JP2008020303A

JP2008020303A - 燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法

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Publication number: JP2008020303A
Application number: JP2006191974A
Authority: JP
Inventors: Seiji Yamamoto; 誠二山本; Nagayoshi Ichikawa; 長佳市川; Tetsuo Osato; 哲夫大里; Hiromi Aoi; 洋美青井
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2006-07-12
Filing date: 2006-07-12
Publication date: 2008-01-31
Anticipated expiration: 2026-07-12
Also published as: JP4612590B2

Abstract

【課題】水素注入を停止した際においても、燃料被覆管からの放射性物質の溶出を抑制することができ、炉水中の放射能濃度の上昇を抑制することのできる燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法を提供する。
【解決手段】燃料被覆管1の表面には酸化被膜２が形成されるとともに、燃料クラッド３が付着しており、その中にはコバルト６０などの放射性物質４が含まれている。燃料被覆管１の表面には、炉水中に注入された酸化チタン６が付着しており、チェレンコフ光７により励起して励起電流が流れる。この励起電流効果により、腐食電位は、水素を注入しない条件でも低く維持され、燃料クラッド３は燃料被覆管１の表面にとどまり、燃料被覆管１からの放射能放出は抑制される。
【選択図】図２

Description

本発明は、原子炉の炉心に配置された燃料の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法に関する。

世界で広く運転されている原子力発電プラントでは、水の放射線分解で生成する酸素・過酸化水素などの酸化性の物質が冷却水中に高濃度で存在している。そのため原子力発電プラントで構造材として使用されているステンレス鋼やニッケル基合金といった材料では、応力腐食割れと呼ばれる現象が起こることが知られている。この応力腐食割れを防ぐため、給水から水素を注入して、原子炉水中の酸素、過酸化水素を低減させる「水素注入技術」やＰｔやＲｈなどの貴金属を原子炉構造材表面に付着させた後に水素注入を行う「貴金属注入技術」が国内外の原子力プラントで実施されている（例えば、特許文献１参照）。

また、ステンレス鋼やニッケル基合金からなる原子炉構造体に、酸化チタンを溶射等によって付着させ、チェレンコフ放射光の照射によるアノード反応によって腐食電位を下げ、防食する方法も知られている（例えば、特許文献２参照）。さらに、上記の「貴金属注入技術」に加えて酸化チタン等の光触媒物質を使用することにより、貴金属及び水素の注入量の低減を図った防食技術も知られている（例えば、特許文献３参照）。
特許２６２４９０６号公報特開平７−２７０５９２号公報特開２００１−４７８９号公報

上記の防食技術は、いずれもステンレス鋼やニッケル基合金からなる原子炉構造体に関するものである。一方、沸騰水型原子炉において、燃料を被覆する燃料被覆管は、ジルコニウム合金から構成することが一般的である。そして、上記の貴金属及び水素の使用により、このジルコニウム合金からなる燃料被覆管にどのような影響があるかということについての詳細な知見は得られていなかった。

そこで、燃料被覆管表面へのクロム付着量に対する水質の影響を評価するために試験を行った。この試験では、燃料被覆管を模擬した発熱体を高温水中に浸漬し、試験水中にクロム溶液を添加し、試験終了後に、表面に付着したクロムの量を測定した。この測定は、白金やロジウムなどの貴金属と水素の注入を行った場合と、貴金属の注入のみで水素の注入なしの場合について行った。この測定結果を図１に示す。

図１からわかるように、被覆管表面に白金やロジウムなどの貴金属が付着した条件では、水素注入がある場合に比べて、水素注入がない場合のほうがクロムの付着量が少ない。このことはすなわち、炉水中への水素注入を停止すると、燃料被覆管表面に付着したクロムが溶出する可能性があることを示している。この結果は、貴金属の有無にかかわらず、炉内の水質環境の変化、例えば、水素注入のみの場合にも、水素注入を中断することにより、還元性の雰囲気が酸化性の雰囲気に変化し、同様の現象が起こり得ることを示唆している。なお、実際の原子炉には水素注入を停止する期間があり、このときには、燃料被覆管表面は還元雰囲気から酸化雰囲気に変化することになる。

