物である（O.I. Martynov, A.S. Kopylov,
"Vodno-chimiceskie Rezimy AES, Sisteny Ich Podderz
anija i Kontrolja", Moscow,Energoisdet, 1983, 49
−50頁）。原子炉冷却水中の金属酸化物の溶解度定数を
分析した結果、温度とLiOHおよびKOH の濃度とに応じ
て、実質的に同じ条件下では、ニッケル酸化物の溶解性
は鉄、クロム、マンガン、コバルトそれぞれの酸化物や
他の酸化物のそれより相当に低いことが明らかになっ
た。
のは、公知のように、冷却材中に含まれる不溶性化合物
と金属酸化物である（O.I. Martynov, A.S. Kopylov,
"Vodno-chimiceskie Rezimy AES, Sisteny Ich Podderz
anija i Kontrolja", Moscow,Energoisdet, 1983, 49
−50頁）。原子炉冷却水中の金属酸化物の溶解度定数を
分析した結果、温度とLiOHおよびKOH の濃度とに応じ
て、実質的に同じ条件下では、ニッケル酸化物の溶解性
は鉄、クロム、マンガン、コバルトそれぞれの酸化物や
他の酸化物のそれより相当に低いことが明らかになっ
た。
【０００３】Ni含量の高いスチール製であることが多い
原子炉では、原子炉運転中に、ニッケル酸化物は、最も
深刻な汚染源である放射性アイソトープの一つ、58Coの
生成源となる。ニッケル酸化物の溶解性は、媒体の温度
を上げるかまたはLiOHかKOH の含量を増加して冷却材の
アルカリ度を上げることにより高くすることができる。
しかし、炉心で熱放出が増大し媒体温度が上昇すると、
燃料要素動作時の安全性が低下することになる（A.S. K
opylov, E.I. Verchovskij "Specvodoocistka nsAtomny
ch Elektrostancijach", Moscow, "Vyssaja skola", 19
88, 109頁）。
原子炉では、原子炉運転中に、ニッケル酸化物は、最も
深刻な汚染源である放射性アイソトープの一つ、58Coの
生成源となる。ニッケル酸化物の溶解性は、媒体の温度
を上げるかまたはLiOHかKOH の含量を増加して冷却材の
アルカリ度を上げることにより高くすることができる。
しかし、炉心で熱放出が増大し媒体温度が上昇すると、
燃料要素動作時の安全性が低下することになる（A.S. K
opylov, E.I. Verchovskij "Specvodoocistka nsAtomny
ch Elektrostancijach", Moscow, "Vyssaja skola", 19
88, 109頁）。
【０００４】加圧水型原子炉における冷却材のアルカリ
度上昇が調べられた（IAEAリポート"Coolant Technolog
y of Water Reactors", Doc. 0849j. 1991年３月11日、
27−29頁）。その際、最大許容ｐＨ値（高温試料に基づ
き）は８とわかり、また一定量の酸化物ラジカル、つま
り水の放射性分解生成物の生成によるアルカリ度上昇
は、原子炉の個々のパーツの材料であるステンレススチ
ールをもろくすることがあることが確認された。H3 BO3
の量に関わる許容アルカリ度範囲は、IAEAのリポート
"Coolant Tech-nology of Water Reactors" (Doc. 0849
j), 1991年３月11日、27頁に記されている。
度上昇が調べられた（IAEAリポート"Coolant Technolog
y of Water Reactors", Doc. 0849j. 1991年３月11日、
27−29頁）。その際、最大許容ｐＨ値（高温試料に基づ
き）は８とわかり、また一定量の酸化物ラジカル、つま
り水の放射性分解生成物の生成によるアルカリ度上昇
は、原子炉の個々のパーツの材料であるステンレススチ
ールをもろくすることがあることが確認された。H3 BO3
の量に関わる許容アルカリ度範囲は、IAEAのリポート
"Coolant Tech-nology of Water Reactors" (Doc. 0849
j), 1991年３月11日、27頁に記されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】本発明の課題は、ニッ
ケル酸化物の溶解性を著しく上昇させ、それにより58Co
による原子炉汚染を低下させることにある。
ケル酸化物の溶解性を著しく上昇させ、それにより58Co
による原子炉汚染を低下させることにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】このような課題の解決
は、エネルギー発生に至るまでに運転された原子炉の冷
