JPS5953517B2 - 原子炉冷却材サンプリング装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉冷却材サ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。

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６０ＣＯ１”Ｍｎ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量率の増
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。

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。

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
が付着し、試料水中の放射能濃度および化学濃度を求め
たとしても誤差が大きくなる。

本発明の目的は、原子炉冷却材中の放射物質の分析精度
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材中
にｐＨを低下させる物質を供給し、サンプリングされた
冷却材のｐＨ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ｐＨによって大きく変わることを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の付着係数δ
（ｃｍ／ｈ）は以下の式で近似的に表わされる。

ここで、Ｐは単位面積あたりの５８ＣＯ付着量（μＣｉ
／ｃｍ”）、ｔは時間（ｈｒ）、Ｒは試料水中の５８Ｃ
Ｏ濃度（７ｚＣｉ／ｍｌ）である。

第１図は、５８ＣＯの付着係数のｐＨ依存性を、試料水
温度２８０℃の条件下で調べた結果である。

試料水のｐＨが７における５８ＣＯの付着係数を１．０
とした場合、ｐＨが６．３で０．４９、ｐＨが５．０で
０．０３、およびｐＨが３．５で０．０２になった。

したがって、試料水のｐＨを５．０以下に下げれば、５
８ＣＯのサンプリング配管への付着量を通常の冷却水条
件（ｐＨ＝６〜７）に比べ、約１７３０に減少できるこ
とが明らかになった。

第２図は、上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
冷却水の温度および圧力を実際の沸騰水型原子炉の条件
、２８５℃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ｐＨを
所定値に調整した後、バルブ２３を開き、昇圧ポンプ２
１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ｐＨは７、”Ｃ。放射能濃度はＩ
Ｘ １０＝、ｃｃｉ／ｍｌおよびＣＯ化学濃度は、０
．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。

２８５℃、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（ｌ ｌ ／
ｍｉｎ、２０℃）で模擬冷却水の一部を試料水としてサ
ンプリングループ１４内に導びく。

酸性溶液タンク１５内には、あらかじめ０．００１ｍｏ
ｌハの硝酸（ＨＮＯ３）溶液ヲ入しテおく。

バルブ２５を開くと同時に注入ポンプ１６を作動させ、
１０ｍ１／ｍｉｎ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１
３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。

試料水は、冷却器１８で温度５０℃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００２＋イオンや、ＮＯ３−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
計測し、試料配管１７への５８ＣＯ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ｐＨ調整を行なわなかった場合に比べ、１
７２０以下に減少する。

またイオン交換樹脂塔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調整しなかった場合、２０％以上になるのに対し
、わずか１％に過ぎなことが判明した。

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内の冷却水は、再循環系配管３
７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。

サンプリング管４０の酸性溶液注入系４６より下流側に
ｐＨ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ｐＨが、ｐＨメータ４４によって測定され
る。

ｐＨメータ４４は試料水のｐＨ信号を調整バルブ４３に
伝達する。

試料水のｐＨは６〜７の範囲にあるため、調整バルブ４
３が開き、酸性溶液タンク４１内の０． ＯＯ１ｍｏｌ
ハの硝酸溶液がサンプリング配管４０内に供給される。

これによって、サンプリング配管４０内を流れる試料水
のｐＨが５．５以下の所定値に調節される。

ただし、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ｐＨとしては４．５〜５．
５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６０ＣＯ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内面への付着量
が少なく、サンプリング配管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
。

このように試料水のｐＨ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。

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ｐＨ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。

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し、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。

【図面の簡単な説明】

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た実験装置
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、４
３・・・・・・調整バルブ、４４・・・・・・ｐＨメー
タ、４５・・・・・・捕集器、４６・・・・・・酸性溶
液注入系。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
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ｐＨ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。