燃料被覆管表面には、コバルト６０などの放射性物質が金属酸化物（燃料クラッド）の形態で付着しているが、クロムが溶出すると、併せてこれらの放射性物質も炉水中に溶出し、炉水中の放射能濃度が高くなる。これらの放射性物質は、炉水と共に移動し、原子炉配管に付着するため、定検時の作業員の被曝線量が上昇する原因となる。

炉水中の放射性物質の濃度を低減するための手法としては、原子炉材料のコバルト含有量の低減、炉水浄化性能の向上などと合わせて、炉水中の鉄やニッケルなどの濃度を調整することにより、燃料クラッドの安定性を高める手法がとられている。例えば、鉄イオンとニッケルイオンの比率を２：１として、ニッケルフェライトを形成し、燃料被覆管表面に安定に存在させる方法である。しかし、水質変動によるクロムの溶出が起こった場合は、これらの安定な酸化物も合わせて溶出が起こるが、現在は十分な対応策はない。

本発明は上記従来技術の課題を解決するためになされたものであり、水素注入を停止した際においても、燃料被覆管からの放射性物質の溶出を抑制することができ、炉水中の放射能濃度の上昇を抑制することのできる燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法を提供することを目的とする。

本発明に係る燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法は、原子炉の炉心内に配置された燃料棒の燃料被覆管表面に酸化チタンを付着させ、前記燃料被覆管表面の電位の変動を抑制することによって、前記燃料被覆管表面に付着した放射能となる金属酸化物の炉水中への溶出を抑制することを特徴とする。

本発明によれば、水素注入を停止した際においても、燃料被覆管からの放射能となる金属酸化物の炉水中への溶出を抑制することができ、炉水中の放射能濃度の上昇を抑制することができる。

以下、本発明の詳細を実施形態について、図面を参照して説明する。図２は原子炉である軽水炉の燃料被覆管表面の状態を拡大して模式的に示している。燃料被覆管1の表面には酸化被膜２が形成されるとともに、燃料クラッド３が付着しており、燃料クラッド３の中にはコバルト６０などの放射性物質４が含まれている。また、本実施形態においては、後述するようにして炉水中に酸化チタンを注入することにより、燃料被覆管１の表面には、この炉水中に注入された酸化チタン６が付着している。原子炉内にはガンマ線が存在するためにチェレンコフ光７が発生している。

図３は、上記燃料被覆管１の表面の腐食電位に対する水質の影響を示すものである。炉水中に水素を注入した条件では、酸化チタン６が無い場合でも、十分に水素を注入すれば腐食電位は約−０．３Ｖ（ＳＨＥ）まで低下する。しかし、酸化チタン６が無い場合、水素を注入しない条件では、燃料被覆管１の表面は酸化性の雰囲気であることから、腐食電位は約＋０．２Ｖ（ＳＨＥ）まで上昇する。

一方、光触媒である酸化チタン６はチェレンコフ光７により励起して励起電流が流れる。このため燃料被覆管１の表面に酸化チタン６が有れば、チェレンコフ光７による励起電流効果により、腐食電位は、水素を注入した条件では約−０．５Ｖ（ＳＨＥ）まで低下し、水素を注入しない条件でも約−０．４Ｖ（ＳＨＥ）程度に維持される。

この結果、水素の注入を停止した際に、酸化チタン６の無い条件では、燃料被覆管１の表面の燃料クラッド３は炉水中に溶解し、その結果炉水中の放射能濃度が上昇するのに対し、酸化チタン６が有る条件では、燃料クラッド３は燃料被覆管１の表面にとどまり、その結果、燃料被覆管１からの放射能放出は抑制される。すなわち、本実施形態では、炉水中に酸化チタン６を注入することによって、水素注入を停止した際においても、燃料被覆管１からの放射能となる金属酸化物である放射性物質の溶出を抑制することができ、炉水中の放射能濃度の上昇を抑制することができる。

