JP2005037133A

JP2005037133A - 原子炉からの放射性ヨウ素の除去方法

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Publication number: JP2005037133A
Application number: JP2003196908A
Authority: JP
Inventors: Shiro Senrui; 詩郎泉類
Original assignee: Showa Engineering Co Ltd
Current assignee: Showa Engineering Co Ltd
Priority date: 2003-07-15
Filing date: 2003-07-15
Publication date: 2005-02-10
Anticipated expiration: 2023-07-15
Also published as: JP4223876B2

Abstract

【課題】原子炉停止から原子炉上蓋開放までの時間の短縮のために、原子炉および原子炉内空間に存在する放射性ヨウ素並びに復水器空間に残留するヨウ素を効率よく、廃液などの発生が少なく、安全に短時間で回収・除去する方法を提供する
【解決手段】原子力発電所の原子炉水、原子炉内空間、原子炉内空間に存在する機器表面および復水器から放射性ヨウ素を分離・除去する方法において、原子炉完全停止前に崩壊熱を利用することにより原子炉水を沸騰状態に保持し、蒸気をオフガス処理系へ吸引し、内部循環ポンプの運転を行い原子炉水の混合・循環を行うと共に、原子炉冷却材浄化系（ろ過脱塩装置）および復水脱塩装置の混床イオン交換樹脂を、水酸基で置換された陰イオン交換樹脂（以下水酸基型陰イオン交換樹脂と称する）を含むイオン交換樹脂に置き換え、かつ復水器を運転する放射性ヨウ素の除去方法。
【選択図】図１

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子力発電所の燃料棒破損時における燃料棒の交換に際して、破損燃料棒中から原子炉水中に漏洩し、原子炉水と原子炉上蓋中に拡散した放射性ヨウ素の、安全で経済的に有利な除去方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子力発電は、現在日本の発電能力の大きな部分を占めており、その存在は不可避の状態にある。沸騰水型原子力発電所は、多くの濃縮ウラン燃料棒を使用しており、その操業は極めて安全度が高い状態で運転するように規制されている。さらに万一燃料棒被覆管が破れた様なトラブルが起こったときの環境汚染の予防措置として、核分裂物質の環境への拡散がない様に法的に各種の規定が定められている。一方原子炉は装置的に極めて高価なものであり、操業率の高いことが求められ、燃料棒被覆管の破損などのトラブルにあってもその破損燃料の交換作業を短期間で終了することが求められている。
【０００３】
沸騰水型原子力発電所の運転中に燃料棒被覆管の破損が生じた場合、破損程度によるが基本的には運転を停止し、破損燃料棒の所属する燃料集合体を探し出し新しい燃料集合体と交換する必要がある。燃料集合体の交換に際してまず原子炉の温度・圧力を低下させ、原子炉上蓋を開放する必要がある。この圧力低下の過程で破損燃料棒中に存在する核分裂により生じた放射性ガスなどが原子炉水中へと放出されることになる。この時、その放射性ガスの一部は原子炉水中を拡散して原子炉の水面上部へと移動し浮上しさらに原子炉上蓋内部へと拡散するため、直ちに原子炉上蓋を開放し、点検することは放射線管理上問題が有ることがわかっている。また、原子炉水中に溶解している核分裂により生じた放射性ヨウ素の蒸気圧は低いが、原子炉上蓋を開放後は徐々に作業空間に拡散・排出されるので、作業者に取り込まれ、内部被曝の原因になる危険性をはらんでいる。そのため作業環境の放射性ヨウ素の除去を行うと同時に、作業者はその危険性を回避するためにヨウ素を吸着除去出来るマスクを装着し作業をすることになり、多くの費用が発生すると共に作業性が大きく損なわれる。
