JPS6138435B2 - - Google Patents
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- JPS6138435B2 JPS6138435B2 JP53026594A JP2659478A JPS6138435B2 JP S6138435 B2 JPS6138435 B2 JP S6138435B2 JP 53026594 A JP53026594 A JP 53026594A JP 2659478 A JP2659478 A JP 2659478A JP S6138435 B2 JPS6138435 B2 JP S6138435B2
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- corrosion
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
本発明は、沸騰水型軽水炉原子力プラントにお
いて作業者を体外放射線被ばくから防護し、機器
の放射能汚染を防止する方法に関し、詳しくは、
原子力プラントの運転停止および再起動という運
転状態の過渡期において、冷却水中に水素を注入
することにより、放射性核種を含む構造材料の腐
食生成物の冷却水濃度を抑制する方法に関する。 原子力プラントにおいては、一般に冷却系の構
造材料の腐食生成物が生成する。この腐食生成物
は炉心において放射化された後、一部は冷却系全
体に拡散して蓄積する。この冷却系に蓄積した放
射化された腐食生成物（以下「放射性腐食生成
物」という）は、原子力プラントの作業者が受け
る放射線被ばくおよび機器の放射能汚染の主たる
原因になつている。したがつて、放射線被ばくか
ら防護し、放射能汚染を防止するためには、炉心
で生成する放射性腐食生成物の冷却系全体への拡
散を抑制する必要がある。 放射性腐食生成物の生成過程を説明すると、ま
ず、冷却水に接触する冷却系の構造材料が腐食
し、腐食生成物が該構造材料の表面に生成する。
この腐食生成物の一部が、冷却水中へ溶解し、又
は剥離して懸濁状態で移行し、冷却水とともに炉
心に入り、炉心を循環する過程で、一部は炉心内
の燃料被覆管やその他の機器の表面に析出、沈積
して蓄積する。炉心内に蓄積した腐食生成物は、
再び冷却水中へ移行し、かつまた蓄積を繰り返す
こともあるが、炉心において中性子照射を受けて
放射化され、放射性腐食生成物を生成するに至
る。かくして生成した放射性腐食生成物が冷却水
の循環によつて冷却系全体に拡散する。冷却水中
の放射性腐食生成物の含有量は、通常の化学分析
では検知できない程微量であるが、長期の運転期
間の間には冷却系内に多量に蓄積するに至り、放
射線被ばく、放射能汚染の原因になる。 従来、冷却系内に蓄積した放射性腐食生成物に
よる放射線被ばく等を軽減する方法として、定期
的な機械除染によつて、冷却系機器表面に蓄積し
た腐食生成物を剥離し、ろ過脱塩器により除去す
る方法が行われてきた。しかし、この方法で除染
できるのは、冷却系の限られた個所にすぎなかつ
た。 また、プラントの運転停止の期間を通じて冷却
水を真空脱または加熱脱気して、冷却水中の溶存
酸素を除去することにより、腐食生成物の生成を
抑制する方法が知られている。しかし、この方法
においては、腐食生成物を還元するために必要な
低濃度まで酸素の溶存量を減少させることは技術
的に困難であることから、ある程度腐食の進行を
緩和できるに止まる。 さらに、積極的な方法として、原子力プラント
の運転中においても、常時、冷却水中に水素を注
入する方法が知られている。この方法では、冷却
水中の水素濃度は高く保たれるので、冷却系の構
造材料の腐食は抑制され、生成した腐食生成物は
還元される。また、冷却水中の溶存酸素は水素に
より置換され、また水の放射線分解により生成し
た酸素は、2H2＋O2→2H2Oなる反応により水を
再生して減少する。この方法は、冷却系構造材料
の腐食生成物そのものの生成を抑制するので、放
射線被ばく、放射能汚染を防止する上で効果的で
あるばかりでなく、応力腐食割れ等の腐食による
障害を防止できるので、腐食に対する抜本的対策
と言える。しかし、常時水素を冷却水に注入する
ため、復水器から流出する、放射性ガス等を含ん
だガスから、莫大な量の過剰水素を、分離、回収
する複雑かつ特殊な排ガス処理装置が必要である
という欠点を有し、未だ採用されていない。 本発明は、原子力プラントの作業者の放射線被
ばく等の原因が特に冷却系全体に蓄積した放射性
腐食生成物に存することに着目し、前述のような
従来技術の欠点を解消すべくなされたものであ
る。 すなわち、本発明の目的は、たとえ腐食生成物
が炉心において放射化されても、炉心内に蓄積し
た放射性腐食生成物が溶解または剥離して炉水中
に移行し、冷却水中の放射性腐食生成物の濃度が
増加することを抑制することにある。さらにこの
放射性腐食生成物が、炉心外へ流出し、冷却系全
体に拡散することを抑制することにより、冷却系
に放射性腐食生成物が蓄積することを防ぎ、もつ
て原子力プラントの作業者の放射線被ばくから防
護し、機器の放射性汚染を防止することにある。 本発明の方法は、炉水の温度がｔ℃であるとき
に、原子力プラントの運転停止操作開始直前か
ら、再起動操作終了直後までの期間内に、冷却水
中に水素を注入することによつて前記の期間を通
じて炉水中の水素濃度を2exp（0.013t）cm3N.T.P.
