JPH095489A

JPH095489A - 原子炉残留熱除去系の線量低減方法

Info

Publication number: JPH095489A
Application number: JP7157618A
Authority: JP
Inventors: Motohiro Aizawa; 元浩会沢; Yoshinori Chiba; 吉紀千葉; Junichi Numa; 純一沼; Katsumi Osumi; 克己大角
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd Ibaraki; Hitachi Ltd; Hitachi Nuclear Engineering Co Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd; Hitachi Nuclear Engineering Co Ltd; Hitachi Industry and Control Solutions Co Ltd
Priority date: 1995-06-23
Filing date: 1995-06-23
Publication date: 1997-01-10

Abstract

(57)【要約】【目的】原子力発電プラントにおいて、原子炉停止の
際に原子炉水を導入し冷却するために使用する残留熱除
去系の線量低減方法を提供する。【構成】残留熱除去系に、実質的に放射能のない１０
０〜２４０℃の環境水、好ましくはｐＨ７．５〜８．６
に調整した環境水を予め通水して、残留熱除去系を構成
する炭素鋼製の機器(ポンプ、熱交換器など)や配管の流
路面に酸化皮膜を形成をすることにより、原子炉停止の
際に当該系を循環する原子炉水に含む放射性物質の取込
を抑制する。ちなみに放射性物質は酸化皮膜の形成過程
でその皮膜に取り込まれやすい。【効果】残留熱除去系の線量を現状以上に低くするこ
とができ、プラント定検時に作業者が受ける放射線量を
低減できる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子力発電プ
ラントの定期検査の際に作業者が受ける放射線量を少な
くするために、当該プラントの残留熱除去系における放
射性物質の蓄積を抑制する技術に関する。

【０００２】

【従来の技術】図１４に、沸騰水型原子力発電プラント
の構成を示す。原子炉1内に装荷した原子燃料の燃焼に
よって原子炉水(炉水ともいう)から発生する蒸気は、主
蒸気配管2を通って高圧タービン3および低圧タービン4
に導かれ仕事を行う。仕事が終わった蒸気は復水器5で
凝縮され、復水配管6を通り復水ポンプ7、復水ろ過装置
8、復水脱塩装置9および復水昇圧ポンプ10を経由して給
水系に導かれる。給水系では、給水配管11および給水ポ
ンプ12を通り、給水加熱器13で昇温した後再び原子炉1
に戻る。

【０００３】一方、炉水は、原子炉1から出て、再循環
ポンプ14および再循環配管15で構成される2系列の再循
環系を経て、原子炉1に戻るように循環する。また、炉
水の一部は、再循環配管15から分岐し、原子炉浄化系ポ
ンプ16および原子炉再循環系配管17を通って原子炉浄化
設備18に導かれ浄化される。その後、給水系配管11に合
流して原子炉1に戻る。その間、原子炉浄化設備（ろ過
脱塩装置18）は粉末イオン交換樹脂を使用していること
により、炉水を約50℃に冷却する必要性から原子炉浄化
系熱交換器19で冷却している。また、給水から流入した
不純物は、原子炉1内で沸騰濃縮され、その一部が原子
炉浄化系のろ過脱塩装置１８で除去され、これにより原
子炉水が清浄に保たれる。

【０００４】さらに、原子力プラントの出力を落とし冷
温停止する場合には、原子燃料間に制御棒を挿入して原
子燃料の核反応を停止するとともに、原子燃料の有する
残留熱を炉水の気化熱および炉水を原子炉再循環系から
分岐する残留熱除去系に導き熱交換することにより冷却
する。

【０００５】沸騰水型原子力発電プラントのプラント停
止操作は、以下の手順に従う。（1）定格の原子炉水温度は280℃であり、その状態で制
御棒を挿入して原子燃料の核反応を停止する。（2）(1)の操作と同時に280℃から150℃程度までは蒸気
の発生量が多いため、主蒸気ライン2から蒸気を復水器
に送り気化熱により原子炉を冷却する。（3）150℃以下の温度では、気化熱による冷却効率が低
下するため、原子炉再循環系から分岐する残留熱除去系
配管21および残留熱除去系ポンプ20により原子炉水を導
き残留熱除去系熱交換器23に導き冷却する。冷却された
原子炉水は、原子炉再循環系を経由するかあるいは直接
原子炉に戻る。100℃以下の温度では、気化熱による冷
却ができなくなるため残留熱除去系での冷却が主体とな
る。