却材に、含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却材になる量
の水和ヒドラジン（ N2H4 ・ H2 O ）を連続供給し、し
かも、20〜０g/kg冷却材の範囲で変動する H3BO3 の量
との関係でKOH 換算で、80〜5.6mg/kg冷却材となる量で
KOH および／またはLiOHを供給し、冷却材中の最高水素
量が 100n.ml/kg になるようにシステムから過剰水素を
除去することにより行なわれる。冷却材に水和ヒドラジ
ンを連続供給することで、酸化物ラジカル生成を実質的
に完全に防止でき、それによりステンレススチールのア
ルカリ脆弱の危険を生じることなく、アルカリ濃度の増
加を防止することができる。
は、エネルギー発生に至るまでに運転された原子炉の冷
却材に、含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却材になる量
の水和ヒドラジン（ N2H4 ・ H2 O ）を連続供給し、し
かも、20〜０g/kg冷却材の範囲で変動する H3BO3 の量
との関係でKOH 換算で、80〜5.6mg/kg冷却材となる量で
KOH および／またはLiOHを供給し、冷却材中の最高水素
量が 100n.ml/kg になるようにシステムから過剰水素を
除去することにより行なわれる。冷却材に水和ヒドラジ
ンを連続供給することで、酸化物ラジカル生成を実質的
に完全に防止でき、それによりステンレススチールのア
ルカリ脆弱の危険を生じることなく、アルカリ濃度の増
加を防止することができる。
【０００７】冷却材に供給されるKOH および／またはLi
OHの好ましい量は、 H3 BO3 濃度が10〜０g/kgの場合、
35〜5.6 mg/kg になる。KOH とLiOHは一種単独でも両方
の併用でもよい。従って、KOH のみ供給してもよいし、
KOH の少なくとも一部を当量のLiOHで置き換えてもよ
い。この量は、原子炉運転期間に相応する。というの
は、 H3 BO3 濃度は、アルカリ添加物の濃度の低下にと
もなって初期の20g/kgから０g/kgに低下するからであ
る。
OHの好ましい量は、 H3 BO3 濃度が10〜０g/kgの場合、
35〜5.6 mg/kg になる。KOH とLiOHは一種単独でも両方
の併用でもよい。従って、KOH のみ供給してもよいし、
KOH の少なくとも一部を当量のLiOHで置き換えてもよ
い。この量は、原子炉運転期間に相応する。というの
は、 H3 BO3 濃度は、アルカリ添加物の濃度の低下にと
もなって初期の20g/kgから０g/kgに低下するからであ
る。
【０００８】図１は、KOH および／またはLiOHの量と、
H3 BO3 量の関係を示す。この場合、破線は公知の方法
を、実線は本発明による方法を示すが、それぞれに原子
炉の効率的運転中の冷却材の温度が異なる。図１の曲線
を比較してみると、 H3 BO3 量が同じ場合（例えば17g/
kg冷却材）、公知の方法では22mg/kg 冷却材のアルカリ
が供給されるが、本発明による方法では当該量は約50〜
70mg/kg 冷却材に増加する。
H3 BO3 量の関係を示す。この場合、破線は公知の方法
を、実線は本発明による方法を示すが、それぞれに原子
炉の効率的運転中の冷却材の温度が異なる。図１の曲線
を比較してみると、 H3 BO3 量が同じ場合（例えば17g/
kg冷却材）、公知の方法では22mg/kg 冷却材のアルカリ
が供給されるが、本発明による方法では当該量は約50〜
70mg/kg 冷却材に増加する。
【０００９】図２は、酸化物の溶解度と、全出力時の原
子炉稼働温度になっている冷却材のｐＨ値との関係を示
す。公知の原子炉は、ｐＨ７〜８で動作する。冷却材に
供給されるKOH および／またはLiOHの量が、冷却材のｐ
Ｈ値を10〜13に上げることになり、これがステンレスス
チールの脆弱性をまねくことなくニッケル酸化物の溶解
を促進する。本発明の方法は、既に稼働中の原子炉でも
NH3 を水和ヒドラジンに代えることにより、また新規に
運転開始される原子炉でも実施可能である。
子炉稼働温度になっている冷却材のｐＨ値との関係を示
す。公知の原子炉は、ｐＨ７〜８で動作する。冷却材に
供給されるKOH および／またはLiOHの量が、冷却材のｐ
Ｈ値を10〜13に上げることになり、これがステンレスス
チールの脆弱性をまねくことなくニッケル酸化物の溶解
を促進する。本発明の方法は、既に稼働中の原子炉でも
NH3 を水和ヒドラジンに代えることにより、また新規に
運転開始される原子炉でも実施可能である。
【００１０】本発明の方法は好ましくは次のように実施
される： −原子炉の運転開始の前に、浄水のためのイオン交換フ
ィルターを、NH3 とKOHおよび／またはLiOHの平衡濃度
で飽和させる： −エネルギーの商業レベルでの生産に移行し、原子炉内
の H3 BO3 濃度を安定させた後、上記の量の水和ヒドラ
