JPS61104297A - 原子炉一次冷却系の放射能除去装置 - 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】 〔発明の技術分野〕 この発明は、原子炉一次冷却系に蓄積された放射能を除
去する原子炉一次冷却系の放射能除去装置に関する。

〔発明の技術的背景とその問題点〕

一般に、沸騰水型原子炉の一次冷却系では、粒千秋およ
びイオン状の放！８能が循環し、その放射能はさまざま
なメカニズムで一次冷却系構造物の内表面に蓄積され、
その放射線量率を上昇させている。

例えば、一次冷却系構造物のうち最も接液面積の大きな
ステンレス鋼の構造物では、高温高圧水（７０気圧２５
０℃以上）により、ステンレス鋼表面に鉄・グＯムおよ
びニッケルを主成分とした腐食酸化皮膜が生成される。

そしてその腐食酸化皮膜の成長期にイオン状の放射能（
例えば６０Ｃ０２＋Ｗ）が取りこまれる。また、このイ
オン状敢射能は、下記の同位体交換によっても取りこま
れることがある。

”Ｃｏ２”＋ＧＯ＋”ＣＯ＋ｃＯ２” ざらに粒子状の放射能は、腐食酸化皮膜の上に沈積する
形で蓄積される。このような放射能が蓄積された腐食酸
化皮膜の存在が、原子炉一次冷却系の点検特に作業員の
被＠Ｇを増大さける恐れがある。また作業員の被呼を低
減させるためにはメンテナンスコストの上昇を招来する
という問題点もある。

そこで、従来、原子炉一次冷却系の構造物に蓄積した放
射能を除去する装置として薬液を注入するものが提案さ
れている。この装置は、原子炉一次冷却系のうち原子炉
再循環系等のサブシステムや再循環ポンプなとの機器を
他から隔離し、この隔離された箇所にシュウ酸等の弱酸
薬液を注入し循環させて、放射性金属イオンを溶解させ
、この放射性金属イオンを回収し除去するものであるっ
しかしながら、この装置では、原子炉一次冷却系自体が
大規模であるため、この原子炉一次冷却系の全体を一度
に除染することができない。ざらに、この装置によって
原子炉一次冷却系の一部のみを除染しても、原子炉運転
中に除染していない部分の影響で、この除染した箇所が
直ちに元の放射線量率のレベルに戻ってしまう欠点があ
る。

〔発明の目的〕

この発明は上記事実を考慮してなされたものであり、原
子炉一次冷却系の全体に蓄積された放射能を一度に除去
し、この原子炉一次冷却系の点検時における作業者の被
瞠を低減させることができる原子炉一次冷却系の放射能
除去装置を提供することを目的とする。

〔発明の概要〕

上記目的を達成するために、この発明に係る原子炉一次
冷却系の放射能除去装置は原子炉内で発生した然気をタ
ービンへ導く主蒸気系と、ターごンで仕事をした蒸気を
復水とし、この復水を原子炉に導く原子炉復水および給
水系と、原子炉内の冷却材を炉心へ強制循環させる原子
炉再循環系と、原子炉内で発生した不鈍物を除去して冷
却材を浄化する原子炉冷却材浄化系とを有してなる原子
炉一次冷却系に、少なくとも原子炉、原子炉再循環系お
よび原子炉冷却材浄化系を一体的に伯から隔離可能とり
゛るＭ蔽弁を設け、さらにこれらの隔離可能とされた液
体流動箇所にガス注入器を設置し、液中にガスを注入し
てこの液の溶存酸素濃度を減少させるようにしたもので
あり、原子炉停止時に溶存酸素濃度を減少させ、原子炉
一次冷却系の構造物内表面に放射能を取りこんで生成さ
れた腐食酸化皮膜を溶出・除去させるものである。

〔発明の実施例〕

第１図はこの発明に係る原子炉一次冷却系の放射能除去
装置の一実施例を示す系統図である。

沸ｍ水型原子炉１の原子炉圧力容器３には炉心５が内蔵
され、この炉心５は冷却材７によって水没される。この
冷却材７は炉心５により加熱されて気液二相流となる。

気液二相流は図示しない気水分離器により蒸気と水とに
分離され、分列された蒸気は蒸気乾燥器（図示しない）
により乾燥される。乾燥蒸気は主蒸気管９等からなる主
蒸気系１１を経て蒸気タービン１３に尋かれ、この蒸気
タービン１３を回転させる。

蒸気タービン１３で仕事をした蒸気は復水器１５内で復
水となる。復水は脱塩器１７にて浄化され、給水ポンプ
１つにより昇圧され、給水ヒーラ２１を経て加熱された
後、原子炉１へ導かれる。

これらの復水器１５、脱塩器１７および復水器１５、脱
塩器１７および給水ポンプ１７を連結する復水系管１８
により原子炉復水系２ｏが構成される。さらに、給水ポ
ンプ１９、給水ヒータ２１Ｊ５よび給水ポンプ１９、給
水ヒータ２１および原子炉圧力容器３を連結する給水系
管２２により原子炉給水系２３が構成される。

