JPS5879193A - 原子炉冷却材サンプリング装置 - Google Patents
原子炉冷却材サンプリング装置Info
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- JPS5879193A JPS5879193A JP56177089A JP17708981A JPS5879193A JP S5879193 A JPS5879193 A JP S5879193A JP 56177089 A JP56177089 A JP 56177089A JP 17708981 A JP17708981 A JP 17708981A JP S5879193 A JPS5879193 A JP S5879193A
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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
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
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、原子炉冷却材ザンプリング装置に係り、特に
、放射性イオンの付着を減少させるのに好適な原子炉冷
却材サンプリング装置に関するものである。
、放射性イオンの付着を減少させるのに好適な原子炉冷
却材サンプリング装置に関するものである。
原子炉、例えば、沸騰水型原子炉の一次冷却系の構造材
から金属不純物が溶出する。この金属不純物は、原子炉
圧力容器内に搬入されて放射性腐食生成物になる。放射
性腐食生成物には°、冷却水に溶解した成分（以下、イ
オンと称する）と、不溶成の固体成分（酸化鉄が主であ
り、以下、クラッドと称する）とがある。クラッドは、
主として原子炉圧力容器内で、イオンが酸化されて生成
する。このようにして、生成した６０ＣＯ＋ ”Ｍ ｎ
等の長半減期の放射性腐食生成物は、再循環系配管およ
び炉浄化系配管等の内面に付着し、それらの配管の表面
線用”率の増加をもたらす。
から金属不純物が溶出する。この金属不純物は、原子炉
圧力容器内に搬入されて放射性腐食生成物になる。放射
性腐食生成物には°、冷却水に溶解した成分（以下、イ
オンと称する）と、不溶成の固体成分（酸化鉄が主であ
り、以下、クラッドと称する）とがある。クラッドは、
主として原子炉圧力容器内で、イオンが酸化されて生成
する。このようにして、生成した６０ＣＯ＋ ”Ｍ ｎ
等の長半減期の放射性腐食生成物は、再循環系配管およ
び炉浄化系配管等の内面に付着し、それらの配管の表面
線用”率の増加をもたらす。
このような配管等の表面線量率の上昇度合を予測するた
めに、冷却水中の放射性腐食生成物の放射能濃度および
化学濃度の測定が行なわれている。
めに、冷却水中の放射性腐食生成物の放射能濃度および
化学濃度の測定が行なわれている。
沸騰水型原子炉の冷却水中の放射能濃度や不純物の化学
濃度は、サンプリング配管を通して冷却水の一部を試料
水として採取し、試料水を放射能分析および化学分析す
ることによって求めている。
濃度は、サンプリング配管を通して冷却水の一部を試料
水として採取し、試料水を放射能分析および化学分析す
ることによって求めている。
採取場所の関係で、サンプリング配管は５０ｍ以上に及
ぶのが通例である。そのため、サンプリング配管の管壁
に放射性腐食生成物が伺着し、試料水中の放射能１度お
よび化学濃度を求めたとしても誤差が犬きくなる。
ぶのが通例である。そのため、サンプリング配管の管壁
に放射性腐食生成物が伺着し、試料水中の放射能１度お
よび化学濃度を求めたとしても誤差が犬きくなる。
本発明の目的は、原子炉冷却材中の放射性物質の分析精
度を向上させることにある。
度を向上させることにある。
本発明の特徴は、サンプリングされた原子炉の冷却相中
にｒ） Ｈを低下させる物質を供給Ｉ〜、サンプリング
された冷却材のｐ １−１を所定値以下に調節すること
にある。
にｒ） Ｈを低下させる物質を供給Ｉ〜、サンプリング
された冷却材のｐ １−１を所定値以下に調節すること
にある。
発明者等は、サンプリング配管（ステンレス鋼配管）へ
の放射性イオンの付着係数がサンプリング配管内を流れ
る試料水のｐ Ｈによって犬きぐ変わることを６０ＣＯ
の放射性同位体である５８ＣＯを用いた実験で見出した