ジンを冷却対に連続供給し、冷却材中の最大水素量が 1
00n.ml/kg になるよう冷却材から過剰水素を取り除く。
冷却材に、図１に従って H3 BO3 濃度および冷却材の温
度条件に依存する量のKOH および／またはLiOHを供給す
る。
される： −原子炉の運転開始の前に、浄水のためのイオン交換フ
ィルターを、NH3 とKOHおよび／またはLiOHの平衡濃度
で飽和させる： −エネルギーの商業レベルでの生産に移行し、原子炉内
の H3 BO3 濃度を安定させた後、上記の量の水和ヒドラ
ジンを冷却対に連続供給し、冷却材中の最大水素量が 1
00n.ml/kg になるよう冷却材から過剰水素を取り除く。
冷却材に、図１に従って H3 BO3 濃度および冷却材の温
度条件に依存する量のKOH および／またはLiOHを供給す
る。
【００１１】
【発明の効果】本発明の方法によれば、冷却材中の H3
BO3 量により出力が制御される加圧水型原子炉におい
て、ニッケル酸化物の溶解性を著しく上昇させ、それに
より58Coによる原子炉汚染を低下させることができる。
BO3 量により出力が制御される加圧水型原子炉におい
て、ニッケル酸化物の溶解性を著しく上昇させ、それに
より58Coによる原子炉汚染を低下させることができる。
【図１】種々の運転温度のおけるKOH 濃度と H3 BO3 濃
度との関係を示すグラフ図。
度との関係を示すグラフ図。
【図２】ニッケル酸化物溶液と冷却材のｐＨとの関係を
示すグラフ図。
示すグラフ図。
フロントページの続き (72)発明者 ドミートリィ ウラディミローヴィチ パ シェヴィチ ロシア連邦、ムイチィーシチ、モスクワ オブラスティ、ウル．セマスコ，ディー. 19，ケーヴィ．８ (72)発明者 ヴィクトル イオシフォビィチ ザレンバ ロシア連邦、レニングラード、クラスノヤ ルスカヤ ２、ウル．，ディー．16，ケー ヴィ．15
Claims (3)
- 【請求項１】 エネルギー発生の状態に運転される原子
炉の冷却材に、その含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却
材になるよう水和ヒドラジンを連続供給し、20〜０g/kg
冷却材の範囲にある H3 BO3 の量との関係で、KOH 換算
で80〜5.6 mg/kg 冷却材になるようKOH および／または
LiOHを供給し、冷却材中の最大水素量が 100n.ml/kg に
なるようにシステムから過剰水素を除去する、工程を有
する冷却材中の H3 BO3 量により出力が制御される加圧
水型原子炉の一次冷却材の処理方法。 - 【請求項２】 硼酸濃度が０〜10g/kg冷却材の冷却材１
kgに対し、KOH を35〜5.6 mgの濃度で該冷却材に供給す
る、請求の範囲第１項に記載の方法。 - 【請求項３】 KOH の少なくとも一部の代わりに当量の
LiOHが使用される、請求の範囲第２項に記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE4126467A DE4126467C2 (de) | 1991-08-09 | 1991-08-09 | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserkernreaktors |
| DE4126467.3 | 1991-08-09 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0720280A true JPH0720280A (ja) | 1995-01-24 |
Family
ID=6438049
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4233135A Pending JPH0720280A (ja) | 1991-08-09 | 1992-08-07 | 加圧水型原子炉の一次冷却材の処理方法 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5315626A (ja) |
| EP (1) | EP0527356A1 (ja) |
| JP (1) | JPH0720280A (ja) |
| BG (1) | BG60491B1 (ja) |
| CZ (1) | CZ281880B6 (ja) |
| DE (1) | DE4126467C2 (ja) |
| FI (1) | FI923564A7 (ja) |
| SK (1) | SK279001B6 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2120143C1 (ru) * | 1998-03-26 | 1998-10-10 | Анискин Юрий Николаевич | Способ организации водно-химического режима |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1047333A (ja) * | 1963-06-10 | |||