【０００６】残留熱除去系は、予備系統を持つため2系
統以上を有する。したがって、プラントの停止操作は停
止毎に交互に運転される。さらに、原子炉水を冷却する
速度は、残留熱除去系熱交換器23に通水する流量と残留
熱除去系熱交換器23のバイパス配管24の流量をコントロ
ールすることにより調整する。

【０００７】次に沸騰水型原子力プラントにおける、線
量の低減技術の適用状況について示す。一般に、沸騰水
型原子力発電プラントの配管、ポンプ、熱交換器等の構
成材料表面からは、金属イオン成分や不溶解性成分（ク
ラッド）等の腐食生成物がわずかづつ溶出する。復水浄
化装置（復水ろ過装置8、復水脱塩装置9）の上流側（例
えば、タービン系3、4）で発生した腐食生成物の多くは
復水浄化装置により浄化される。しかし、復水浄化装置
の下流側の給水系で発生する腐食生成物は浄化されずに
給水とともに原子炉1に流入する。

【０００８】原子炉1に流入した腐食生成物の多くは、
原子燃料表面で生じている沸騰現象に伴い濃縮されて不
溶解性の酸化物を形成し、燃料表面に付着する。燃料表
面に付着した腐食生成物は、原子燃料の燃焼にともなっ
て発生してくる中性子照射を受けてCo-58あるいはCo-60
などの長半減期の放射性物質となる。燃料表面に付着し
て放射性を帯びるようになった腐食生成物の一部は、再
び原子炉水中に溶出あるいは脱離して、原子炉水を循環
させる原子炉冷却材再循環系、あるいは原子炉水中の不
純物を浄化している原子炉冷却材浄化系の機器・配管内
面に付着・蓄積する。

【０００９】以上の線量蓄積メカニズムから、プラント
の線量を低減するために、原子炉水中の放射性物質濃度
を低く維持する方法、および配管内表面への放射性物質
の蓄積抑制方法が数々検討され、実施されてきている
（例えば日立評論Vol.70,No.4,P417〜P419(1988)）。

【００１０】後者の放射性物質の蓄積抑制方法、即ち配
管内面に酸化皮膜を形成させ放射性物質の付着を低減す
る方法は、プレフィルミングと呼ばれ、特願昭57-12117
4、特願昭61-249168等に示すような検討例がある。しか
し、上記の特許出願および公開文献に示される皮膜形成
方法は、常時炉水と接する原子炉再循環系配管および原
子炉浄化系配管を対象として考えられてきた。さらに、
プレフイルミングは、これまで常時炉水と接し、かつ作
業者の受ける線量への寄与率が大きいステンレス製の原
子炉再循環系配管を対象に検討および採用されてきた。
一方、残留熱除去系は炭素鋼配管に対しては線量に対す
る寄与率が少ない点および放射性物質の付着に関する研
究が不足していたことから検討の余地が残っていた。

【００１１】一方、残留熱除去系の線量上昇は、クラッ
ド（原子炉水に溶解しない固形状の腐食生成物の総称）
状の放射性物質の濃度が上昇し、配管・機器内面に付着
するために生じるものと考えられてきた。

【００１２】プラント停止時のクラッド状放射能濃度上
昇は、原子炉圧力の低下および原子炉の炉心流量低下等
により燃料表面での蒸気発生量が大きく変動するため、
燃料被覆管表面に付着していた放射性物質を含むクラッ
ドが剥離してくるためと考えられている。

【００１３】この残留熱除去系の配管・機器の線量低減
は、公開文献 K.OTOHA , et. al.,International Confe
rence on Water Chemistry of Nuclear Reactor System
s, 5, 315-316 ,1989 および（社）日本原子力学会「昭
63秋の大会」予稿集、J18、142、1988に示されるよう
に、原子炉停止操作期間中の原子炉水温度低速度を下
げ、燃料表面での蒸気発生量の変化を抑え、クラッドの
剥離量を抑制することにより放射性のクラッドの拡散を
防ぐ方法が採用されてきた。