【０００４】
現在は、原子炉停止直後から原子炉上部空間の放射性ヨウ素を原子炉冷却材浄化系（ろ過脱塩装置）で除去すると共に主蒸気管・復水器経由で排ガス処理系［ＯＧ系］へも吸引除去している。放射性ヨウ素を環境へ問題が生じない濃度レベルまで除去するため長時間を要するために、原子力発電所における原子炉上蓋の開放や復水器の開放までの待ち時間が長く、原子力発電所停止の電気出力を補填するための火力発電所の追い焚きが必要とされるなど、経済的に大きな負担となっているのが実情である。また、原子炉停止に伴う急激な圧力低下により放射性ヨウ素は破損燃料棒中から原子炉水中へ放出され、水蒸気に伴われてタービン・復水器へもたらされる。この放射性ヨウ素はその濃度が高く、安全に復水器の開放点検出来る程度の濃度にするまでには、内容積の大きい復水器を長期間の洗浄作業が必要で、かつ洗浄水の発生も多くその処理も大きな問題であった。
【０００５】
更に原子炉水中に溶解している放射性ガス成分の存在はバックグラウンドの放射性濃度を高めるため、破損燃料からの放射性ガスの漏洩検出し、破損した燃料棒を探し出す際の支障となり、燃料プールへ安全に移動する作業（シッピング作業）を困難にする等問題であった。
【０００６】
従来は、ヨウ素及びその他のイオン性放射性成分を除去するために、混床イオン交換樹脂で除去していたが、このイオン交換樹脂系では、イオン性放射性成分は問題ないとしても分子状ヨウ素の除去率が非常に低かった。従って、混床イオン交換樹脂を用いて処理しても原子炉水中の分子状放射性ヨウ素濃度が長期に亘って高いため、原子炉上蓋開放後も分子状放射性ヨウ素除去のためにやむを得ず原子炉ウエル内を大型の吸引ブロアで吸引し、吸引ガス中の放射性ヨウ素除去のため特殊活性炭を用いて吸着処理をしていた。破損燃料棒交換などの場合の原子炉近傍の作業環境は他の定検関係の機器等で混雑しており、この様な大型機器を設置することは他の作業を妨害するものであり、大きな問題であった。
【０００７】
従来、原子炉水中の放射性ヨウ素は原子炉冷却材浄化系の混床イオン交換樹脂で、復水器凝縮水中の放射性ヨウ素は復水脱塩装置の混床イオン交換樹脂で各々除去していた。しかし、混床イオン交換樹脂はイオン状の放射性ヨウ素除去には有効であったが、分子状のヨウ素については除去が困難であった。
更に原子炉停止時に復水器へもたらされた多量の放射性ヨウ素は、復水器開放点検の妨げであり、その除去のために空気導入と吸引による復水器内部空間のガス置換およびスプレー洗浄により行っていたが、復水器空間は大きく、ヨウ素自身水への溶解性が小さいために、安全域まで放射性ヨウ素を除去するには長期間を要し、また洗浄水や導入空気の処理も含め多くの点で問題であった。
【０００８】
【先行技術文献】特になし
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
本発明は、燃料棒破損による原子炉停止から原子炉上蓋開放までの時間の短縮のために、原子炉水中、原子炉内空間および原子炉内空間に存在する機器表面の放射性ヨウ素並びに復水器空間に残留するヨウ素を効率よくかつ放射能を含む廃液などの発生のできるだけ少なく、安全に短時間で回収・除去する事および方法を提供することを目的とする。
