JPS5845598A - 原子炉冷却材浄化系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉冷却材浄化系に係り、特に沸騰水型原子
カプラントの放射線線を率を低減するのに好適な原子炉
冷却材浄化系に関するものである。

沸騰水型原子カプラントにおいては、冷却材として純水
が使用されており、ａ水浄化系で濾過脱塩された復水が
冷却材として原子炉圧力容器に給水され、炉心で加熱さ
れて発生した蒸気がタービンに送られる。一方、冷却材
は純水であるが、極微量のイオン状および不溶解性の不
純物を含有しており、揮発性でない不純物は、原子炉圧
力容器内に給水されたときに残留し、次第に濃縮されて
不、浦物濃度が嶋まるので、これを抑制するために。

原子炉冷却材浄化系が設けられている。

しかし、従来の原子炉冷却材浄化系は、炉水。

すなわち、冷却材の導電率が１μＳ　／　ｍ以上になら
ないように設計されていた。したがって、通常運転中は
炉水の導電率が１μＳ／ｍを超えることはないが、冷却
材浄化系の性目巨の違いにより炉水の導電率も違ってい
た。ところで、発明者等の研究によれば、炉水の導電率
が低い原子カプラントの原子炉１次系の配ｄ表面放射線
線量率は、炉水導電率が比較的賜い原子カプラントに比
較して低く抑制され、導電率が冒い炉水と接するプラン
トおよび配管の表面放射線線量率は非常に高くなる。

第１図は炉水導電率と放射線線量率上昇比との関係を示
す、線図であり、従来の炉水導電率は１μＳ／ｍを基準
としていたが、Ａ水理論導醒率が０．０５５μＳ／ｃｍ
から１μＳ／ｃｍの範囲においては。

導電率が０．１μＳ　／ｃｍ近房の低い方が線量率上昇
比を小さく抑制できることを示している。なお、放射線
線量率上昇比が大きいと１作業員が配管。

機４に接近したときに被曝する割合が冒くなる。

すなわち、炉水の導電率が高いプラントでは、放射線線
量率が高くなり５作業員の被曝の増大をもたらす。

本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、原子カプラントの放射線線量率を低減するこ
とができる原子炉冷却材浄化系を提供することにある。

本発明の特徴は、冷却材の導電率が０．０５５〜０．３
μＳ　７ｃｍの範囲になるように制御する手段を°・、
′ 諦えた原子炉冷却材浄化系とした点にある。

以下本発明を第４図に示した実施例および第２図、第３
図を用いて詳、誦に説明する。

まず、ｔｉｓ２Ａ、第３図を用いて＋発明に至る１Ｙけ
いについて説明する。

本発明は、純水中の材料の腐食現象と放射性腐食生成物
の配管機器接水面への付着および酸化度ｒａ層への取り
込み現象の研究結果にもとづく原理を応用しており、最
初に、それについて説明する。

炉水中に持ら込まれる材料からの１４食生成物にはＦｔ
、　■ｔｉ、　Ｍｎ、ｃｏｈどが６す、　こｉらが炉内
で中１生子照射を受けると、それぞれ！１４　ｐ　Ｚ　
（ｎ、　ｐ　）　５４Ｍｎ”　ｆ（ｉ　（ｎ、　Ｉ））
５８　ＣＯ”　Ｍ”　（’　＋　ｒ　）　”　Ｍｎ５０
　ＣＯ（ｎ、　１　）６０　Ｃ６ の反応によって６０ＣＯ等の放射性核種が生成される。

これらは配管９機器の内部表面に付着し、この付着′吻
が材料自身の腐食によって表面に腐食生成物の皮膜を形
成する過程で皮膜の中に取り込ま、画。

れる。ここで重要なことは、材料の腐食生成物の量が多
いと、それに比例して核種の付着域り込み菫も増加する
ことである。

したがって、核種の取り込み量を抑制するためには、材
料の腐食を抑制することが重量になってくるＯ 材料の１５食速度は、防錆剤（インヒビター）の１吏用
により抑制されるが、放射線環境下では防錆剤の変質、
−縮等の問題があり、沸騰水型原子炉では防錆剤を使用
せず、純水の水質管理を行っている。

そこで１本発明者等は、純水中の材料の一例として炭素
鋼をとりあげ、それの１５食の抑制方法について研究し
た。それによると、溶存酸素濃度が２０〜２００　ｐｐ
ｂ程度であれば腐食が抑制され。