【００１４】

【発明が解決しようとする課題】上記、原子炉停止操作
期間中の原子炉水温度低速度を下げ、燃料表面での蒸気
発生量の変化を抑え、クラッドの剥離量を抑制すること
により放射性のクラッドの飛散を防ぐ方法の採用によ
り、残留熱除去系の線量率が大幅に低下した。しかし、
さらに線量低減をはかるり、現状以上の線量低減を達成
するため新たな手法の適用が望まれている。

【００１５】本発明は、このような事情に鑑みてなされ
たもので、残留熱除去系へ炉水によって運び込まれる放
射性物質が機器配管に蓄積するのを抑制できる原子炉残
留熱除去系の線量低減方法を提供することを目的とす
る。

【００１６】

【課題を解決するための手段】そこで、本発明者らは残
留熱除去系を形成している炭素鋼配管への放射性物質の
取り込み挙動についての試験を行った。以下に本発明者
らが行った試験結果を以下に示す。図１に残留熱除去系
に使用されている炭素鋼の腐食速度の温度依存性を示
し、図２に環境水中に共存するCoイオンが酸化皮膜中に
取込まれる速度の測定結果を示す。

【００１７】図１に示すように、炭素鋼の腐食速度は、
プラントの停止操作時に残留熱除去系が運転を開始する
約150℃に腐食速度の極大値があることがわかった。ま
た、腐食速度は試験時間が長くなるに従い低下した。

【００１８】さらに図２に示すように、Coの取込速度
は、残留熱除去系が運転される150℃以下の温度範囲で
は炭素鋼の腐食速度にほぼ比例して変化した。

【００１９】上記図１および図２に示した結果より、残
留熱除去系における線量の増加は系統を構成している炭
素鋼の最も腐食しやすい温度範囲で多くの皮膜形成が起
こり、その皮膜中に系統水中に存在する放射性核種を取
り込むことによっても起こると考えられる。換言すれ
ば、放射性Coは酸化皮膜が形成される過程でその皮膜に
取り込まれる。

【００２０】また、残留熱除去系はプラント停止時の冷
却と共に、万一、原子炉中の冷却水が減少した場合に原
子炉下部の圧力抑制室に貯蔵している冷却水を原子炉に
注入する役割も持っている。このため、系統の最高使用
圧力は35kg／cm²（飽和温度；240℃）となっている。し
たがって、原子炉の運転圧力約70kg／cm²（飽和温度；2
80℃）の冷却水を直接使用することはできない。

【００２１】このため、原子炉の冷却水を用いる場合に
は定格の温度・圧力から残留熱除去系の設計温度・圧力
である35kg／cm²（飽和温度；240℃）まで低下させて運
転する必要がある。

【００２２】残留熱除去系の構造材内面に形成される皮
膜の形成速度は経時的に減少し、図１の結果から約10時
間以上の連続した皮膜形成を行うと腐食速度を最小にす
ることができると判断できる。したがって、皮膜形成処
理を連続して約10時間以上行った後であれば、放射性物
質を含んだ系統水を流しても放射性物質の付着を少なく
することができ、ひいては残留熱除去系の線量率も低減
される。

【００２３】さらに、図３に示すようにCoを共存させた
水中のｐＨを調整すると、炭素鋼へのCoの取込速度は未
調整の場合に比べ低くすることができる。以上の本発明
者らの試験結果から、炭素鋼で形成される残留熱除去系
においてもあらかじめ酸化皮膜を形成させた後に運転に
供することにより放射性物質の取込をさらに抑制するこ
とができる。

【００２４】さて、上記目的を達成するために、本発明
の原子炉残留熱除去系の線量低減方法は、原子炉停止の
際に原子炉との間で高温の炉水を循環させて冷却する残
留熱除去系に、予め、放射能の無いあるいは放射能濃度
の低いかつ１００〜２４０℃の環境水を通水して、残留
熱除去系を構成する炭素鋼製の機器および配管の流路面
に酸化皮膜を形成しておくもので、これにより原子炉の
停止の際に循環する炉水に含む放射性物質が機器および
配管の流路面に蓄積するのを抑制することを特徴とす
る。