／KgH2O以上に保持することを内容とするもので
ある。 さらに詳述すると、冷却水中への水素の注入
は、前記期間を通じて連続的に行つてもよく、ま
た断続的に行つてもよい。したがつて、ブラント
の運転停止期間中に、原子炉圧力容器の蓋を開け
ない場合は勿論、蓋を開ける場合であつても本発
明は実施することができる。蓋を開ける場合に
は、蓋を開ける直前から蓋を閉じた直後まで水素
の注入は中止することになろう。また、水素を注
入する際の状態は水素ガスとしてでもよく、水に
溶解した状態でもよい。さらに、水素の注入は、
炉水中の水素濃度を必要な値以上に保持すること
ができれば、炉水中へ直接行つてもよく、他の場
所で行つてもよい。通常は、第１図の例に示すよ
うに冷却水の再循環ループにおいて、再循環ポン
プの吐出側から注入を行うことが適切である。 本発明を、さらに詳しく説明すると、本発明の
成立は、第一に従来の原子力プラントの冷却系に
蓄積した腐食生成物中の、蓄積放射性核種に関す
る知見に基く。第一表に、従来の原子力発電所の
例を示す。
いて作業者を体外放射線被ばくから防護し、機器
の放射能汚染を防止する方法に関し、詳しくは、
原子力プラントの運転停止および再起動という運
転状態の過渡期において、冷却水中に水素を注入
することにより、放射性核種を含む構造材料の腐
食生成物の冷却水濃度を抑制する方法に関する。 原子力プラントにおいては、一般に冷却系の構
造材料の腐食生成物が生成する。この腐食生成物
は炉心において放射化された後、一部は冷却系全
体に拡散して蓄積する。この冷却系に蓄積した放
射化された腐食生成物（以下「放射性腐食生成
物」という）は、原子力プラントの作業者が受け
る放射線被ばくおよび機器の放射能汚染の主たる
原因になつている。したがつて、放射線被ばくか
ら防護し、放射能汚染を防止するためには、炉心
で生成する放射性腐食生成物の冷却系全体への拡
散を抑制する必要がある。 放射性腐食生成物の生成過程を説明すると、ま
ず、冷却水に接触する冷却系の構造材料が腐食
し、腐食生成物が該構造材料の表面に生成する。
この腐食生成物の一部が、冷却水中へ溶解し、又
は剥離して懸濁状態で移行し、冷却水とともに炉
心に入り、炉心を循環する過程で、一部は炉心内
の燃料被覆管やその他の機器の表面に析出、沈積
して蓄積する。炉心内に蓄積した腐食生成物は、
再び冷却水中へ移行し、かつまた蓄積を繰り返す
こともあるが、炉心において中性子照射を受けて
放射化され、放射性腐食生成物を生成するに至
る。かくして生成した放射性腐食生成物が冷却水
の循環によつて冷却系全体に拡散する。冷却水中
の放射性腐食生成物の含有量は、通常の化学分析
では検知できない程微量であるが、長期の運転期
間の間には冷却系内に多量に蓄積するに至り、放
射線被ばく、放射能汚染の原因になる。 従来、冷却系内に蓄積した放射性腐食生成物に
よる放射線被ばく等を軽減する方法として、定期
的な機械除染によつて、冷却系機器表面に蓄積し
た腐食生成物を剥離し、ろ過脱塩器により除去す
る方法が行われてきた。しかし、この方法で除染
できるのは、冷却系の限られた個所にすぎなかつ
た。 また、プラントの運転停止の期間を通じて冷却
水を真空脱または加熱脱気して、冷却水中の溶存
酸素を除去することにより、腐食生成物の生成を
抑制する方法が知られている。しかし、この方法
においては、腐食生成物を還元するために必要な
低濃度まで酸素の溶存量を減少させることは技術
的に困難であることから、ある程度腐食の進行を
緩和できるに止まる。 さらに、積極的な方法として、原子力プラント
の運転中においても、常時、冷却水中に水素を注
入する方法が知られている。この方法では、冷却
水中の水素濃度は高く保たれるので、冷却系の構
造材料の腐食は抑制され、生成した腐食生成物は
還元される。また、冷却水中の溶存酸素は水素に
より置換され、また水の放射線分解により生成し
た酸素は、2H2＋O2→2H2Oなる反応により水を
再生して減少する。この方法は、冷却系構造材料
の腐食生成物そのものの生成を抑制するので、放
射線被ばく、放射能汚染を防止する上で効果的で
あるばかりでなく、応力腐食割れ等の腐食による
障害を防止できるので、腐食に対する抜本的対策