幸にも炉水けこの領域内に入る条件下にある。溶存酸素
濃度以外の腐食をはやめる因子としては。

純水の導電率があり、ｓ２図に示すように、導電率を低
くすると腐食速度が急激に減少し、特に、導電率が０，
３μ５１０ｙ＋以下の超純水では大幅に腐食速度が抑制
される。

なお、超純水の導電率はＨ３イオンとＯＨ−イオンによ
り決定され、純水の温度によって変化するが、２５Ｃに
おいては０．０５５　ｔｉ　Ｓ　７ｃｍとなる（九善；
化学便覧参照）。

以−ヒのこと力為ら、炉水の水質管理にあたって。

導４率を０，３μＳ／ｍから純水の理論導邂率０．０５
５μｓ／ｃの４囲に制御す扛ば、腐食生成物の皮膜を少
なくでき、核種の取り込みも少なくなって、配管１機器
の表面放射線ａ量率を低減できることがわかる。

第３図は材料表面に付着する核種と酸化皮膜の成長過程
を示すモデル１４で、以Ｆ、′ｊｄｆＪ３図を用いて核
種の着床機構について説明する。（ａ）に示すように、
炉水Ａに接している材料母材Ｂは、初期に母材表面に酸
化皮ＪＣを形成する（第１プロセス）。その後（ｂ）に
示すように、炉水導電率の寄与やイオン往年Ａ−Ｆｉｌ
ｌによってＩ−食が促進され、Ｉ＃化皮膜Ｃが次第に厚
くなり、一方、運転中には給水系より鉄酸化物（鉄クラ
ツド）Ｄが流入してきて炉水中にそのまま存在し、これ
らが冷却材とともに一次系を循環する過程で、材料母材
８表面に付着する（第２プロセスン。このようにして、
（Ｃ）に示すように外層Ｅが形成され５るが、このとき
、鉄クラツドＤは、鉄（Ｆｅ）のほかに６０ＣＯ等の上
記した核種を含んでおり、これが鉄クラツドＤとともに
付着する。また、イオン状の６０ＣＯ等の核種は、外層
Ｅの間に入り込み、酸化皮ｊ莫（内層）Ｃの生成過程で
、核種、が内層Ｃに取シ込まれる（第３プロセス）。こ
のようにして核種が着床すると。

材料母材Ｂの表面は、核種から放出されるｒ線等の放射
線によって、ｐｓｉ率が上昇する。これによって作業者
が被＠を受けることになる。

第３図において、核種の着床を低減する１つの方法とし
て、鉄クラツドＤを少なくする方法があるが、これは、
浄化系の除去率を強化することであり１種々検討されて
いる。一方、Ｃｏ等の核種を含まない材料を使用するこ
とも考えられているが％　１次系のすべての材料に対し
て対策することは困難である。したがって、もう１つの
因子である酸化皮膜（内層）Ｃを少なくする方法、すな
わち、腐食を抑制する方法が有望であるといえる。

第４図は本発明の原子炉冷却材浄化系の一実施例を示す
系統、Ａ要図である。第４図、・こおいて、１は原子炉
圧力容器で、原子炉圧力容器１内の炉水は、炉心で加熱
されて蒸気となり、高圧タービン２を回転させ、排気は
湿分を除去する湿水分離器３を経て低圧タービン４に至
り、低圧ターピ／４を回転させる。このときの排気は腹
水器５で凝縮されて復水となり、ｊ水ポンプ６により製
水脱塩器７に送られ、ここでイオン状物質およびクラッ
ドがほとんど除去される。しかし、除去できなかった一
部のイオン状不純物およびクラッドは給水ポンプ８．給
水加熱器９を経て原子炉圧力容器１に給水とともに送ら
れる。したがって、炉内でその不純物が濃縮される。そ
のため、炉水の一部をポンプ１０によって本発明に係る
原子炉冷却材浄化系１１に送り、ここで導電率を上昇す
る因子となるイオン状不純物を除去するようにしである
。