【００２５】そして残留熱除去系を通水する環境水をｐ
Ｈ７．５〜８．６に調整することが好ましく、このｐＨ
のコントロールは、アルカリ金属あるいはアルカリ土類
金属の水酸化物溶液を残留熱除去系に通水する環境水に
注入することにより行うのがよい。

【００２６】機器、配管に酸化皮膜をするために残留熱
除去系に環境水を通水する一つの方法は、残留熱除去系
において、原子炉から炉水を導入すべき入口側と、原子
炉に炉水を戻すべき出口側を結ぶバイパス管を設けてこ
のバイパスと残留熱除去系とから循環流路を形成し、こ
の循環流路に環境水を通水するものである。ここで環境
水を温度１００〜２４０℃に調節するため、原子炉残留
熱除去系に設けたポンプのジュール熱を用いて環境水の
温度を上昇させることが好ましい。

【００２７】また、別の方法は、残留熱除去系の入口と
原子炉浄化系（原子炉から炉水を取りだし炉水に含む放
射性物質を除去して原子炉に戻す系）の出側から分岐す
る分岐流路とを配管接続し、かつ残留熱除去系の出口を
浄化系の出側に合流させて配管接続して、浄化系の環境
水の一部を残留熱除去系に導入するものである。

【００２８】また、さらに別の方法は、残留熱除去系の
入口と、給水系（原子炉から発生した蒸気が復水されて
なる環境水を加熱し再び原子炉に供給する系）から分岐
する分岐流路とを配管接続し、かつ残留熱除去系の出口
を給水系の出側に合流させて配管接続して、給水系の環
境水の一部を残留熱除去系に導入するものである。

【００２９】

【作用】残留熱除去系への放射性物質の付着は、従来燃
料被覆管表面に付着しているクラッドがプラントの停止
時に剥離し、その放射性クラッドが系統内に付着・蓄積
することによって起こると考えられてきた。しかし、プ
ラント停止時のクラッドの剥離量を抑制する運転が達成
でき、さらに線量低減を達成するためには炉水中に溶解
している成分が内面皮膜に取り込まれることにより付着
する現象の抑制が必要であると本発明者らは考えた。

【００３０】炉水中に溶解する放射性物質の取り込み速
度は、あらかじめ放射性物質の存在しない、あるいは低
濃度の放射性物質の存在下で皮膜形成をはかることによ
り抑制できることが実験室の試験結果として得られた。

【００３１】さらに、前記皮膜形成処理を環境水中のｐ
Ｈを弱アルカリ性にする水質コントロールを行うことに
よりさらに、放射性物質の付着を抑制することが可能で
あることを実験室の試験で確認した。

【００３２】なお、沸騰水型原子力発電プラントの原子
炉水のｐＨ許容範囲である５．６〜８．６の範囲で行う
必要がある。したがって、残留熱除去系の皮膜形成処理
において有効なｐＨの調整範囲は、効果が確認されてい
るｐＨ７．５から原子炉水の許容上限であるｐＨ８．６
の範囲で行うことが必要である。

【００３３】これらの皮膜形成処理を工場での製作段
階、プラントが営業運転を開始する前の試運転段階ある
いは、プラントの停止操作を行う前に行うことにより残
留熱除去系のさらなる線量低減が達成できると考えられ
る。

【００３４】工場での皮膜形成処理は、高温水を配管内
に流す設備を準備することにより処理が可能となる。ま
た、試運転時、あるいはプラント停止前に皮膜形成処理
を行う場合の熱源は、原子炉の燃料により加熱される原
子炉水、主蒸気で加熱される給水、原子炉水で加熱され
る原子炉浄化系再生熱交換器出口水が100℃〜240℃の範
囲の熱水を供給できる。

【００３５】また、残留熱除去系単独で高温水を得る方
法としては、残留熱除去系のポンプを運転し、ポンプの
ジュール熱による昇温方法がある。この場合は、複数あ
る残留熱除去系は現状お互いに独立しているため、残留
熱除去系のみで循環運転ができるようバイパス管を追設
する必要がある。