と言える。しかし、常時水素を冷却水に注入する
ため、復水器から流出する、放射性ガス等を含ん
だガスから、莫大な量の過剰水素を、分離、回収
する複雑かつ特殊な排ガス処理装置が必要である
という欠点を有し、未だ採用されていない。 本発明は、原子力プラントの作業者の放射線被
ばく等の原因が特に冷却系全体に蓄積した放射性
腐食生成物に存することに着目し、前述のような
従来技術の欠点を解消すべくなされたものであ
る。 すなわち、本発明の目的は、たとえ腐食生成物
が炉心において放射化されても、炉心内に蓄積し
た放射性腐食生成物が溶解または剥離して炉水中
に移行し、冷却水中の放射性腐食生成物の濃度が
増加することを抑制することにある。さらにこの
放射性腐食生成物が、炉心外へ流出し、冷却系全
体に拡散することを抑制することにより、冷却系
に放射性腐食生成物が蓄積することを防ぎ、もつ
て原子力プラントの作業者の放射線被ばくから防
護し、機器の放射性汚染を防止することにある。 本発明の方法は、炉水の温度がｔ℃であるとき
に、原子力プラントの運転停止操作開始直前か
ら、再起動操作終了直後までの期間内に、冷却水
中に水素を注入することによつて前記の期間を通
じて炉水中の水素濃度を2exp（0.013t）cm3N.T.P.
／KgH2O以上に保持することを内容とするもので
ある。 さらに詳述すると、冷却水中への水素の注入
は、前記期間を通じて連続的に行つてもよく、ま
た断続的に行つてもよい。したがつて、ブラント
の運転停止期間中に、原子炉圧力容器の蓋を開け
ない場合は勿論、蓋を開ける場合であつても本発
明は実施することができる。蓋を開ける場合に
は、蓋を開ける直前から蓋を閉じた直後まで水素
の注入は中止することになろう。また、水素を注
入する際の状態は水素ガスとしてでもよく、水に
溶解した状態でもよい。さらに、水素の注入は、
炉水中の水素濃度を必要な値以上に保持すること
ができれば、炉水中へ直接行つてもよく、他の場
所で行つてもよい。通常は、第１図の例に示すよ
うに冷却水の再循環ループにおいて、再循環ポン
プの吐出側から注入を行うことが適切である。 本発明を、さらに詳しく説明すると、本発明の
成立は、第一に従来の原子力プラントの冷却系に
蓄積した腐食生成物中の、蓄積放射性核種に関す
る知見に基く。第一表に、従来の原子力発電所の
例を示す。
【表】
【表】
第１表の例によると、60Coおよび58Coは放射能
濃度が大きく、かつ比較的半減期が長い核種であ
ることから、放射線の主要な源になつている。こ
の60Coおよび58Coは、放射化反応により59Coおよ
び58Niからそれぞれ生成する。なお、腐食生成物
の大部分は、放射能的には悪影響の小さい鉄の酸
化物であり、60Coや58Coは通常の比学分析では検
知できない程、微量であることがわかつている。
以上の知見により、炉心内で生成する放射性腐食
生成物のうち、特に問題になるのは、Coおよび
Niの腐食生成物であると言うことができる。 次に、本発明の成立は、炉水において生成、蓄
積している腐食生成物が、炉水中へ溶解し、また
は剥離して懸濁状態で移行する量は、原子力プラ
ントが定常運転されているときよりも、プラント
を停止する過程または再起動する過程という運転
状態の過渡期において最も増大するという知見に
基いている。第２図は、従来の原子力プラントに
おいて、Feを含む腐食生成物とCoを含む腐食生
成物について、炉水中濃度の経時変化を測定した
結果を示す。図中、ａはFeを含む腐食生成物の
相対濃度を、ｂはCoを含む腐食生成物の相対濃
度を表わす。この測定結果の場合、プラントの停
止および再起動の過程で、Feの濃度は定常運転
時に比較して、最高103倍以上になり、Coの濃度
は102倍以上になつている。このように、プラン
トの運転状態の過渡期においては、炉心内に蓄積
した腐食生成物の溶解、剥離が著しくなり、その
結果、放射性腐食生成物の冷却系全体への拡散も
活発になることがわかる。この原因としては、運
転状態の過渡期における、炉心内の熱的、化学
的、および機械的変化、並びに運転中行つている
冷却水の脱気を中止することによつて起る溶存酸
素の増加等があげられる。 したがつて、原子力プラントの運転停止および