【００１０】
【課題を解決するための手段】
［１］原子力発電所の原子炉水、原子炉内空間、原子炉内空間に存在する機器表面および復水器から放射性ヨウ素を分離・除去する方法において、原子炉完全停止前に崩壊熱を利用することにより原子炉水を沸騰状態に保持し、蒸気をオフガス処理系へ吸引すると共に、原子炉冷却材浄化系（ろ過脱塩装置）および復水脱塩装置の混床イオン交換樹脂を、水酸基で置換された陰イオン交換樹脂（以下水酸基型陰イオン交換樹脂と称する）を含むイオン交換樹脂に置き換え、かつ復水器を運転することを特徴とする放射性ヨウ素の除去方法、
［２］原子炉における沸騰状態が７０℃以上１２０℃以下であることを特徴とする上記［１］に記載の放射性ヨウ素の除去方法、
【００１１】
［３］原子炉冷却材浄化系のろ過脱塩装置が、主に水酸基型陰イオン交換樹脂を含む混床イオン交換樹脂で構成されていることを特徴とする上記［１］又は［２］に記載の放射性ヨウ素の除去方法、
［４］原子炉冷却材浄化系のろ過脱塩装置が、水酸基型陰イオン交換樹脂のみで構成されていることを特徴とする上記［１］又は［２］に記載の放射性ヨウ素の除去方法、
【００１２】
［５］復水脱塩装置のイオン交換樹脂が主に水酸基型陰イオン交換樹脂を含む混床イオン交換樹脂で構成されていることを特徴とする上記［１］又は［２］に記載の放射性ヨウ素の除去方法、
［６］復水脱塩装置のイオン交換樹脂が水酸基型陰イオン交換樹脂のみ構成されていることを特徴とする上記［１］又は［２］に記載の放射性ヨウ素の除去方法、
［７］復水器の凝縮水温度が２０℃〜４５℃の範囲であることを特徴とする上記［１］および［３］〜［６］のいずれかに記載の放射性ヨウ素の除去方法、
【００１３】
［８］原子炉の原子炉水および復水器から放射性ヨウ素を分離除去する方法において、原子炉完全停止前に崩壊熱を利用することにより原子炉水を沸騰状態に保持し、沸騰状態の原子炉水からの蒸気で復水器空間に存在する放射性ヨウ素蒸気を希釈した後、復水器で凝縮した水中に移行させかつ凝縮水で復水器の冷却面に付着する放射性ヨウ素を洗浄させることを特徴とする上記［１］に記載の放射性ヨウ素の除去方法、
【００１４】
［９］原子炉及び原子炉冷却材浄化系からなる循環系において、水酸基型イオン交換樹脂を含むイオン交換樹脂をセットした放射性ヨウ素除去用ろ過脱塩装置、及び
［１０］原子炉の復水器及び復水浄化系からなる循環系において、水酸基型イオン交換樹脂を含むイオン交換樹脂をセットした放射性ヨウ素除去用復水脱塩装置、を開発することにより上記の課題を解決した。
【００１５】
【発明の実施の形態】
沸騰水型原子力発電所に使用している燃料棒被覆管に破損が生じた場合、破損燃料の探索とその交換作業のために原子炉を常温に戻し原子炉上蓋の開放点検をする必要がある。そのためには原子炉の運転を停止することになるが、原子炉の通常の運転条件は高温高圧の状態にあるので、制御棒を挿入し核反応を停止させかつ崩壊熱除去系を使って核反応で生成した放射性物質から出る放射線による温度上昇を抑える必要がある。そのようにして原子炉温度を低下させた後原子炉上蓋の開放点検をすることになるが、実際は、原子炉の運転圧力から常温付近の大気圧まで減圧することになり、その時燃料破損部からガス状の放射性物質が多量に原子炉水中へ漏洩することになる。この時蒸気と共に放射性ガスの一部が復水器へともたらされることになる。復水器にもたらされた放射性ヨウ素の多くの部分は復水器で凝縮した水中に留まるが、放射性キセノン等の希ガスはＯＧ系へと排出される。本発明はこのように復水器の冷却管の表面に付着している凝縮水中に溶け込んでいる放射性ヨウ素およびそれと平衡状態にある復水器空間に存在するガス状ヨウ素を原子炉で発生した蒸気で洗浄しながら復水脱塩装置へと導入浄化することにある。