【００３６】pHの水質のコントロールは、熱水の供給源
例えば原子炉水の水質をコントロールする方法と残留熱
除去系にpH調整薬品添加装置を設けることにより可能と
なる。上述の熱水の供給方法、水質のコントロール方
法の組み合わせにより、残留熱除去系の線量低減が現状
以上に達成できるものと考える。

【００３７】

【実施例】本発明の実施例を以下に示す。原子燃料で加
熱された原子炉水により残留熱除去系の配管・機器の内
面に皮膜形成をする方法の実施例を以下に示す。

【００３８】原子炉水を使って残留熱除去系の皮膜形成
処理を行う場合には、原子炉の運転圧力および温度（70
kg／cm²、280℃）に対して低い圧力・温度（35kg／c
m²、240℃以下）行わなければならない点および放射性
物質濃度が低い時期の原子炉水である必要があるため、
プラントの試運転段階に行うことが必要となる。

【００３９】図４に第１の実施例を示す。起動試験期間
中の初期の放射性物質濃度が比較的低い時期に、制御棒
を引き抜き原子燃料を反応させる。残留熱除去系の皮膜
形成温度（100〜240℃）に達したら主蒸気隔離弁25およ
び主蒸気バイパス弁26を閉とする。その後、制御棒を挿
入し原子燃料の反応を停止させる。次に、残留熱除去系
の運転を始め系統内の配管、機器の内面の皮膜形成処理
を行う。残留熱除去系の皮膜形成処理期間中は、残留熱
除去系の熱交換器入口弁28を閉として残留熱交換器23を
バイパスし、系統水の温度低下を防止する。さらに、原
子炉水の温度の維持は、残留熱除去系ポンプ20の運転に
伴い発生するジュ−ル熱量により行う。なお、図４ない
し後出の図中において、残留熱除去系を循環する系統水
の経路を鎖線で示す。

【００４０】第２の実施例を図５に示す。図４の第１の
実施例では、残留熱除去系熱交換器23および熱交換器23
の出入口配管の皮膜形成処理ができない。残留熱除去系
熱交換器23およびこの熱交換器23の出入口配管の皮膜形
成処理を行い、かつ炉水温度の低下を防止するために
は、残留熱除去系熱交換器23に冷却水を供給している原
子炉補機冷却水系30の弁29を閉として熱交換器23での冷
却を中止した状態で運転することにより可能となる。原
子炉水の温度維持は、前述のように残留熱除去系ポンプ
20の運転に伴い発生するジュ−ル熱量により行う。

【００４１】上述の実施例と同様、原子炉水を使って残
留熱除去系の皮膜形成処理を行う第３の実施例を図６に
示す。原子炉水の加熱は制御棒を引き抜き原子燃料を反
応させる。残留熱除去系の皮膜形成温度（100〜240℃）
に達したら主蒸気隔離弁25を閉とし、主蒸気バイパス弁
26を開き復水器に蒸気を逃がす。その際の原子炉温度を
残留熱除去系の皮膜形成温度（100〜240℃）の範囲に設
定できるよう主蒸気バイパス弁26の開度調整を行う。原
子炉の温度が目標の温度範囲に設定できたら、残留熱除
去系ポンプ20を運転し残留熱除去系に原子炉水を10時間
以上流し皮膜形成を行う。

【００４２】第４の実施例は、上述の第1〜第３の実施
例に示した原子炉水を使って残留熱除去系の皮膜形成処
理を行う際に、高温水の通水に加え、炉水のｐＨを目標
の範囲（ｐＨ7.5〜8.6）の範囲にコントロールすること
を加えたプラントの運転法であり、図７を用いて説明す
る。

【００４３】原子炉水のpHの調整方法は、(a)原子炉水
に直接アルカリ金属化合物、あるいはアルカリ土類金属
化合物の水溶液を注入する方法と、(b)原子炉浄化系ろ
過脱塩装置18に使用するイオン交換樹脂にアルカリ金属
化合物、あるいはアルカリ土類金属化合物を吸着させ原
子炉水を通水することによりアルカリ金属化合物、ある
いはアルカリ土類金属化合物を原子炉に混入させる方法
とがある。

【００４４】前者(a)の方法の一つの実施例は、図７に
示すように薬品注入タンク31のアルカリ金属化合物、あ
るいはアルカリ土類金属化合物を溶解させた水溶液を薬
液注入ポンプ32を用いて薬液注入配管33から残留熱除去
系入口配管に注入する方法である。