ところで、炉水の平衡導電率は、給水からの流入不純物
を一定としたとき、原子炉冷却材浄化系１１のイオン性
不純物の除去能力に左右される。

除去１泪力は、除去効率と処理流量によって変り。

除去効率は９０％以上であればあまシ大差はない。

したがって、処理流量が除去能力を決める支配的因子と
なる。

上記したように、炉水の導電率を０．０５５〜０．３μ
Ｓ／ｃｒｎにするためには、計算によると、給水流量の
２〜７％に相当する流量が必要である。ところで、原子
炉冷却材浄化系１１としてイオン交換樹脂を助材とした
ｐ過脱塩器を用いると、温度６０Ｃ以下でしか使用でき
ないため、一度炉水を冷却してからイオン交換処理を行
わなければならないので、プラントの熱損失、しいては
発電効率の低下を招く。特に１００万キロワツト級の大
型プラントの場合、給水流量の７％の炉水を処理するた
めには美大な熱を放出しなければならず、大きな損失と
なる。

そこで１本発明の実施例においては、原子炉冷却材浄化
系１１として、高温でも使用可能なオキシンを添着した
活性炭をイオン交換体とした脱塩器を用いるようにした
。上記したオキシン添着炭のイオン交換能力は、除去率
は９０％以上であシ、処理量は装置を大きくすることに
より、給水流量の２〜７％の炉水の処理を容易に行うこ
とができる。そして炉水を低温にする必要がないので、
冷却設備の熱負荷を低減でき、設−コストの低減および
燃料の発熱損失の低減がはかれ、省エネルギ化が可能に
なる。

なお、炉水の導電率を０．０５５〜０．３μＳ　７ｃｍ
に管理する必要があるが、それを実現するためには。

図示を省略しであるが、炉水の導電率をモニタする計測
器、浄化系流量計および浄化系流量制御装置とを設け、
所望の導電率となるように浄化系流量を制御するように
すればよい。

一実施例として、放射線線量率上昇抑制のため、炉水の
導電率を０，１μＳ　７ｃｍに制御した場合、線量率が
従来の導電率を０．５μＳ／ｃｍとしである原子カプラ
ントの約１／７に低減した。

上記したように、本発明の実施例によれば、原子炉冷却
材浄化系１１としてオキシン添着炭をイオン交換体とし
た脱塩器を用い、かつ、炉水の導電率を０．０５５〜０
．３μＳ／ｃｒｎとなるように制御するようにしたので
、核種の酸化皮膜への取シ込み量が抑制され、原子カフ
リントの放射ａ線量率を低減することができる。また、
炉水を高−のまま処理できるので、冷却設備の熱負荷の
軽減をはかることができるとともに、原子カプラントの
熱損失の低減をはかることができる。

なお、上記した実施例では、オキシン添着炭をイオン交
換体として用いたが、これを高温でイオン交換能力をも
つ無機イオン交換体にかえて、炉水の導電率が０．５５
〜０．３μＳ／ｃｒｎとなるように炉水処理を行うよう
にしても、同様の効果がある。

ただし、この場合は、Ｃｏイオ／等の陽イオンを無機イ
オン交換体で除去し、Ｃｔ−イオン等の陰イオンは低置
式のイオン交換樹脂によって除去するようにする。無機
イオン交換体は、線量率上昇の主因となっているＣ０−
６０イオンの吸着目し力にすぐれているので、これによ
り大幅な放射線線量率の低減が可能になるン また、本発明は沸騰水型原子炉のみならず重水炉冷却材
管理にも応用できることはいうまでもない。

以上説明したように１本発明によれば、原子カプラント
の放射線線量率を低減することができるという効果があ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は炉水導電率と１次系配管表面線を率上昇比との
関係を示す線図、第２図は純水導電率と炭素鋼の腐食速
度比との関係の実験結果を示す線図、第３図は材料表面
に付着する核げと酸化皮膜の成長過程を示すモデル図、
第４図は本発明の原子炉冷却材浄化系を備えた原子カプ
ラントの一実施例を示す系統概要図である。 １・・・原子炉圧力容器、１０・・・冷却材浄化系ポン
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Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内の冷却材を取り出して脱塩器で処
   理し、処理した冷却材を前記原子炉圧力容器内に戻す原
   子炉冷却材浄化系において、前記原子炉圧力容器内の冷
   却材の導電率が０．０５５〜０．３μＳ　７ｃｍの範囲
   になるように制御する手段を備えていることを特徴とす
   る原子炉冷却材浄化系。 ２、前記脱塩器はオキシンを添着した活性炭をイオン交
   換体とするものである特許請求の範囲第１項記載の原子
   炉冷却材浄化系。 ３、前記脱塩器は無機イオン交換体を用いた脱塩器とイ
   オン交換樹脂を用いた脱塩器とよりなる特許請求の範囲
   第１項記載の原子ｒ冷却材浄化系。