【００１６】
一方殆どの原子炉水中のイオン性放射性ヨウ素は、原子炉冷却材浄化系として設けられている除去装置により除去される。例えば原子炉水は再生熱交換器で冷却し、ろ過脱塩装置の混床イオン交換樹脂で原子炉水に溶解しているイオン性放射性物質を除去し、再度原子炉に循環する。水中のヨウ素の内で除去が困難なのは分子状ヨウ素である。
【００１７】
原子炉水中では、放射性ヨウ素は主にＩ_２として存在し、極微少量がＩ⁻およびＩＯ^―のイオン状ヨウ素の化学形態で存在する。イオン状ヨウ素は、原子炉操業中に使用されている原子炉冷却材浄化系および復水浄化系にセットされた混床イオン交換樹脂で除去出来る。しかし主成分の分子状ヨウ素については、一般的に混床イオン交換樹脂での効率よい除去は困難である。
【００１８】
本発明の燃料棒破損において原子炉水中へ漏洩した分子状放射性ヨウ素の除去法は、上記原子炉冷却材浄化系および復水浄化系の陰イオン交換樹脂の陰イオン部分を、水酸基（ＯＨ基）に交換した陰イオン交換樹脂を使用するものである。この場合、分子状放射性ヨウ素の除去に際しては混床イオン交換樹脂中の陰イオン交換樹脂を水酸基（ＯＨ基）型に転換するだけでも効果があるが、好ましくは混床タイプでなく水酸基（ＯＨ基）型陰イオン交換樹脂のみを使用することにより除去速度が高く能率的で好ましい。
【００１９】
即ち、ヨウ素は水中で次のように加水分解する。
Ｉ_２＋Ｈ_２Ｏ＝ＨＩＯ＋Ｉ⁻＋Ｈ^＋・・・（１）
３ＨＩＯ＋３ＯＨ⁻ ＝２Ｉ⁻＋ＩＯ_３ ⁻＋３Ｈ_２Ｏ・・・（２）
３Ｉ_２＋６ＯＨ⁻ ＝５Ｉ⁻＋ＩＯ_３ ⁻＋３Ｈ_２Ｏ・・・（３）
３Ｉ_２＋３Ｈ_２Ｏ＝６Ｈ^＋＋５Ｉ⁻＋ＩＯ_３ ⁻ ・・・（４）
この反応は平衡反応であり、純水中および微酸性においては殆ど（１）の反応は左辺に偏って起こる。即ちこの平衡定数Ｋは２５℃において、４．６×１０^−１３である。
Ｋ＝〔Ｈ^＋〕〔Ｉ⁻〕〔ＨＩＯ〕／〔Ｉ_２〕・・・（５）
【００２０】
つまり、純水中におけるヨウ素の化学形態は殆どＩ２である。しかしアルカリが存在するときは（２）式は右辺に進行し、殆ど陰イオン状のヨウ素になる。水酸基型陰イオン交換樹脂の表面近傍は強アルカリとなっており、ヨウ素の殆どが陰イオン化し、直ちに陰イオン交換樹脂に吸着し、除去されるものと想定される。
なお、分子状ヨウ素の蒸気圧はそれ程大きいものでなく、ヨウ素分の溶解度は温度が上がるほど増加することが判明にしている。そのために、蒸発操作のみで原子炉水中からヨウ素分子を分離回収するのは効率の良い方法ではない。
【００２１】
燃料破損が発生した後原子炉は運転を停止することになるが、通常は原子炉運転を停止すると同時に復水器へ蒸気の送入は停止していたが、本発明においては核分裂反応を停止した後、原子炉の運転の完全停止に先立ち、燃料中の放射性物質の崩壊熱を利用して原子炉水を沸騰状態に保つ。この時の蒸気の流動を利用して原子炉上部空間および該空間に存在する機器表面に付着または吸着している放射性ヨウ素の洗浄を行うと共に該蒸気を復水器へ排出することにより、効率よく原子炉上部空間を洗浄すると共に、該洗浄蒸気を原子炉より低圧に保持される復水器側へ排出することが可能となる。
原子炉水中のヨウ素は上記原子炉冷却材浄化系で水酸基型陰イオン交換樹脂を使用することで効率よく浄化出来るので、水蒸気中のヨウ素濃度も急激に低下することになる。そのことにより、水蒸気による原子炉上部空間中の残留ヨウ素の洗浄は効率よく進行することになる。
【００２２】