【００４５】後者(b)の方法は、２系統ある原子炉浄化
系の一方のろ過脱塩装置18で用いるイオン交換樹脂にア
ルカリ金属化合物、あるいはアルカリ土類金属化合物を
吸着させ通水し、他方のろ過脱塩装置18では薬品を吸着
しないイオン交換樹脂を用い待機させる。アルカリ金属
化合物、あるいはアルカリ土類金属化合物を吸着させた
ろ過脱塩装置18の通水によりアルカリ薬品が徐々に溶出
し、原子炉水のｐＨが上昇する。原子炉水のｐＨが管理
値上限の８．６を越えない時期に待機状態の他方のろ過
脱塩装置18を通水させ過剰のアルカリ薬品を除去する。
前記運転の繰返しを行い、目標水質範囲であるｐＨ７．
５〜８．６の範囲に調整する。

【００４６】アルカリ薬品を残留熱除去系入口配管21に
直接注入する方法(a)は、原子炉水中のアルカリ薬品は
常時原子炉浄化系ろ過脱塩器18で浄化されることを考慮
すると、原子炉水全体のｐＨをコントロールする方法に
比べアルカリ薬品の使用量を少なくできるため原子炉水
のｐＨを直接コントロールする方法より有効である。

【００４７】第５の実施例として残留熱除去系単独で系
統内の配管・機器内面に皮膜形成処理を行う場合の実施
例を図８により説明する。残留熱除去系単独で処理する
ためには、各残留熱除去系統の入口および出口を弁34で
隔離する。さらに、残留熱除去系出口配管から残留熱除
去系入口配管を弁35を開き連結管36で結ぶ。その後に、
残留熱除去系ポンプ20を運転し、系統水を循環させると
ともにポンプ20のジュール熱で系統水を目的温度（100
℃〜240℃）に昇温させる。10時間以上の運転を行い系
統配管・機内面に皮膜形成を行う。

【００４８】この方法は、残留熱除去系単独の処理であ
るため停止操作期間中を除き、プラントの運転中あるい
は停止期間中でも実施が可能である。また、残留熱除去
系熱交換器23および出入口配管の皮膜処理を行わない場
合は、図４に示したように熱交換器23をバイパスして行
い、残留熱除去系熱交換器23および出入口配管の皮膜処
理を行う場合は、熱交換器23に供給される冷却水（図５
の原子炉補機冷却水系30）を停止した状態で行うことが
望ましい。

【００４９】さらに、図９には残留熱除去系系統水中の
ｐＨを調整するために、アルカリ薬品注入設備を有する
システム構成を示す。この構成は、図８に示す第５実施
例にアルカリ薬品タンク31、アルカリ注入ポンプ32およ
び薬液注入配管33を加え、そして配管33を残留熱除去系
出口配管から残留熱除去系入口配管を結ぶ連結管36に合
流させて接続したものである。

【００５０】次に、プラント運転中の100℃以上の系統
水の一部を残留熱除去系に通水することにより、残留熱
除去系の配管・機器内面に皮膜形成を計る方法の実施例
を図１０および図１１に示す。

【００５１】図１０に示した実施例は、原子炉浄化系の
戻り水の再生熱交換器40の出口水（温度；225℃）を残
留熱除去系に弁35を開き配管38により導き、残留熱除去
系ポンプ20を使って循環運転することにより皮膜形成を
行う方法である。原子炉浄化系から流入した系統水は残
留熱除去系の戻りのライン37から再び原子炉浄化系戻り
水の再生熱交換器40の出口配管に戻すことにより循環ル
ープを形成する。残留熱除去系に流れる原子炉水中の放
射性物質は、原子炉浄化系ろ過脱塩器18で浄化されるた
め放射性物質をほとんど含んでいない。したがって、皮
膜形成を行っても放射性物質を取り込むことはない。