再起動という過渡期の前後を通じて、炉水中の水
素濃度を一定値以上に保持することにより、効果
的に、炉心内に蓄積している放射性腐食生成物を
含む腐食生成物を還元し、金属として炉心構造材
料の表面に析出せしめ、冷却水中への溶解、剥離
を抑制することができ、また新たな腐食も抑制す
ることができる。 本発明者らは、さらに炉心、冷却系の構造材料
に使用されている金属の腐食生成物について熱力
学的に検討した結果、炉水中に水素を注入する方
法は、特にCoおよびNiに対して効果的であるこ
とを見出し、有効な炉水中水素濃度を求めるに至
つた。 すなわち、次の反応式(1)〜(4)に示すCoおよび
Niの腐食反応について、熱力学的平衡条件を、
向坊らが提出した方法（向坊、増田、前田、室示
戸、電気化学第34巻388〜396頁、1966年）によつ
て、推定した。ここに示した腐食生成物CoO，
Co（OH）2，NiOおよびNi（OH）2は、Co，Niの
腐食生成物中、水中でかなり広い安定領域を有す
るものである。 Co＋H2O＝CoO＋H2 (1) １／２Co＋H2O＝１／２Co（OH）2＋１／２H2(2)
Ni＋H2O＝NiO＋H2 (3) １／２Ni＋H2O＝１／２Ni（OH）2＋１／２H2(4)
次に、求めた熱力学的平衡条件から、CoO，
Co（OH）2，NiO、およびNi（OH）2のすべてを還
元することができる最小の水素分圧を、各温度に
ついて求め、さらにこの水素分圧と平衡状態にあ
る炉水中水素濃度を、ピー・コーエン著「ウオー
ター・クーラント・テクノロジイ・オブ・パワ
ー・リアクターズ」、ゴードン・アンド・プリー
チ・サイエンス第１版（1969）107頁（P.Cohen
“Water Coolant Technology of Pawer
Reactors”，Gordon＆Breach Sci，Pub １，
（1969），P107）に記載された次式により求め
た。 Ｓ＝８．４５×１０４ＰＨ２／Ｈ （式中、Ｓは溶解度［cm3N.T.P.／KgH2O］、
PH2は水素分圧［Psi］、Ｈは水素分圧［Psi］と
水中モル分率に関して定まるヘンリーの定数を表
わす。） このようにして求めた、CoおよびNiの腐食生
成物を還元するために必要な最小の水素分圧およ
び炉水中水素濃度を第２表に示す。
濃度が大きく、かつ比較的半減期が長い核種であ
ることから、放射線の主要な源になつている。こ
の60Coおよび58Coは、放射化反応により59Coおよ
び58Niからそれぞれ生成する。なお、腐食生成物
の大部分は、放射能的には悪影響の小さい鉄の酸
化物であり、60Coや58Coは通常の比学分析では検
知できない程、微量であることがわかつている。
以上の知見により、炉心内で生成する放射性腐食
生成物のうち、特に問題になるのは、Coおよび
Niの腐食生成物であると言うことができる。 次に、本発明の成立は、炉水において生成、蓄
積している腐食生成物が、炉水中へ溶解し、また
は剥離して懸濁状態で移行する量は、原子力プラ
ントが定常運転されているときよりも、プラント
を停止する過程または再起動する過程という運転
状態の過渡期において最も増大するという知見に
基いている。第２図は、従来の原子力プラントに
おいて、Feを含む腐食生成物とCoを含む腐食生
成物について、炉水中濃度の経時変化を測定した
結果を示す。図中、ａはFeを含む腐食生成物の
相対濃度を、ｂはCoを含む腐食生成物の相対濃
度を表わす。この測定結果の場合、プラントの停
止および再起動の過程で、Feの濃度は定常運転
時に比較して、最高103倍以上になり、Coの濃度
は102倍以上になつている。このように、プラン
トの運転状態の過渡期においては、炉心内に蓄積
した腐食生成物の溶解、剥離が著しくなり、その
結果、放射性腐食生成物の冷却系全体への拡散も
活発になることがわかる。この原因としては、運
転状態の過渡期における、炉心内の熱的、化学
的、および機械的変化、並びに運転中行つている
冷却水の脱気を中止することによつて起る溶存酸
素の増加等があげられる。 したがつて、原子力プラントの運転停止および
再起動という過渡期の前後を通じて、炉水中の水
素濃度を一定値以上に保持することにより、効果
的に、炉心内に蓄積している放射性腐食生成物を