。
の放射性イオンの付着係数がサンプリング配管内を流れ
る試料水のｐ Ｈによって犬きぐ変わることを６０ＣＯ
の放射性同位体である５８ＣＯを用いた実験で見出した
。
ここで、サンプリング配管への５８ＣＯの伺着係数δ（
ｃｍ ／ ｈ ）は以下の式で近似的に表わされる。
ｃｍ ／ ｈ ）は以下の式で近似的に表わされる。
佃
ここで、Ｆは単位体積あたりの５８ＣＯ付着量（μＣｉ
／ｃｍ２）、ｔは時間（ｈ ｒ ）、Ｒ１は試料水中
の５８Ｃｏａ度（μｃｉ／ｍ７）である。
／ｃｍ２）、ｔは時間（ｈ ｒ ）、Ｒ１は試料水中
の５８Ｃｏａ度（μｃｉ／ｍ７）である。
第１図は ５８ＣＯの付着係数のｐ Ｉ（依存性を、試
料水温度２８０Ｃの条件下で調べだ結果である２、試料
水のｐＩＩが７における５８ＣＯの付着係数を１．０と
した場合、Ｉ） Ｉ−Ｔが６３で０．４９、ｐＨが５８
０で０．０３、およびｐ Ｈが３．５で０．０２になっ
た。しだがって、試料水のｐ Ｉ−Ｔを５．０以下に下
げれば、”Ｃｏのサンプリング配管への付着量を通常の
冷却水条件（ｐ ｒ−ｘ ＝ ６〜７）に比べ、約１／
３０に減少できることが明らかになった。
料水温度２８０Ｃの条件下で調べだ結果である２、試料
水のｐＩＩが７における５８ＣＯの付着係数を１．０と
した場合、Ｉ） Ｉ−Ｔが６３で０．４９、ｐＨが５８
０で０．０３、およびｐ Ｈが３．５で０．０２になっ
た。しだがって、試料水のｐ Ｉ−Ｔを５．０以下に下
げれば、”Ｃｏのサンプリング配管への付着量を通常の
冷却水条件（ｐ ｒ−ｘ ＝ ６〜７）に比べ、約１／
３０に減少できることが明らかになった。
第２図は、」二記の実験に用いた実験装置の系統図であ
る。この実験装置を用いて行なった実験の一例を詳細に
説明する。１１は原子炉模擬タンクで、外周にヒータを
設け、模擬冷却水の温度おＪ：び圧力を実際の沸騰水型
原子炉の条件、２８５Ｃおよび７０気圧に調節できるよ
うになっている。
る。この実験装置を用いて行なった実験の一例を詳細に
説明する。１１は原子炉模擬タンクで、外周にヒータを
設け、模擬冷却水の温度おＪ：び圧力を実際の沸騰水型
原子炉の条件、２８５Ｃおよび７０気圧に調節できるよ
うになっている。
模擬冷却水タンク２０で模擬冷却水中の５８ＣＯの放射
能濃度およびＣＯ化学濃度、さらに模擬冷却水のｐ Ｈ
を所定値に調整した後、バルブ２３を開き、昇圧ポンプ
２１の働きで、原子炉模擬タンク１１内に模擬冷却水を
注入する。原子炉模擬タンク１１内への模擬冷却水の注
入が完了した後、バルブ２３を閉じる。この時の模擬冷
却水の１’） Ｉ−Ｔば７、′８ＣＯ放射能濃度はｌＸ
ｌ０−５ａＣｉ／ｍＡ およびＣＯ化学濃度は、ｏ、
４ｐｐｂである。循環ポンプ１２を作動させ、循環ルー
プ２２内に模擬冷却水を循環させながら、原子炉模擬タ
ンク１１の外周ヒータにより、昇温昇圧する。２８５Ｕ
、７０気圧に達したところで、昇温昇圧をやめ、ついで
、バルブ２４を開き、一定の流量（１７７１ｎｉｎ、２
０Ｃ）で横壁冷却水の一部を試料水としてサンプリング
ループ１４内に導び〈。酸性溶液タンク１５内には、あ
らかじめｏ、ｏｏｔｍｏ＋７４の硝酸（１−（Ｎｏ３）
溶液を入れておく。バルブ２５を開くと同時に注入ポン
プ１６を作動させ、１０ｍｔ／ｍｍの割合で酸性溶液タ
ンク１５内の硝酸溶液をサンプリングループ１４内に供
給する。この操作によってサンプリングループ１４内を
流れる試料水のｐＨは、約５に調節される。サンプリン
グループ１４に設けられる配管付着試験部１３には、試
料配管（ステンレス鋼管）１７を入れておく。試料水中
の５８ＣＯの一部は、この試料配管１７に付着する。試
料水け、冷却器１８で温度５０′ｃ前後に冷却された後
、イオン交換樹脂塔１９に通水される。ここでＣ゛０２
＋０２＋イオン３−イオンが捕集され、純水が昇圧ポン
プ２１によって原子炉模擬タンク１１中に戻される。一
定時間通水後、試料配管１７を取り出す。試料配管１７
の放射能をＧｅ（Ｌｉ） 半導体検出器で計測１〜、
試料配管１７への”ｃｏ付着量を求めた。また、イオン
交換樹脂塔１９における５８ＣＯの放射能濃度も測定し
た。
能濃度およびＣＯ化学濃度、さらに模擬冷却水のｐ Ｈ
を所定値に調整した後、バルブ２３を開き、昇圧ポンプ
２１の働きで、原子炉模擬タンク１１内に模擬冷却水を
注入する。原子炉模擬タンク１１内への模擬冷却水の注
入が完了した後、バルブ２３を閉じる。この時の模擬冷