水蒸気に伴われた放射性の分子状ヨウ素は、復水器へと導かれることになるが、復水器空間部は巨大なものであり、復水器空間に残留することになると除去は困難で復水器の開放点検作業に支障を来すことになる。
検討の結果、復水器の操作温度を出来る限り低下させ、ヨウ素の溶解度も小さくなるが、平衡反応で気体中と水溶液中の濃度が決まり、実施して測定した結果では、凝縮水が多いほど水中への移行量（絶対量）が増加することにより復水器に存在する分子状ヨウ素の多くの部分が凝縮水中へ溶解することが判明した。
【００２３】
また、水蒸気による撹拌効果も手伝い、復水器空間中の平均濃度も短時間で急激に低下することが判明した。更には、復水器冷却面に付着している水滴も凝縮水による洗浄効果で復水脱塩装置へ移行することが判明した。
従来は復水器の開放点検前に、一方から復水器内部へ空気を導入し、他方から吸引しながらスプレーで散水することにより、復水器中のヨウ素濃度低減作業を長期間かけて行っていたが非常に効率の悪い方法であり、またスプレーを行うことにより放射能を含む廃液の発生量が多く、その処理も問題になっていた。
【００２４】
復水器での凝縮水へ移行するヨウ素は分子状ヨウ素であるので、上記のように混床イオン交換樹脂では分離・除去しにくい。この凝縮水は原子炉に再循環されることになるので、このままでは再度原子炉水がヨウ素により汚染を引き起こすことにもなりかねない。
そこで、原子炉の核分裂反応を停止した後は、復水脱塩装置のイオン交換樹脂を、通常の混床イオン交換樹脂から、水酸基型陰イオン交換樹脂のみの吸着装置に変更してヨウ素分子を選択的に除去することが望ましい。これによりヨウ素は、イオン状になりイオン交換樹脂に吸着除去され、原子炉への再循環水中のヨウ素濃度は無視出来るほどに低減することが可能となる。
【００２５】
原子炉停止に際して制御棒投入後、崩壊熱を利用し原子炉を沸騰状態に保持し、蒸気は復水器で凝縮処理し、残りを排ガス処理系［ＯＧ系］へ導入し処理する。この時、原子炉冷却材浄化系２基中少なくとも１基は運転し、原子炉水中に溶解している放射性ヨウ素を除去する。分子状ヨウ素の一部は水蒸気と共に復水器へともたらされる。通常原子炉冷却材浄化系は陽イオン交換樹脂と陰イオン交換樹脂の混合イオン交換樹脂の混床で構成されているが、燃料破損が生じた時は、原子炉停止に先立って原子炉冷却材浄化系のろ過脱塩装置のイオン交換樹脂を、放射性ヨウ素を効率よく回収・除去するために水酸基型陰イオン交換樹脂を主体としたイオン交換樹脂構成にする。このことにより分子状ヨウ素であっても効率よく陰イオン交換樹脂に吸着、除去することが可能となる。通常の混合イオン交換樹脂ではその効率が必ずしも良くない。
【００２６】
また、陰イオン交換樹脂の対イオンの形として水酸基（ＯＨ型）以外では、必ずしも効率よく分子状ヨウ素の除去が出来ないことが明かとなった。そこで、原子炉を沸騰状態に維持する前か、維持し始めた直後に陽イオン交換樹脂と通常の陰イオン交換樹脂の混合イオン交換樹脂から、該陰イオン交換樹脂を水酸基型陰イオン交換樹脂に変換するか、全部を水酸基型陰イオン交換樹脂に入れ替えて分子状ヨウ素を効率よく除去し、ヨウ素除去操作が終了した段階で改めて陽イオン交換樹脂と通常の陰イオン交換樹脂の混合イオン交換樹脂混床の構成にすることが望ましい。
【００２７】
燃料棒破損が生じた場合には、燃料棒からは放射性ガスのみならず水溶性の放射能や燃料そのものの破損に伴う放射能が水溶液中に放出される可能性があり、陽イオン交換樹脂による原子炉水の処理は必要不可欠なものであるが、取り敢えず作業者の内部被曝が問題となる放射性ヨウ素を除去した後に、陽イオンと通常の陰イオン交換樹脂の混床とすることにより金属陽イオンを効率よく除去できることになる。