【００５２】図１１に示した実施例は、給水系の給水加
熱器13の出口水（150〜210℃）の系統水を残留熱除去系
に導き皮膜形成を行った後、残留熱除去系の戻りのライ
ン37から再び原子炉浄化系戻り水の再生熱交換器30の出
口配管に戻すことにより循環ループを形成する方法であ
る。この方法も、放射性物質をほとんど含まない原子炉
給水系の系統水を使うため、皮膜の形成にともない放射
性物質を取り込む懸念はない。

【００５３】上記二つの方法はプラント運転中に行う処
理であるため、停止直前に行うことができ、運転中に劣
化した残留熱除去系の配管・機器内面の皮膜を再形成さ
せることによりより完全な放射能付着抑制処理が達成で
きる。

【００５４】さらに、図１２および図１３には原子炉浄
化系および原子炉給水系の系統水を残留熱除去系に導き
皮膜形成を行う際に、ｐＨの水質調整を行う実施例につ
いて示す。図１２、１３の構成は、図１０、１１の実施
例にアルカリ薬品タンク31、アルカリ注入ポンプ32およ
び薬液注入配管33を加え、そして配管33を残留熱除去系
ポンプ20の入側にに合流させて接続したものである。操
作方法については、図７および図９の説明と同様の方法
で行うことが可能である。

【００５５】

【発明の効果】本発明に示した方法を適用することによ
り、予め残留熱除去系の機器、配管の流路面に酸化皮膜
を形成するので、原子炉水により運ばれる放射性物質を
該系の機器、配管が取り込むのを抑制でき、したがって
残留熱除去系のより一層の線量低減が達成でき、点検作
業者等プラントで働く人の受ける線量率も低減できる。

【００５６】このような原子力発電プラントの維持管理
技術の充実はプラントの信頼性の向上につながり安定な
電力供給に寄与できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】温度変化にともなう炭素鋼の腐食速度測定結果
を示す図。

【図２】温度変化にともなう炭素鋼へのCo付着速度測定
結果を示す図。

【図３】温度変化およびｐＨ調整にともなう炭素鋼への
Co付着速度測定結果を示す図。

【図４】残留熱除去系に原子炉水を導いて皮膜形成を行
う第１の実施例を示す図。

【図５】残留熱除去系に原子炉水を導いて皮膜形成を行
う第２の実施例を示す図。

【図６】残留熱除去系に原子炉水を導いて皮膜形成を行
う第３の実施例を示す図。

【図７】残留熱除去系に原子炉水を導いて皮膜形成を行
うとともにpH調整を行う第４の実施例を示す図。

【図８】残留熱除去系単独で皮膜形成を行う第５の実施
例を示す図。

【図９】残留熱除去系単独で皮膜形成を行うとともにpH
調整を行う実施例を示す図。

【図１０】残留熱除去系に原子炉浄化系の系統水を導き
皮膜形成を行う実施例を示す図。

【図１１】残留熱除去系に原子炉給水系の系統水を導き
皮膜形成を行う実施例を示す図。

【図１２】残留熱除去系に原子炉浄化系の系統水を導き
皮膜形成を行うとともにpHおよび溶存酸素濃度調整を行
う実施例を示す図。

【図１３】残留熱除去系に原子炉給水系の系統水を導き
皮膜形成を行うとともにpHおよび溶存酸素濃度調整を行
う実施例を示す図。

【図１４】沸騰水型原子力発電プラントの系統構成を示
す図。

【符号の説明】

１原子炉８復水ろ過装置９復水脱塩装置１８原子炉浄化系ろ過脱塩装置２０残留熱除去系ポンプ２１残留熱除去系配管２３残留熱除去系熱交換器３１アルカリ薬品タンク３２アルカリ薬品注入ポンプ４０再生熱交換器