却水の１’） Ｉ−Ｔば７、′８ＣＯ放射能濃度はｌＸ
ｌ０−５ａＣｉ／ｍＡ およびＣＯ化学濃度は、ｏ、
４ｐｐｂである。循環ポンプ１２を作動させ、循環ルー
プ２２内に模擬冷却水を循環させながら、原子炉模擬タ
ンク１１の外周ヒータにより、昇温昇圧する。２８５Ｕ
、７０気圧に達したところで、昇温昇圧をやめ、ついで
、バルブ２４を開き、一定の流量（１７７１ｎｉｎ、２
０Ｃ）で横壁冷却水の一部を試料水としてサンプリング
ループ１４内に導び〈。酸性溶液タンク１５内には、あ
らかじめｏ、ｏｏｔｍｏ＋７４の硝酸（１−（Ｎｏ３）
溶液を入れておく。バルブ２５を開くと同時に注入ポン
プ１６を作動させ、１０ｍｔ／ｍｍの割合で酸性溶液タ
ンク１５内の硝酸溶液をサンプリングループ１４内に供
給する。この操作によってサンプリングループ１４内を
流れる試料水のｐＨは、約５に調節される。サンプリン
グループ１４に設けられる配管付着試験部１３には、試
料配管（ステンレス鋼管）１７を入れておく。試料水中
の５８ＣＯの一部は、この試料配管１７に付着する。試
料水け、冷却器１８で温度５０′ｃ前後に冷却された後
、イオン交換樹脂塔１９に通水される。ここでＣ゛０２
＋０２＋イオン３−イオンが捕集され、純水が昇圧ポン
プ２１によって原子炉模擬タンク１１中に戻される。一
定時間通水後、試料配管１７を取り出す。試料配管１７
の放射能をＧｅ（Ｌｉ） 半導体検出器で計測１〜、
試料配管１７への”ｃｏ付着量を求めた。また、イオン
交換樹脂塔１９における５８ＣＯの放射能濃度も測定し
た。
その結果、試料配管１７への５８ＣＯ付着量は、酸性溶
液注入によるｐ Ｈ調整を行なわなかった場合に比べ、
１／２０以下に減少する。寸だイオン交換塔１９におけ
る放射能濃度から、サンプリングループ１４の配管にお
ける付着による損失は、ｐＨ調整をしなかった場合、２
０％以上になるのに対し、わずか１％に過ぎないことが
判明した。
液注入によるｐ Ｈ調整を行なわなかった場合に比べ、
１／２０以下に減少する。寸だイオン交換塔１９におけ
る放射能濃度から、サンプリングループ１４の配管にお
ける付着による損失は、ｐＨ調整をしなかった場合、２
０％以上になるのに対し、わずか１％に過ぎないことが
判明した。
このような実験結果に基づく本発明の好適な一実施例を
第３図に基づいて以下に説明する。沸騰水型原子炉の原
子炉圧力容器３１で発生した蒸気は、主蒸気配管３２を
通り、タービン３３に供給され、タービン３３を回転さ
せる。タービン３３から排気された蒸気は、復水器３４
で凝縮され、冷却水に戻る。その後、冷却水は、脱塩器
３５および給水ヒータ３６を通って原子炉圧力容器３１
に戻される。一方、原子炉圧力容器１内の冷却水け、再
循環系配管３７内を循環し、その一部が熱交換器３８で
冷却された後、脱塩器３９にて放射性のイオン等が除去
される。４８は炉浄化系配管である。サンプリング配管
４０は、熱交換器３８と脱塩器３９とを連絡している炉
浄化系配管４８に接続される。サンプリング配管４０の
上流側に、酸性溶液タンク４１、注入ポンプ４２および
調整バルブ４３から成る酸性溶液注入系４６を設ける。
第３図に基づいて以下に説明する。沸騰水型原子炉の原
子炉圧力容器３１で発生した蒸気は、主蒸気配管３２を
通り、タービン３３に供給され、タービン３３を回転さ
せる。タービン３３から排気された蒸気は、復水器３４
で凝縮され、冷却水に戻る。その後、冷却水は、脱塩器
３５および給水ヒータ３６を通って原子炉圧力容器３１
に戻される。一方、原子炉圧力容器１内の冷却水け、再
循環系配管３７内を循環し、その一部が熱交換器３８で
冷却された後、脱塩器３９にて放射性のイオン等が除去
される。４８は炉浄化系配管である。サンプリング配管
４０は、熱交換器３８と脱塩器３９とを連絡している炉
浄化系配管４８に接続される。サンプリング配管４０の
上流側に、酸性溶液タンク４１、注入ポンプ４２および
調整バルブ４３から成る酸性溶液注入系４６を設ける。
ザンプリング管４０の酸性溶液注入系４６より下流側に
ｐ Ｉ−Ｔメータ４４を設ける。
ｐ Ｉ−Ｔメータ４４を設ける。
サンプリング配管４０に設けられたバルブ４７を開くこ
とによって、炉浄化系配管４８内を流れる冷却水の一部
がサンプリング配管４０内に流入する。この冷却水のｐ
ＩＩが、ｐＨメータ４４によって測定される。ｐ ｉ−
＋メータ４４は試料水のｐ Ｈ信号を調整バルブ４３に
伝達する。試料水のｐ Ｉ（は６〜７の範囲にあるため