含む腐食生成物を還元し、金属として炉心構造材
料の表面に析出せしめ、冷却水中への溶解、剥離
を抑制することができ、また新たな腐食も抑制す
ることができる。 本発明者らは、さらに炉心、冷却系の構造材料
に使用されている金属の腐食生成物について熱力
学的に検討した結果、炉水中に水素を注入する方
法は、特にCoおよびNiに対して効果的であるこ
とを見出し、有効な炉水中水素濃度を求めるに至
つた。 すなわち、次の反応式(1)〜(4)に示すCoおよび
Niの腐食反応について、熱力学的平衡条件を、
向坊らが提出した方法（向坊、増田、前田、室示
戸、電気化学第34巻388〜396頁、1966年）によつ
て、推定した。ここに示した腐食生成物CoO，
Co（OH）2，NiOおよびNi（OH）2は、Co，Niの
腐食生成物中、水中でかなり広い安定領域を有す
るものである。 Co＋H2O＝CoO＋H2 (1) １／２Co＋H2O＝１／２Co（OH）2＋１／２H2(2)
Ni＋H2O＝NiO＋H2 (3) １／２Ni＋H2O＝１／２Ni（OH）2＋１／２H2(4)
次に、求めた熱力学的平衡条件から、CoO，
Co（OH）2，NiO、およびNi（OH）2のすべてを還
元することができる最小の水素分圧を、各温度に
ついて求め、さらにこの水素分圧と平衡状態にあ
る炉水中水素濃度を、ピー・コーエン著「ウオー
ター・クーラント・テクノロジイ・オブ・パワ
ー・リアクターズ」、ゴードン・アンド・プリー
チ・サイエンス第１版（1969）107頁（P.Cohen
“Water Coolant Technology of Pawer
Reactors”，Gordon＆Breach Sci，Pub １，
（1969），P107）に記載された次式により求め
た。 Ｓ＝８．４５×１０４ＰＨ２／Ｈ （式中、Ｓは溶解度［cm3N.T.P.／KgH2O］、
PH2は水素分圧［Psi］、Ｈは水素分圧［Psi］と
水中モル分率に関して定まるヘンリーの定数を表
わす。） このようにして求めた、CoおよびNiの腐食生
成物を還元するために必要な最小の水素分圧およ
び炉水中水素濃度を第２表に示す。
【表】
本発明において限定した炉水中水素濃度の臨界
値、2exp（0.013t）（［cm3N.T.P／KgH2O］，ｔ
℃）は、第２表に得られた最小の必要水素濃度に
対し、若干の余裕を見込んで選択された値であ
る。 なお、冷却系で生成すると考えられるCoの腐
食生成物として、他にβ−CoOOH，CoOOH
（），CoOOH（），Co3O4等があり、またNiの
腐食生成物としては、他にα−NiOOH，β−
NiOOH，γ−NiOOH，Ni3O2（OH）4，4Ni
（OH）2・NiOOH等があるが、これらはそれぞれ
Co（OH）2およびNi（OH）2よりも強い酸化条件
において安定して存在するものであるから、本発
明の条件においては還元される。 かくして、本発明の効果として、炉水中の水素
濃度は増加し、かつこれによつてもたらされる酸
素の溶解度の低下と、反応式2H2＋O2→2H2Oで
示される水の再成反応のために、酸素濃度が低下
する結果、炉水に接する金属の自然電極電位は卑
へ移行し、この金属材料の腐食は抑制され、また
腐食生成物は還元される。したがつて、炉心構造
材料の表面に蓄積した腐食生成物の還元、および
炉水中に溶解している腐食生成物の構造材料表面
への析出が促進される。この効果は、放射能的に
最も問題となるCoおよびNiについて著しいが、
他の金属元素に対しても同様に現われるものであ
る。 さらに、炉水の放射線分解によつて生ずる過酸
化水素の増加も、反応式H2＋H2O2→2H2Oで示さ
れる水の再成反応によつて抑制されるので、腐食
は抑制されることになる。 このようにして、原子力プラントの運転停止お
よび再起動の過渡期に活発になる蓄積腐食生成物
の溶解または剥離による炉水中への移行は抑制さ
れ、結局、放射性腐食生成物の冷却系全体への拡
散を防止することができ、ひいてはプラント作業
者の放射線被ばく等を抑制することができる。 また、本発明の利点として、注入した水素の過
剰分を分離、回収するために、複雑かつ特殊な排
ガス処理装置は不要である。水素の気相／液相の
分配比（重量）は、温度低下により著しく増大す