一方、気水分離器で分離された水は流下して冷却材７と
一体化される。この一体化された冷却材７は、原子炉再
循環系２５により原子炉圧力容器３内で強制循環される
。つまり、この原子炉再循環系２５は、原子炉圧力容器
３内のダウンカマ部に配設されたジェットポンプ２７と
、再循環系管３０を介しジェットポンプ２７に連結され
た再循環ポンプ３１とから構成される。原子炉圧力容器
３における下部ブレナム２９内の冷却材は再循環ポンプ
３１に導かて昇圧され、駆動水となって、ジェットポン
プ２７の上部に噴射される。この噴射流の減圧効果によ
り、冷却材たる水はジェットポンプ２７を介し下部ブレ
ナム２９に至り、ここから炉心５へ導入される。

さらに、下部ブレナム２９内の冷却材は、原子炉冷却材
浄化系３３の浄化系管３４を介し脱塩器３５に導かれる
。冷却材たる水は、この脱塩器３５によって不鈍物が除
去され、給水管２２を経て沸騰水型原子炉１内へ供給さ
れる。

ところで、上記の沸騰水型原子炉１、主蒸気系１１、原
子炉給水系２３、原子炉再循環系２５および原子炉冷却
材浄化系３°３により原子炉一次冷却系が構成される。

この原子炉一次冷却系の構造物のうち、主蒸気系１１を
除いた他の系１．２３゜２５．３３の各種機器および配
管は冷却材たる水に接し、この接液箇所は主にステンレ
ス鋼で構成される。

さて、原子炉再循環系２５の再循環系管３０には、再循
環ポンプ３１の上流側に溶存酸素計３７、水素ガス注入
器３９および加熱器４１が順次配設される。この加熱器
４１は、原子炉停止時に作動可能に設けられ、原子炉再
循環系２５、沸騰水型原子炉１および原子炉冷却材浄化
系３３内を循環する水の温度を、約１５０℃から通常の
原子炉運転時における温度（約３００℃）の範囲に上昇
さぼる。

また、水素ガス注入器３９は、再循環系管３０を流れる
水に水素ガスを注入するものである。通常、原子力発電
プラントの運転中には、原子炉一次冷却系の溶存酸素お
よび溶存水素は、水の放射線分解によって各々約２００
ｐｐｂ　、２５ｐｐｂはど存在する。ところが、原子炉
停止時（再循環系管３０を流れる水に水素ガスを注入す
ることにより、沸騰水型原子炉１、原子炉再循環系２５
および原子炉冷却材浄化系３３を流れる水の溶存Ｗ１素
濃度を第２図に示すように数ρｐｂまで低下させる。

さらに、溶存酸素計３７は、沸騰水型原子炉１、原子炉
再循環系２５Ｆ３よび原子炉冷却材浄化系３３を流れる
水中の溶存酸素濃度を検出するものである。この検出時
に基づき、水素ガス注入器３９からの水素ガスの注入量
が調整される。

一方、主蒸気系１１における主蒸気管９の沸騰水型原子
炉近傍に遮蔽弁４５が配設される。さらに、原子炉給水
系２３の給水系管２２のうち、浄化系＠３４との接続点
４３と給水ヒータ２１との間にも遮蔽弁４７が配設され
る。これらの遮蔽弁４５．４７は、原子炉停止時に開作
動されて、沸騰水型原子炉１、原子炉再循環系２５およ
び原子炉冷却材浄化系３３を一体として主蒸気系１１お
よび原子炉給水系２３から遮蔽し、隔離可能とする。し
たがって、水素ガス注入器３９からは、沸騰水型原子炉
１、原子炉再循環系２５および原子炉冷却材浄化系３３
を流れる水にの゛み水素が注入されることになる。

また、沸騰水型原子炉１における原子炉圧力容器３の上
部にはリーク弁４７が設置される。このリーク弁４７に
より、沸騰水型原子炉１、原子炉再循環系２５および原
子炉冷部材浄化系３３内の子側水素ガスが漏洩可能に設
けられる。

次に作用を説明する。

まず、原子力発電プラントの停止直後に遮蔽弁４５．４
７を閉作動させる。この時、リーク弁４７も閉作動の状
態を保持させる。次に再循環ポンプ３１を作動させて、
原子炉再循環系２５、沸騰水型原子炉１および原子炉冷
却材浄化系３３間に水を循環させる。と同時に、加熱器
４１を作動ざせて、循環する水の水温を約１５０℃以上
に保持する。その後、溶存酸素計３７の検出値を児なが
ら、水素ガス注入器３つから循環する水中に水素ガスを
注入する。予刺した水系ガスは、リーク弁４７から原子
炉圧力容器３内へ漏洩させる。