| SU277126A1 (ru) * | 1964-06-06 | 1977-04-05 | Всесоюзный Ордена Трудового Красного Знамени Теплотехнический Научно-Исследовательский Институт Им.Ф.Э.Дзержинского | Способ обработки воды дерного реактора |
| BE788187A (fr) * | 1971-09-01 | 1973-02-28 | Babcock & Wilcox Co | Systeme de proctection pour reacteurs nucleaires |
| DE2449589C2 (de) * | 1974-10-18 | 1984-09-20 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden |
| CA1232827A (en) * | 1984-04-20 | 1988-02-16 | Yasumasa Furutani | Inhibition of deposition of radioactive substances on nuclear power plant components |
| GB8729980D0 (en) * | 1987-12-23 | 1988-02-03 | Atomic Energy Authority Uk | Inhibition of nuclear-reactor coolant circuit contamination |
| FR2642559B1 (fr) * | 1989-02-01 | 1991-04-05 | Commissariat Energie Atomique | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| CA2020858C (en) * | 1989-07-14 | 2000-08-08 | Sakae Katayama | Water treatment agent and water treatment method for boiler |
-
1991
- 1991-08-09 DE DE4126467A patent/DE4126467C2/de not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-07-20 EP EP92112350A patent/EP0527356A1/de not_active Withdrawn
- 1992-07-30 BG BG96719A patent/BG60491B1/bg unknown
- 1992-08-06 US US07/926,579 patent/US5315626A/en not_active Expired - Fee Related
- 1992-08-07 SK SK2457-92A patent/SK279001B6/sk unknown
- 1992-08-07 CZ CS922457A patent/CZ281880B6/cs not_active IP Right Cessation
- 1992-08-07 FI FI923564A patent/FI923564A7/fi unknown
- 1992-08-07 JP JP4233135A patent/JPH0720280A/ja active Pending
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| BG96719A (bg) | 1994-03-24 |
| FI923564A0 (fi) | 1992-08-07 |
| SK279001B6 (sk) | 1998-05-06 |
| SK245792A3 (en) | 1995-09-13 |
| EP0527356A1 (de) | 1993-02-17 |
| FI923564A7 (fi) | 1993-02-10 |
| DE4126467A1 (de) | 1993-02-11 |
| BG60491B1 (bg) | 1995-05-31 |
| US5315626A (en) | 1994-05-24 |
| CZ245792A3 (en) | 1993-02-17 |
| CZ281880B6 (cs) | 1997-03-12 |
| DE4126467C2 (de) | 1995-08-03 |
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