JPS6154199B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6154199B2 JPS6154199B2 JP55176210A JP17621080A JPS6154199B2 JP S6154199 B2 JPS6154199 B2 JP S6154199B2 JP 55176210 A JP55176210 A JP 55176210A JP 17621080 A JP17621080 A JP 17621080A JP S6154199 B2 JPS6154199 B2 JP S6154199B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- primary cooling
- cooling system
- reactor
- piping
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
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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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は、化学除染後の原子炉一次冷却系へ
の放射性物質の蓄積を防止する一次冷却系の汚染
防止装置に関する。
の放射性物質の蓄積を防止する一次冷却系の汚染
防止装置に関する。
沸騰水形原子炉あるいは加圧水形原子炉などの
水冷却形原子炉において、炉心を通過する一次冷
却材中に生じる放射性物質は種々あるが、その主
要な核種としてコバルト60（Co−60）が知られ
ている。このCo−60は、原子炉に冷却材を供給
する給水系によつて原子炉内に不純物として持ち
込まれるCo−59が放射化されたり、あるいは炉
内構造物の素材中に含まれるCo−59などが放射
化されて生じるものであり、配管内面などに存在
する酸化被膜（Fe3O4）に取り込まれて強い放射
線源となる。したがつて、従来は原子炉停止時に
酸洗いなどによる化学除染を行なつて、酸化被膜
を溶解させて放射性物質を洗い流している。
水冷却形原子炉において、炉心を通過する一次冷
却材中に生じる放射性物質は種々あるが、その主
要な核種としてコバルト60（Co−60）が知られ
ている。このCo−60は、原子炉に冷却材を供給
する給水系によつて原子炉内に不純物として持ち
込まれるCo−59が放射化されたり、あるいは炉
内構造物の素材中に含まれるCo−59などが放射
化されて生じるものであり、配管内面などに存在
する酸化被膜（Fe3O4）に取り込まれて強い放射
線源となる。したがつて、従来は原子炉停止時に
酸洗いなどによる化学除染を行なつて、酸化被膜
を溶解させて放射性物質を洗い流している。
しかし、原子炉の運転が再開されて高温の冷却
材が流通すると再び金属表面に新たな酸化被膜が
形成されはじめ、このとき冷却材中に含まれる
Co−60などの金属イオンを酸化被膜中に取り込
みつつ酸化被膜が成長するため短時間で放射線レ
ベルが高くなるという問題がある。
材が流通すると再び金属表面に新たな酸化被膜が
形成されはじめ、このとき冷却材中に含まれる
Co−60などの金属イオンを酸化被膜中に取り込
みつつ酸化被膜が成長するため短時間で放射線レ
ベルが高くなるという問題がある。
この発明は上記事情にもとづきなされたもので
その目的とするところは、化学除染後、長期にわ
たつて放射性物質の蓄積を防止できる一次冷却系
の汚染防止装置を提供することにある。
その目的とするところは、化学除染後、長期にわ
たつて放射性物質の蓄積を防止できる一次冷却系
の汚染防止装置を提供することにある。
以下この発明を図示する一実施例にもとづき説
明する。図中１は原子炉圧力容器であり、この圧
力容器１内の炉心２で得られた水蒸気は主蒸気管
３を通じて図示しない発電タービンに送られるよ
うになつている。４は主蒸気隔離弁である。ま
た、上記発電タービンを駆動した蒸気は図示しな
い復水器で復水となり、給水配管５を通つて圧力
容器１内に冷却材として戻されるようになつてい
る。６は給水系弁である。
明する。図中１は原子炉圧力容器であり、この圧
力容器１内の炉心２で得られた水蒸気は主蒸気管
３を通じて図示しない発電タービンに送られるよ
うになつている。４は主蒸気隔離弁である。ま
た、上記発電タービンを駆動した蒸気は図示しな
い復水器で復水となり、給水配管５を通つて圧力
容器１内に冷却材として戻されるようになつてい
る。６は給水系弁である。
さらに、圧力容器１には原子炉再循環系配管
７，７が設けられており、再循環ポンプ８，８に
よつて圧力容器１内の冷却材を循環させるように
なつている。放射能は主にこの配管系に蓄積す
る。そして一方の再循環系配管７は原子炉冷却材
浄化系９に接続されている。この冷却材浄化系９
は、ポンプ１０によつて冷却材を濾過脱塩器１１
に送り込み、浄化したのち給水配管５に戻すもの
である。
７，７が設けられており、再循環ポンプ８，８に
よつて圧力容器１内の冷却材を循環させるように
なつている。放射能は主にこの配管系に蓄積す
る。そして一方の再循環系配管７は原子炉冷却材