、調整バルブ４３が開これによって、サンプリング配管
４０内を流れる試料水のＩ） Ｉ−Ｉが５．５以下の所
定値に調節される。
とによって、炉浄化系配管４８内を流れる冷却水の一部
がサンプリング配管４０内に流入する。この冷却水のｐ
ＩＩが、ｐＨメータ４４によって測定される。ｐ ｉ−
＋メータ４４は試料水のｐ Ｈ信号を調整バルブ４３に
伝達する。試料水のｐ Ｉ（は６〜７の範囲にあるため
、調整バルブ４３が開これによって、サンプリング配管
４０内を流れる試料水のＩ） Ｉ−Ｉが５．５以下の所
定値に調節される。
たたし、試料水のｐＨが酸性の領域になると、サンプリ
ング配管４０内にもともと付着していた物質が溶出する
危険性があるので、試料水のｐ ｆｌとしては４．５〜
５５の範囲にすることが望しい。試料水中の放射性イオ
ンである６°ＣＯは、カチオンペーパまたはイオン交換
樹脂からなる捕集器４５で捕集される。サンプリング配
管４０の長さは５０ｍ近くあるが、試料水中の６０ＣＯ
のサンプリング配管４０内 配管４０に流入した６０ＣＯのほとんどが捕集器４５に
て捕集される。捕集器４５を通過した試料水は、液体廃
棄物処理系である機器ドレン処理装置にて処理される。
ング配管４０内にもともと付着していた物質が溶出する
危険性があるので、試料水のｐ ｆｌとしては４．５〜
５５の範囲にすることが望しい。試料水中の放射性イオ
ンである６°ＣＯは、カチオンペーパまたはイオン交換
樹脂からなる捕集器４５で捕集される。サンプリング配
管４０の長さは５０ｍ近くあるが、試料水中の６０ＣＯ
のサンプリング配管４０内 配管４０に流入した６０ＣＯのほとんどが捕集器４５に
て捕集される。捕集器４５を通過した試料水は、液体廃
棄物処理系である機器ドレン処理装置にて処理される。
試料水を、所定時間、捕集器４５を通した後、捕集器４
５の放射能をＧｅ（Ｌｉ）半導体検出器にて計測する。
５の放射能をＧｅ（Ｌｉ）半導体検出器にて計測する。
このように試料水のｐ Ｈを下げることによって、原子
炉の冷却水の放射能や、金属イオンの化学濃度を精度良
く求めることができる。
炉の冷却水の放射能や、金属イオンの化学濃度を精度良
く求めることができる。
酸性溶液の代りに炭酸ガスを試料水中に注入しても、試
料水のｒ） Ｉ−Ｔを下げることができる。
料水のｒ） Ｉ−Ｔを下げることができる。
本発明は沸騰水型原子炉以外の加圧水型原子炉および新
型転換炉に適用することができる。
型転換炉に適用することができる。
本発明によれば、サンプリング配管内面への放射性物質
の付着量が著しく減少１−２原子炉の冷却材中の放射性
物質の量を精度良く測定することができる。
の付着量が著しく減少１−２原子炉の冷却材中の放射性
物質の量を精度良く測定することができる。
第１図は試料水のｐＨと５８ＣＯの付着係数との関係を
示す特性図、第２図は本発明の効果を確認しだ実１験装
置の系統図、第３図は本発明の好適な一実施例である原
子炉冷却材サンプリング装置を適用した沸騰水型原子炉
の系統図である。 ３１・・・原子炉圧力容器、４０・・・サンプリング配
管、４１・・・酸性溶液タンク、４３・・・調整バルブ
、４４・・・Ｉ）Ｈメータ、４５・・・捕集器、４６・
・・酸性溶液性（９） （１０） 鹸譲吟２トのＦ’ｌ−１ 第１頁の続き 、７２へ発 明 者 小沢義弘 ｌ」カ市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 、７ｚ発 明 者 遠藤正男 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 ・７１）出 願 人 東北電力株式会社仙台市１番町３
丁目７番１号 ・７１）出 願 人 中部電力株式会社名古屋市東区東
新町一番地 ７■・出 願 人 北陸電力株式会社 富山市桜橋通り３番１号 ７１、出 願 人 中国電力株式会社 広島市中区小町４番３３号 ７１出 願 人 日本原子力発電株式会社東京都千代田
区大手町−丁目６ 番１号 ７１、出 願 人 株式会社日立製作所東京都千代田区
丸の内−下目５ 番１号 ４９３−
示す特性図、第２図は本発明の効果を確認しだ実１験装
置の系統図、第３図は本発明の好適な一実施例である原
子炉冷却材サンプリング装置を適用した沸騰水型原子炉
の系統図である。 ３１・・・原子炉圧力容器、４０・・・サンプリング配
管、４１・・・酸性溶液タンク、４３・・・調整バルブ
、４４・・・Ｉ）Ｈメータ、４５・・・捕集器、４６・