る。例えば、炉水温度が運転中の290℃から、運
転停止中の40℃へ低下すると、分配比は、160か
ら６×105へ増大する。他方、本発明に係る必要
水素濃度は、80［cm3N.T.P／KgH2O］から３［cm3
N.T.P／KgH2O］へ減少する。したがつて、分配
比の増大は、必要水素濃度の減少を著しく上まわ
ることになるが、プラントの停止および再起動に
際しては一般に炉水温度が低下していて、原子炉
からタービン等の炉外へ蒸気の送り出しがないの
で、この期間における必要な水素注入量は、運転
時に水素注入を行う場合に比し少ないため、特殊
な排ガス処理装置を特に設ける必要はないのであ
る。
値、2exp（0.013t）（［cm3N.T.P／KgH2O］，ｔ
℃）は、第２表に得られた最小の必要水素濃度に
対し、若干の余裕を見込んで選択された値であ
る。 なお、冷却系で生成すると考えられるCoの腐
食生成物として、他にβ−CoOOH，CoOOH
（），CoOOH（），Co3O4等があり、またNiの
腐食生成物としては、他にα−NiOOH，β−
NiOOH，γ−NiOOH，Ni3O2（OH）4，4Ni
（OH）2・NiOOH等があるが、これらはそれぞれ
Co（OH）2およびNi（OH）2よりも強い酸化条件
において安定して存在するものであるから、本発
明の条件においては還元される。 かくして、本発明の効果として、炉水中の水素
濃度は増加し、かつこれによつてもたらされる酸
素の溶解度の低下と、反応式2H2＋O2→2H2Oで
示される水の再成反応のために、酸素濃度が低下
する結果、炉水に接する金属の自然電極電位は卑
へ移行し、この金属材料の腐食は抑制され、また
腐食生成物は還元される。したがつて、炉心構造
材料の表面に蓄積した腐食生成物の還元、および
炉水中に溶解している腐食生成物の構造材料表面
への析出が促進される。この効果は、放射能的に
最も問題となるCoおよびNiについて著しいが、
他の金属元素に対しても同様に現われるものであ
る。 さらに、炉水の放射線分解によつて生ずる過酸
化水素の増加も、反応式H2＋H2O2→2H2Oで示さ
れる水の再成反応によつて抑制されるので、腐食
は抑制されることになる。 このようにして、原子力プラントの運転停止お
よび再起動の過渡期に活発になる蓄積腐食生成物
の溶解または剥離による炉水中への移行は抑制さ
れ、結局、放射性腐食生成物の冷却系全体への拡
散を防止することができ、ひいてはプラント作業
者の放射線被ばく等を抑制することができる。 また、本発明の利点として、注入した水素の過
剰分を分離、回収するために、複雑かつ特殊な排
ガス処理装置は不要である。水素の気相／液相の
分配比（重量）は、温度低下により著しく増大す
る。例えば、炉水温度が運転中の290℃から、運
転停止中の40℃へ低下すると、分配比は、160か
ら６×105へ増大する。他方、本発明に係る必要
水素濃度は、80［cm3N.T.P／KgH2O］から３［cm3
N.T.P／KgH2O］へ減少する。したがつて、分配
比の増大は、必要水素濃度の減少を著しく上まわ
ることになるが、プラントの停止および再起動に
際しては一般に炉水温度が低下していて、原子炉
からタービン等の炉外へ蒸気の送り出しがないの
で、この期間における必要な水素注入量は、運転
時に水素注入を行う場合に比し少ないため、特殊
な排ガス処理装置を特に設ける必要はないのであ
る。
第１図は、本発明において冷却水中に水素を注
入する方法の一例を示した概念図である。第２図
は、従来の原子力プラントにおいて、Feを含む
腐食生成物およびCoを含む腐食生成物の炉水中
濃度の経時変化を測定した結果を示す図であり、
図中ａはFeを含む腐食生成物に関し、ｂはCoを
含む腐食生成物に関する曲線である。第１図中、
番号を付した要素は次のとおりである。 １……原子炉、２……再循環系を除いた部分
で、通常の機器を具備した冷却系、３……再循環
ループ、４……再循環ポンプ、５……水素貯蔵タ
ンク、６……水素ガス置換用ガスタンク。
入する方法の一例を示した概念図である。第２図
は、従来の原子力プラントにおいて、Feを含む
腐食生成物およびCoを含む腐食生成物の炉水中
濃度の経時変化を測定した結果を示す図であり、