浄化系９に接続されている。この冷却材浄化系９
は、ポンプ１０によつて冷却材を濾過脱塩器１１
に送り込み、浄化したのち給水配管５に戻すもの
である。
そして他方の再循環系配管７には、本発明に係
る一次冷却系の汚染防止装置１２が設けられてい
る。以下この汚染防止装置１２について説明する
と、１３は上記再循環系配管７に接続される蒸気
供給管であり、この蒸気供給管１３には開閉弁機
能を兼ねた蒸気流量調整弁１４を設けてある。そ
してこの蒸気流量調整弁１４を介して蒸気吹き込
み機構１５を接続してある。この蒸気吹き込み機
構１５は、水蒸気を発生させる蒸気発生器１６
と、発生した蒸気を所定の温度に加熱する加熱器
１７と、蒸気を圧送するポンプ１８などからな
る。上記蒸気発生器１６は、電気ヒータなどの熱
源１９によつて水を蒸発させて水蒸気を得るもの
であり、蒸発量制御装置２０によつて蒸発量を調
節可能である。また２１は湿分分離器であつて、
蒸気を水と分離してポンプ１８に送り込むように
なつている。一方、加熱器１７は加熱フインを備
えた電気ヒータ２２によつて蒸気を加熱するもの
であり、温度制御装置２３によつて加熱温度が変
えられるようになつている。この温度制御装置２
３は、圧力容器１に内装した温度センサ２４から
の温度事情にもとづいて電気ヒータ２２の発熱量
を調節し、たとえば200℃前後の水蒸気を圧力容
器１あるいは再循環系配管７に送り込むようにな
つている。
る一次冷却系の汚染防止装置１２が設けられてい
る。以下この汚染防止装置１２について説明する
と、１３は上記再循環系配管７に接続される蒸気
供給管であり、この蒸気供給管１３には開閉弁機
能を兼ねた蒸気流量調整弁１４を設けてある。そ
してこの蒸気流量調整弁１４を介して蒸気吹き込
み機構１５を接続してある。この蒸気吹き込み機
構１５は、水蒸気を発生させる蒸気発生器１６
と、発生した蒸気を所定の温度に加熱する加熱器
１７と、蒸気を圧送するポンプ１８などからな
る。上記蒸気発生器１６は、電気ヒータなどの熱
源１９によつて水を蒸発させて水蒸気を得るもの
であり、蒸発量制御装置２０によつて蒸発量を調
節可能である。また２１は湿分分離器であつて、
蒸気を水と分離してポンプ１８に送り込むように
なつている。一方、加熱器１７は加熱フインを備
えた電気ヒータ２２によつて蒸気を加熱するもの
であり、温度制御装置２３によつて加熱温度が変
えられるようになつている。この温度制御装置２
３は、圧力容器１に内装した温度センサ２４から
の温度事情にもとづいて電気ヒータ２２の発熱量
を調節し、たとえば200℃前後の水蒸気を圧力容
器１あるいは再循環系配管７に送り込むようにな
つている。
以上のように構成された汚染防止装置１２は、
原子炉を停止して主蒸気隔離弁４および給水系弁
６を閉にし、各一次冷却系配管類および圧力容器
内の化学除染を行なつたのちに使用される。すな
わち、化学除染は酸などを用いた薬品洗浄によつ
てこれら一次冷却系の内面を洗い流し、蓄積され
ている放射性物質などの汚染物を表面の酸化被膜
とともに溶解して除去するものである。そしてこ
の化学除染終了後に空となつている再循環系配管
７、圧力容器１などの一次冷却系に、蒸気吹き込
み機構１５によつて高温水蒸気を導入する。この
高温蒸気の流通によつて、一次冷却系の内面には
放射性物質を含まない四酸化三鉄の被膜が新たに
形成される。なお、蒸気温度と酸化被膜との厚さ
の関係は第３図に示すように、一般に蒸気温度が
高くなるほど膜厚が大となることが判つており、
厚い被膜を得るために200℃前後に加熱した蒸気
を用いる。
原子炉を停止して主蒸気隔離弁４および給水系弁
６を閉にし、各一次冷却系配管類および圧力容器
内の化学除染を行なつたのちに使用される。すな
わち、化学除染は酸などを用いた薬品洗浄によつ
てこれら一次冷却系の内面を洗い流し、蓄積され
ている放射性物質などの汚染物を表面の酸化被膜
とともに溶解して除去するものである。そしてこ
の化学除染終了後に空となつている再循環系配管
７、圧力容器１などの一次冷却系に、蒸気吹き込
み機構１５によつて高温水蒸気を導入する。この
高温蒸気の流通によつて、一次冷却系の内面には
放射性物質を含まない四酸化三鉄の被膜が新たに
形成される。なお、蒸気温度と酸化被膜との厚さ
の関係は第３図に示すように、一般に蒸気温度が
高くなるほど膜厚が大となることが判つており、
厚い被膜を得るために200℃前後に加熱した蒸気
を用いる。
このように蒸気吹き込み機構１５によつて化学
除染後の一次冷却系内面に、予め保護膜として酸
化被膜を形成することができるから、原子炉の運
転が再開されて放射性物質を含有した高温の冷却
材が流通しても、新たに酸化被膜が形成されるこ
とはない。したがつて、被膜の形成途中で生じる
Co−60などの高放射線レベルの金属イオンの取
り込みが防止され、放射能蓄積を防止することが
できる。
除染後の一次冷却系内面に、予め保護膜として酸
化被膜を形成することができるから、原子炉の運
転が再開されて放射性物質を含有した高温の冷却
材が流通しても、新たに酸化被膜が形成されるこ
とはない。したがつて、被膜の形成途中で生じる
Co−60などの高放射線レベルの金属イオンの取
り込みが防止され、放射能蓄積を防止することが
できる。