次に、ステンレス鋼やニッケル基合金からなる原子炉構造体の防食のために炉水中に貴金属を注入した場合について説明する。図４は軽水炉の燃料被覆管表面の状態を拡大して模式的に示している。燃料被覆管１の表面には、酸化被膜２が形成されるとともに、燃料クラッド３が付着しており、燃料クラッド３の中にはコバルト６０などの放射性物質４が含まれている。また、防食のために炉水中に貴金属を注入すると、燃料被覆管１の表面に白金やパラジウムなどの貴金属５が付着している。さらに、炉水中に酸化チタン6を注入することによって、燃料被覆管１の表面に酸化チタン６が付着している。原子炉内にはガンマ線が存在するためにチェレンコフ光７が発生している。

図５は、上記燃料被覆管１表面の腐食電位に対する水質の影響を示すものである。炉水中に水素を注入した条件では、酸化チタン６の有無にかかわらず、貴金属５の触媒作用により腐食電位は約−０．５Ｖ（ＳＨＥ）まで低下する。しかし、酸化チタン６が無い場合、水素を注入しない条件では、燃料被覆管１の表面は酸化性の雰囲気であることから、腐食電位は約＋０．２Ｖ（ＳＨＥ）まで上昇する。

一方、光触媒である酸化チタン６はチェレンコフ光７により励起して励起電流が流れる。このため、燃料被覆管１の表面に酸化チタン６が有れば、チェレンコフ光７による励起電流効果により腐食電位は約−０．４Ｖ（ＳＨＥ）程度に維持される。

この結果、水素の注入を停止した際に、酸化チタン６の無い条件では、燃料被覆管１の表面の燃料クラッド３は炉水中に溶解し、その結果炉水中の放射能濃度が上昇するのに対して、酸化チタン６が有る条件では、燃料クラッド３は燃料被覆管１の表面にとどまり、その結果、燃料被覆管１からの放射能放出は抑制される。すなわち、本実施形態では、炉水中に酸化チタン６を注入することによって、水素注入を停止した際においても、燃料被覆管１からの放射能となる金属酸化物である放射性物質の溶出を抑制することができ、炉水中の放射能濃度の上昇を抑制することができる。

次に、上記した酸化チタン６を炉水に注入する具体的な構成について図６および図７を参照して説明する。図６は沸騰水型原子炉における冷却水の循環系統を示す図であり、同図において、１２は原子炉圧力容器、１３はシュラウドである。給水ポンプ１４により給水ライン８から原子炉圧力容器１２内に送られた給水のうち、一部はＰＬＲ（再循環）ポンプ１５によりＰＬＲ（再循環）配管９内を循環する。また、ＰＬＲ配管９内の水の一部は、ＲＨＲ（残留熱除去）系ポンプ１９によりＲＨＲ（残留熱除去）系１１を、またＣＵＷ（原子炉冷却材浄化）系ポンプ９によりＣＵＷ（原子炉冷却材浄化）系１０を循環する。なお、同図において、１７はＣＵＷ系の熱交換器、１８はＣＵＷ系のろ過脱塩器、２０はＲＨＲ系の熱交換器である。

図７に酸化チタン注入システムを示す。酸化チタン注入システムは酸化チタン２２ａを含有する酸化チタン溶液２２を保有するタンク３０と注入ポンプ２３から構成され、上述した給水ライン８、ＰＬＲ配管９、ＣＵＷ系１０、ＲＨＲ系１１のいずれかの１箇所以上に設置された図６に示す注入点２１に接続される。

注入点２１から注入された酸化チタン溶液２２は、原子炉冷却材と共に原子炉内を循環し、図２，４に示したように、燃料被覆管１の表面に、酸化チタン６が付着する。酸化チタンの注入は原子炉起動時、停止時および運転時のいずれのタイミングでも可能である。また、貴金属注入を行う際に、貴金属と酸化チタンの混合溶液の形で両者を同時に注入することも可能である。

上記方法により注入された酸化チタンは、図２，４に示したように、燃料被覆管１の表面に付着する。そして、炉水への水素注入を停止した際においても、燃料集合体１表面での酸化チタン６の励起電流の効果により、放射能となる金属酸化物である燃料クラッド３は燃料集合体１の表面にとどまり、その結果、燃料被覆管１からの放射能放出は抑制される。