破損燃料棒の探索には、燃料集合体（燃料棒を多数本を集合した単位体）中からガスまたは原子炉水をサンプリングし、そのサンプル中の放射能を測定して他の原子炉水中濃度に比較して高いか同じかにより破損燃料棒があるかどうかを確認するため、原子炉水の放射能濃度が高いと、測定誤差が大きくなり、判定が出来ないこともあり得る。そこで原子炉水中の放射能を十分除去することは重要なことである。原子炉水中の放射能レベルの低減効果が期待されるものである。原子炉水中の放射能レベルが高いと、破損燃料棒の探索が困難になる。
【００２８】
【実施例】
（実施例１）
燃料棒破損が発生した原子炉の停止操作に際して、制御棒全挿入から３時間後に原子炉冷却材浄化系の混合イオン交換樹脂を水酸基型陰イオン交換樹脂に交換した。原子炉冷却材浄化系は、通常の２基運転から１基運転とした。この時の原子炉水中のヨウ素（Ｉ^１３１）の濃度は２４時間後に７０Ｂｑ／ｃｍ^３から０．７Ｂｑ／ｃｍ^３となった。
【００２９】
（実施例２）
実施例１の条件で原子炉を１００℃の沸騰状態に保持し、復水器の凝縮水温度を３５℃にして作動させた状態で保持した時の復水器空間から凝縮した水中の２４時間後のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は５０Ｂｑ／ｃｍ^３から０．３Ｂｑ／ｃｍ^３となった。
【００３０】
（実施例３）
実施例２の条件で、復水器浄化系の構成を、混合イオン交換樹脂から水酸基型陰イオン交換樹脂に交換して運転した結果、復水器浄化系入口のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は１１０Ｂｑ／ｃｍ^３であったものが、出口のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は０．９Ｂｑ／ｃｍ^３以下となった。
【００３１】
（比較例１）
燃料破損が起こった場合の通常の停止操作の３０℃毎時の冷却速度で、４０℃まで原子炉水を冷却し、イオン交換樹脂を通常通り混合イオン交換樹脂のままとし、また原子炉冷却材浄化系を１基運転とした場合の原子炉水中のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は、７０Ｂｑ／ｃｍ^３であったものが２４時間後８Ｂｑ／ｃｍ^３であった。
【００３２】
（比較例２）
比較例１の停止操作において、復水器内のヨウ素の洗浄・除去のために散水と１０，０００ｍ^３／ｈｒの空気の導入と排気を行った結果洗浄・除去操作前のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は１１０Ｂｑ／ｃｍ^３であったものが、５日洗浄・除去操作を継続した後のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は１２Ｂｑ／ｃｍ^３であった。
【００３３】
（比較例３）
比較例２において復水器浄化系のイオン交換樹脂の構成を、混合イオン交換樹脂として運転した結果、復水器浄化系入口のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は１１０Ｂｑ／ｃｍ^３であり、出口のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は２５Ｂｑ／ｃｍ^３であった。
【００３４】
（比較例４）
実施例３の条件で水酸基型陰イオン交換樹脂の代わりに、Ｃｌ型陰イオン交換樹脂を使用した結果、復水器浄化系入口のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度が１１０Ｂｑ／ｃｍ^３であったものが、出口のヨウ素（Ｉ^１３１）濃度は１００Ｂｑ／ｃｍ^３であった。