図中ａはFeを含む腐食生成物に関し、ｂはCoを
含む腐食生成物に関する曲線である。第１図中、
番号を付した要素は次のとおりである。 １……原子炉、２……再循環系を除いた部分
で、通常の機器を具備した冷却系、３……再循環
ループ、４……再循環ポンプ、５……水素貯蔵タ
ンク、６……水素ガス置換用ガスタンク。
Claims (1)
- １ 沸騰水型軽水炉原子力プラントにおいて、炉
水の温度がｔ℃であるとき、原子力プラントの運
転停止操作開始直前から、再起動操作終了直後ま
での期間内に、冷却水中に水素を注入することに
より、前記期間を通じて炉水中の水素濃度を
2exp（0.013t）cm3N.T.P.／KgH2O以上に保持する
ことを特徴とする原子力プラントの冷却水中の放
射性腐食生成物濃度を抑制する方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2659478A JPS54126894A (en) | 1978-03-10 | 1978-03-10 | Suppression of concentration of radioactive corrosion products in cooling water of nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2659478A JPS54126894A (en) | 1978-03-10 | 1978-03-10 | Suppression of concentration of radioactive corrosion products in cooling water of nuclear power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54126894A JPS54126894A (en) | 1979-10-02 |
| JPS6138435B2 true JPS6138435B2 (ja) | 1986-08-29 |
Family
ID=12197850
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2659478A Granted JPS54126894A (en) | 1978-03-10 | 1978-03-10 | Suppression of concentration of radioactive corrosion products in cooling water of nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS54126894A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61104298A (ja) * | 1984-10-26 | 1986-05-22 | 日本原子力事業株式会社 | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 |
| JP4434436B2 (ja) * | 2000-06-12 | 2010-03-17 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
| US10229761B2 (en) | 2012-12-21 | 2019-03-12 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Startup/shutdown hydrogen injection system for boiling water reactors (BWRS), and method thereof |
-
1978
- 1978-03-10 JP JP2659478A patent/JPS54126894A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS54126894A (en) | 1979-10-02 |
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