図８は、放射能測定システム２４を用いた実施形態における沸騰水型原子炉における冷却水の循環系統を示すもので、図６に示した冷却水の循環系統と対応する部分には、同一符合が付してある。この実施形態では、炉水の一部を、例えばＣＵＷ（原子炉冷却材浄化）系１０からサンプリングし、放射能測定システム２４で測定する。このように、炉水中の放射能濃度を測定することにより、水素注入の停止時に燃料被覆管からの放射能溶出が増加したかどうかを判断することができる。

そして、炉水中の放射能濃度が増加する傾向を示した場合には、酸化チタン溶液２２を炉水中に注入することにより、燃料被覆管表面に酸化チタンを付着させ、その結果、燃料被覆管からの放射能放出を抑制することができる。すなわち、この実施形態では、例えばＣＵＷ系からサンプリングした炉水の放射能濃度の測定結果に基づいて、炉水中への酸化チタンの注入を行うことにより、酸化チタンの注入を適切に実施することが可能となる。

また、図４に示したように、貴金属注入を行った原子炉では、燃料被覆管１の表面に貴金属５が付着している。この燃料被覆管１の表面に付着している貴金属５の付着量に応じて酸化チタンの注入量を制御することもできる。貴金属５の付着量は、定検時にクラッドかき取り装置を用いて燃料被覆管１の表面に付着している燃料クラッドを回収することにより、測定することができる。

このように、定検中に貴金属５の付着量を測定して、この結果から燃料被覆管１に必要な酸化チタン６の付着量を算出する。そして、この算出結果に基づいて、適正な量の酸化チタン６を炉水中に注入することができ、燃料被覆管からの放射能放出を確実に抑制することができる。なお、このような酸化チタン６の付着は、起動時または定格運転中に原子炉水中へ酸化チタン溶液を注入することによって行うことができる。

図９は、原子炉内へ配置した付着量モニタ試験片２５を用いて、放射能放出を抑制するのに必要な酸化チタン付着量を求める実施形態における沸騰水型原子炉における冷却水の循環系統を示すもので、図６に示した冷却水の循環系統と対応する部分には、同一符合が付してある。同図に示すように、例えば、ＲＨＲ（残留熱除去）系１１等に、付着量モニタ試験片２５を収容する収容部３１を設置し、開閉弁３２等によって、この収容部３１をＲＨＲ系１１から分離して内部の付着量モニタ試験片２５にアクセスできる構成となっている。

貴金属注入を行った原子炉では、燃料被覆管表面に貴金属が付着するとともに、付着量モニタ試験片２５にも貴金属が付着する。この付着量モニタ試験片２５は、燃料被覆管条件を模擬するために、材料を沸騰水型原子炉の燃料被覆管で使用されるジルコニウム合金とすると共に、ヒーターなどを用いて発熱させることが望ましい。また、この付着量モニタ試験片２５に、何段階かに量を変化させて、酸化チタンを付着させておいてもよい。

上記付着量モニタ試験片２５の貴金属付着量は、表面からかきとって測定することが可能である。そして、この測定結果から、燃料被覆管表面に付着した貴金属量を推定し、この推定された貴金属量に基づいて必要な酸化チタン付着量を算出し、この算出結果に基づいて酸化チタン溶液の注入量を決定することができる。

また、上記したように、予め酸化チタンを付着させたモニタ用試験片２５の場合、貴金属を付着させたままで腐食電位を測定し、腐食電位が十分に低下するのに必要な酸化チタン付着量を求め、この結果に基づいて酸化チタン溶液の注入量を決定することができる。

また、予め酸化チタンと貴金属の付着量、水素注入の実施や停止においての腐食電位を紫外線等のチェレンコフ光の模擬光を照射して測定しておき、水素注入有り無しにおける腐食電位差から、有効な酸化チタンの付着量の貴金属付着量との比較を求めておき、これに基づいて酸化チタン溶液の注入量を決定することもできる。