【００３５】
【発明の効果】
実施例に示すごとく浄化系のイオン交換樹脂相をＯＨ型の陰イオン交換樹脂のみとすることにより、ヨウ素の除去率が格段と向上することが明らかになった。これにより原子炉上蓋開放点検までの時間短縮が大幅に見込め、バックアップのための火力発電所の追い焚きを大幅に削減出来大きなコストダウンをすることが可能であることが判明した。また、陰イオン交換樹脂の種類として、Ｃｌ型であると放射性ヨウ素の除去率が極端に低下することも判明した。更に、原子炉水を蒸発状態に保持しその蒸気を復水器で凝縮させることにより復水器内空間中の放射性ヨウ素が効果的に除去することが可能となり、復水器開放点検までの時間を大幅に短縮することが可能であることが判明した。また、原子炉水中の蒸発性放射性同位元素の低減を図ることが容易となるので、破損燃料棒の探索を容易にし、また放射性ヨウ素の作業員の体内取込の心配が無くなり、現在実施している大型の放射性ヨウ素除去装置の設置・運転が不要になることが判明した。
これらを総合すると、経済効果は計り知れないくらい大きなものであることが明らかになった。
【図面の簡単な説明】
【図１】原子炉の浄化系の概念図である。

Claims

原子力発電所の原子炉水、原子炉内空間、原子炉内空間に存在する機器表面および復水器から放射性ヨウ素を分離・除去する方法において、原子炉完全停止前に崩壊熱を利用することにより原子炉水を沸騰状態に保持し、蒸気をオフガス処理系へ吸引し、内部循環ポンプの運転を行い原子炉水の混合・循環を行うと共に、原子炉冷却材浄化系（ろ過脱塩装置）および復水脱塩装置の混床イオン交換樹脂を、水酸基で置換された陰イオン交換樹脂（以下水酸基型陰イオン交換樹脂と称する）を含むイオン交換樹脂に置き換え、かつ復水器を運転することを特徴とする放射性ヨウ素の除去方法。
原子炉における沸騰状態が７０℃以上１２０℃以下であることを特徴とする請求項１に記載の放射性ヨウ素の除去方法。
原子炉冷却材浄化系のろ過脱塩装置が、主に水酸基型陰イオン交換樹脂を含む混床イオン交換樹脂で構成されていることを特徴とする請求項１又は２に記載の放射性ヨウ素の除去方法。
原子炉冷却材浄化系のろ過脱塩装置が、水酸基型陰イオン交換樹脂のみで構成されていることを特徴とする請求項１又は２に記載の放射性ヨウ素の除去方法。
復水脱塩装置のイオン交換樹脂が主に水酸基型陰イオン交換樹脂を含む混床イオン交換樹脂で構成されていることを特徴とする請求項１又は２に記載の放射性ヨウ素の除去方法。
復水脱塩装置のイオン交換樹脂が水酸基型陰イオン交換樹脂のみ構成されていることを特徴とする請求項１又は２に記載の放射性ヨウ素の除去方法。
復水器の凝縮水温度が２０℃〜４５℃の範囲であることを特徴とする請求項１および３〜６のいずれか１項に記載の放射性ヨウ素の除去方法。
原子炉の原子炉水および復水器から放射性ヨウ素を分離除去する方法において、原子炉完全停止前に崩壊熱を利用することにより原子炉水を沸騰状態に保持し、沸騰状態の原子炉水からの蒸気で復水器空間に存在する放射性ヨウ素蒸気を希釈した後、復水器で凝縮した水中に移行させかつ凝縮水で復水器の冷却面に付着する放射性ヨウ素を洗浄させることを特徴とする請求項１に記載の放射性ヨウ素の除去方法。
原子炉及び原子炉冷却材浄化系からなる循環系において、水酸基型イオン交換樹脂を含むイオン交換樹脂をセットした放射性ヨウ素除去用ろ過脱塩装置。
原子炉の復水器及び復水浄化系からなる循環系において、水酸基型イオン交換樹脂を含むイオン交換樹脂をセットした放射性ヨウ素除去用復脱塩過装置。