なお、蒸気吹き込み機構１５は原子炉再循環系
配管７以外の他の配管系に設けるようにしてもよ
く、要するに化学除染後の一次冷却系に高温蒸気
を送給できるものであればよい。
配管７以外の他の配管系に設けるようにしてもよ
く、要するに化学除染後の一次冷却系に高温蒸気
を送給できるものであればよい。
この発明は以上説明したように、化学除染後の
一次冷却系の内面に高温の水蒸気を導入すること
により、内面を傷めることなく原子炉運転再開前
に予め酸化被膜を形成できるようにしたものであ
り、原子炉運転中に酸化被膜が形成されることを
防止できる。したがつて、被膜形成途中で生じる
Co−60などの放射性物質の取り込みを防止でき
るから、従来に比べて化学除染後の放射能蓄積量
を大幅に減少させることができ、被ばく低減を図
る上で大きな効果が得られる。
一次冷却系の内面に高温の水蒸気を導入すること
により、内面を傷めることなく原子炉運転再開前
に予め酸化被膜を形成できるようにしたものであ
り、原子炉運転中に酸化被膜が形成されることを
防止できる。したがつて、被膜形成途中で生じる
Co−60などの放射性物質の取り込みを防止でき
るから、従来に比べて化学除染後の放射能蓄積量
を大幅に減少させることができ、被ばく低減を図
る上で大きな効果が得られる。
図面はこの発明の一実施例を示し、第１図は原
子炉設備の一部を示す概略構成図、第２図は蒸気
吹き込み機構の断面図、第３図は水蒸気温度と酸
化被膜厚さとの関係を示す図である。 １……原子炉圧力容器、１５……蒸気吹き込み
機構、１６……蒸気発生器、１７……加熱器、１
８……ポンプ。
子炉設備の一部を示す概略構成図、第２図は蒸気
吹き込み機構の断面図、第３図は水蒸気温度と酸
化被膜厚さとの関係を示す図である。 １……原子炉圧力容器、１５……蒸気吹き込み
機構、１６……蒸気発生器、１７……加熱器、１
８……ポンプ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力容器に連通する一次冷却系の配管
に、この配管内面の化学除染後に高温水蒸気を導
入する蒸気吹き込み機構を設けたことを特徴とす
る一次冷却系の汚染防止装置。 ２ 上記蒸気吹き込み機構は、水蒸気を発生させ
る蒸気発生器と、発生した蒸気を所定の温度に加
熱する加熱器と、加熱された蒸気を一次冷却系配
管に送り込むポンプとを備えて構成されることを
特徴とする特許請求の範囲第１項記載の一次冷却
系の汚染防止装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55176210A JPS57100395A (en) | 1980-12-13 | 1980-12-13 | Contamination protecting device for primary cooling system |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55176210A JPS57100395A (en) | 1980-12-13 | 1980-12-13 | Contamination protecting device for primary cooling system |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57100395A JPS57100395A (en) | 1982-06-22 |
| JPS6154199B2 true JPS6154199B2 (ja) | 1986-11-21 |
Family
ID=16009541
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55176210A Granted JPS57100395A (en) | 1980-12-13 | 1980-12-13 | Contamination protecting device for primary cooling system |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57100395A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5937498A (ja) * | 1982-08-25 | 1984-02-29 | 株式会社日立製作所 | 放射性物質の付着抑制機能を備えた原子力プラント |
| JPS59102195A (ja) * | 1982-12-03 | 1984-06-13 | 東京電力株式会社 | 沸騰水型原子力プラント配管の処理法 |
| JP7094900B2 (ja) * | 2019-01-07 | 2022-07-04 | 株式会社東芝 | 除染実施方法及び除染実施装置 |
-
1980
- 1980-12-13 JP JP55176210A patent/JPS57100395A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57100395A (en) | 1982-06-22 |
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