上記のようにして、付着量モニタ試験片２５の貴金属付着量の測定、あるいは腐食電位測定により、燃料被覆管表面に必要な酸化チタン付着量が評価できる。そして、この結果に基づいて、必要量の酸化チタンを燃料被覆管表面に付着させることにより、水素注入を停止した際の燃料被覆管からの放射能放出を確実に抑制することができる。

なお、上記実施形態においては、沸騰水型原子炉の例で示したが、加圧水型原子炉においても同様の方法によって実施することができるのはもちろんである。

燃料被覆管のクロム付着量におよぼす水質の影響を評価する試験の結果を示す図。燃料被覆管表面の状態を拡大して模式的に示す図。燃料被覆管表面の腐食電位に対する酸化チタンの有無の影響を示す図。燃料被覆管表面の状態を拡大して模式的に示す図。燃料被覆管表面の腐食電位に対する酸化チタンの有無の影響を示す図。酸化チタンの注入を行う実施形態を説明するための沸騰水型原子炉の系統図。酸化チタン注入システムの構成を示す図。放射能測定システムを用いた実施形態を説明するための沸騰水型原子炉の系統図。付着量モニタ試験片を用いた実施形態を説明するための沸騰水型原子炉の系統図。

符号の説明

１…燃料被覆管、２…酸化被膜、３…燃料クラッド、４…放射性物質、５…貴金属、６…酸化チタン、７…チェレンコフ光、８…給水管、９…PLR（再循環）配管、１０…CUW（原子炉冷却材浄化）系、１１…RHR（残留熱除去）系、１２…原子炉圧力容器、１３…シュラウド、１４…給水ポンプ、１５…PLR（再循環）ポンプ、１６…CUW（原子炉冷却材浄化）系ポンプ、１７…熱交換器、１８…ろ過脱塩器、１９…RHR（残留熱除去）系ポンプ、２０…熱交換器、２１…酸化チタン注入点、２２…酸化チタン溶液、２３…注入ポンプ、２４…放射能測定システム、２５…付着量モニタ試験片。

Claims

原子炉の炉心内に配置された燃料棒の燃料被覆管表面に酸化チタンを付着させ、前記燃料被覆管表面の電位の変動を抑制することによって、前記燃料被覆管表面に付着した放射能となる金属酸化物の炉水中への溶出を抑制することを特徴とする燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
酸化チタン溶液を炉水中に注入して前記燃料被覆管表面に酸化チタンを付着させることを特徴とする請求項１に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
前記燃料被覆管の表面に、貴金属が付着していることを特徴とする請求項１又は２に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
炉水中に貴金属を注入した後に、酸化チタン溶液を炉水中に注入して前記燃料被覆管表面に酸化チタンを付着させることを特徴とする請求項１に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
貴金属溶液に酸化チタン溶液を共存させて炉水に注入し、貴金属と酸化チタンを同時に前記燃料被覆管表面に付着させることを特徴とする請求項１に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
前記原子炉を構成する原子炉圧力容器内への水素注入時および水素注入停止時の炉水中の放射能濃度を測定し、水素注入停止時の放射能濃度上昇に応じて、酸化チタン溶液の注入量を制御することを特徴とする請求項２乃至５いずれか１項に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
前記原子炉の定期検査中に、前記燃料被覆管表面に付着した貴金属の量を測定して必要な酸化チタン付着量を算出し、この算出結果に基づいて酸化チタン溶液の注入量を制御することを特徴とする請求項３乃至５いずれか１項に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
炉水中に設置したモニタ用試験片の貴金属付着量を測定して、燃料被覆管表面に付着した貴金属量を推定し、この推定された貴金属量に基づいて必要な酸化チタン付着量を算出し、この算出結果に基づいて酸化チタン溶液の注入量を制御することを特徴とする請求項３乃至５いずれか１項に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。
炉水中に設置したモニタ用試験片の腐食電位を測定することにより、必要な酸化チタン付着量を求め、この結果に基づいて酸化チタン溶液の注入量を制御することを特徴とする請求項３乃至５いずれか１項に記載の燃料被覆管表面からの放射能放出抑制方法。