１５０℃以上の温度で水素ガスを注入すると、循環する
水の溶存酸素濃度が数１１１１ｂに低下する。

すると、第２図に示すように、ステンレス鋼から鉄、ニ
ッケルが急激に溶出する。同時に、ステンレス鋼の母材
上に放射能を取りこんで生成されたｂ　′　−イ　ｌ　
′　　：」・（７・　　　　　　−ら　　″　１−・れ
た金属イオンは、６０ＣＯ２＋などの放射性イオンも含
めて原子炉冷却材浄化系３３の説塩器３５等で除去され
る。したかつ−で、沸騰水型原子炉１、原子炉再循環系
２５および原子炉冷却材浄化系３３の構造物内表面にお
ける腐食酸化皮膜が除去されて、これらの椙造物の放射
線量率を低下さぜることができ、原子炉一次冷却系の点
検時に作業員の被曝を低減することができる。

基管３４にそれぞれ遮蔽弁４５．４７を設（プ、かつ再
循環系管３２に水素ガス注入器３９を設けたものである
ことから、増設は器が少なくシステムを単純化して、生
産コストを低下させることかできる。

また、上記実施例の金属イオンの溶出においては、ステ
ンレス鋼からクロムが溶出することがない。したがって
、ステンレス鋼の防食性を確保す゛ることができ、ステ
ンレス鋼の母材に与える影響を殆ど無視することができ
る。

■７鳴ｉより〔げ；−・−タ１−一」−１−・戸！−１
□□−□□５０℃以上に上昇させたことから、金属イオ
ンの溶出が促進され、放射能の除去を短時間で行なうこ
とができる。

なお、再循環系管３０ヤ浄化系管３４に外部から超音波
振動を加えれば、これらに付着し！、：腐蝕性酸化皮膜
の除去をさらに効果的に行なうことが〆 できる。また、上記実ＦＭ例では、水素ガス注入器３９
を再循環系管３０に配；２するものにつき説明また、こ
の実施例では主蒸気管１１および給水浄化系３３の浄化
系管３４に配設するものであってもよい。さらに、上記
実施例では水素ガス注入器３９から水素ガスを注入する
ものにつき説明したが、水素ガスの代りに、窒素やアル
ゴンなどの不活性ガスを注入するものであってもよい。

また、この実施例では、原子炉一次冷却系の接液箇所が
ステンレス鋼であるものにつき説明１）だが、接液箇所
に炭素鋼を用いたものにおいても同様の効果を得ること
ができる。

〔発明の効果〕

以上のように、この発明に係る原子炉一次冷却系の放射
能除去装置によれば、原子炉一次冷却系に、少なくとも
原子炉、原子炉再循環系および原子炉冷却材浄化系を一
体的に他から隔離可能とり゛る遮蔽弁を設け、ざらにこ
れらの隔離可能とされた液体流動箇所にガス注入器を配
設し、液中にガスを注入してこの液の溶存酸素濃度を減
少させるようにしたことから、原子炉停止時に原子炉一
次したが、この水素ガス注入器３つを原子炉冷却材皮膜
を溶出・除去させることができ、その結果、原子炉一次
冷却系の全体に容積された放射能を一度に除去して、こ
の原子炉一次冷却系の点検時における作業員の被曝を低
減させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明に係る原子炉一次冷却系の放射能除去
装置の一実施例を示す系統図、第２図は溶存酸素濃度と
鉄の溶解放出速度との関係を示すグラフである。 １・・・沸騰水型原子炉、７・・・冷却材、９・・・主
蒸気管、１１・・・主蒸気系、１３・・・蒸気タービン
、２０・・・原子炉復水系、２２・・・給水系管、２３
・−・原子炉給水系、２５・・・原子炉再循環系、３０
・・・再循環系、３３・・・原子炉冷却材浄化系、３９
・・・水素ガス注入器、４１・・・加熱器、４５．４７
・・・遮蔽弁。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉内で発生した蒸気をタービンへ導く主蒸気系
   と、タービンで仕事をした蒸気を復水とし、この復水を
   原子炉に導く原子炉復水および給水系と、この原子炉内
   の冷却材を炉心へ強制循環させる原子炉再循環系と、原
   子炉内で発生した不鈍物を除去して冷却材を浄化する原
   子炉冷却材浄化系とを有してなる原子炉一次冷却系に、
   少なくとも原子炉、原子炉再循環系および原子炉冷却材
   浄化系を一体的に他から隔離可能とする遮蔽弁を設け、
   さらにこれらの隔離可能とされた液体流動箇所にガス注
   入器を設置し、液中にガスを注入してこの液の溶存酸素
   濃度を減少させるようにしたことを特徴とする原子炉一
   次冷却系の放射能除去装置。 ２、遮蔽弁は主蒸気系の原子炉近傍と原子炉給水系にお
   ける原子炉冷却材浄化系接続点近傍とにそれぞれ設けら
   れ、また、ガス注入器は原子炉再循環系に設置された特
   許請求の範囲１項記載の原子炉一次冷却系の放射能除去
   装置。 ３、ガス注入器が水素ガス注入器である特許請求の範囲
   第１項または第２項記載の原子炉一次冷却系の放射能除
   去装置。 ４、液体流動箇所にはガス注入器の他に加熱器も配設さ
   れ、液体を加温可能に構成した特許請求の範囲第１項な
   いし第３項にいずれか記載の原子炉一次冷却系の放射能
   除去装置。