・・酸性溶液性（９） （１０） 鹸譲吟２トのＦ’ｌ−１ 第１頁の続き 、７２へ発 明 者 小沢義弘 ｌ」カ市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 、７ｚ発 明 者 遠藤正男 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 ・７１）出 願 人 東北電力株式会社仙台市１番町３
丁目７番１号 ・７１）出 願 人 中部電力株式会社名古屋市東区東
新町一番地 ７■・出 願 人 北陸電力株式会社 富山市桜橋通り３番１号 ７１、出 願 人 中国電力株式会社 広島市中区小町４番３３号 ７１出 願 人 日本原子力発電株式会社東京都千代田
区大手町−丁目６ 番１号 ７１、出 願 人 株式会社日立製作所東京都千代田区
丸の内−下目５ 番１号 ４９３−
Claims (1)
- １、原子炉の冷却材をサンプリングする配管と、前記配
管内を流れるサンプリングした前記冷却材のｐ Ｉ−Ｔ
を測定する手段と、前記配管内に前記冷却材のｐＨを低
下させる物質を供給する手段と、前記ｐＨ測定手段にて
測定されたｐＨ値が所定値以下になるように前記ｐＨを
低下させる物質の前記配管中への供給量を制御する手段
とからなる原子炉冷却材サンプリング装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56177089A JPS5953517B2 (ja) | 1981-11-06 | 1981-11-06 | 原子炉冷却材サンプリング装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56177089A JPS5953517B2 (ja) | 1981-11-06 | 1981-11-06 | 原子炉冷却材サンプリング装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5879193A true JPS5879193A (ja) | 1983-05-12 |
| JPS5953517B2 JPS5953517B2 (ja) | 1984-12-25 |
Family
ID=16024930
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56177089A Expired JPS5953517B2 (ja) | 1981-11-06 | 1981-11-06 | 原子炉冷却材サンプリング装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5953517B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02201463A (ja) * | 1989-01-31 | 1990-08-09 | Ricoh Co Ltd | 放電装置 |
| EP0497518A1 (en) * | 1991-01-31 | 1992-08-05 | General Electric Company | Method for testing the soluble contents of nuclear reactor coolant water |
-
1981
- 1981-11-06 JP JP56177089A patent/JPS5953517B2/ja not_active Expired
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02201463A (ja) * | 1989-01-31 | 1990-08-09 | Ricoh Co Ltd | 放電装置 |
| EP0497518A1 (en) * | 1991-01-31 | 1992-08-05 | General Electric Company | Method for testing the soluble contents of nuclear reactor coolant water |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5953517B2 (ja) | 1984-12-25 |
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