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者会沢元浩茨城県日立市幸町三丁目２番１号日立エンジニアリング株式会社内 (72)発明者千葉吉紀茨城県日立市幸町三丁目２番１号日立エンジニアリング株式会社内 (72)発明者沼純一茨城県日立市幸町三丁目２番２号日立ニュークリアエンジニアリング株式会社内 (72)発明者大角克己茨城県日立市幸町三丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉の停止の際に該原子炉との間で高
温の炉水を循環させて冷却する残留熱除去系の線量低減
方法において、予め、該残留熱除去系に放射能の無いあ
るいは放射能濃度の低いかつ温度１００〜２４０℃の環
境水を通水して、該残留熱除去系を構成する炭素鋼製の
機器および配管の流路面に酸化皮膜を形成しておき、前
記原子炉の停止の際に循環する炉水に含む放射性物質が
前記流路面に蓄積するのを抑制することを特徴とする原
子炉残留熱除去系の線量低減方法。
【請求項２】前記残留熱除去系に通水する環境水をｐ
Ｈ７．５〜８．６に調整することを特徴とする請求項１
記載の原子炉残留熱除去系の線量低減方法。
【請求項３】前記ｐＨのコントロールは、アルカリ金
属あるいはアルカリ土類金属の水酸化物溶液を前記残留
熱除去系に通水する環境水に注入することにより行うこ
とを特徴とする請求項２記載の原子炉残留熱除去系の線
量低減方法。
【請求項４】原子炉の停止の際に該原子炉との間で高
温の炉水を循環させて冷却する残留熱除去系の線量低減
方法において、予め、前記原子炉から炉水を導入すべき
前記残留熱除去系の入口側と、前記原子炉に炉水を戻す
べき前記残留熱除去系の出口側を結ぶバイパス管を設け
て該バイパスと残留熱除去系とから循環流路を形成し、
該循環流路に放射能の無いあるいは放射能濃度の低いか
つ温度１００〜２４０℃の環境水を通水して、該残留熱
除去系を構成する炭素鋼製の機器および配管の流路面に
酸化皮膜を形成しておき、前記原子炉の停止の際に循環
する炉水に含む放射性物質が前記流路面に蓄積するのを
抑制することを特徴とする原子炉残留熱除去系の線量低
減方法。
【請求項５】前記残留熱除去系に通水する環境水を温
度１００〜２４０℃に調節するために、該原子炉残留熱
除去系に設けたポンプのジュール熱を用いて該環境水の
温度を上昇させることを特徴とする請求項４に記載の原
子炉残留熱除去系の線量低減方法。
【請求項６】原子炉の停止の際に該原子炉との間で高
温の炉水を循環させて冷却する残留熱除去系の線量低減
方法において、予め、前記残留熱除去系の入口と、前記
原子炉から炉水を取りだし該炉水に含む放射性物質を除
去して該原子炉に戻す浄化系の出側から分岐する分岐流
路と配管接続し、かつ前記残留熱除去系の出口を前記浄
化系の出側に合流させて配管接続して、前記浄化系の環
境水の一部を残留熱除去系に導入し、該環境水の温度を
１００〜２４０℃に調節して通水して、該残留熱除去系
を構成する炭素鋼製の機器および配管の流路面に酸化皮
膜を形成しておき、前記原子炉の停止の際に循環する炉
水に含む放射性物質が前記流路面に蓄積するのを抑制す
ることを特徴とする原子炉残留熱除去系の線量低減方
法。
【請求項７】原子炉の停止の際に該原子炉との間で高
温の炉水を循環させて冷却する残留熱除去系の線量低減
方法において、予め、前記残留熱除去系の入口と、前記
原子炉から発生した蒸気が復水されてなる環境水を加熱
し再び該原子炉に供給する給水系から分岐する分岐流路
とを結んで配管接続し、かつ前記残留熱除去系の出口を
前記給水系の出側に合流させて配管接続して、前記給水
系の環境水の一部を残留熱除去系に導入し、該環境水の
温度を１００〜２４０℃に調節して通水して、該残留熱
除去系を構成する炭素鋼製の機器および配管の流路面に
酸化皮膜を形成しておき、前記原子炉の停止の際に循環
する炉水に含む放射性物質が前記流路面に蓄積するのを
抑制することを特徴とする原子炉残留熱除去系の線量低
減方法。
【請求項８】前記残留熱除去系を通水する環境水をｐ
Ｈ７．５〜８．６に調整することを特徴とする請求項４
ないし７のいずれかに記載の原子炉残留熱除去系の線量
低減方法。
【請求項９】前記ｐＨのコントロールは、アルカリ金
属あるいはアルカリ土類金属の水酸化物溶液を前記残留
熱除去系を通水する環境水に注入することにより行うこ
とを特徴とする請求項８記載の原子炉残留熱除去系の線
量低減方法。