JP2016161466A - 原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子力プラントの構造部材への放射性核種の付着量をさらに低減できる原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法を提供する。【解決手段】ＢＷＲプラントが起動される（Ｓ１）。ＢＷＲプラントの給水配管に接続された還元剤注入装置から給水配管に還元剤である水素を注入する（Ｓ２）。この水素は、ＲＰＶ内の炉水中に注入される。注入された水素が炉水に含まれる酸化性化学種（過酸化水素など）と反応し、炉水中の酸化性化学種の濃度を低下させる。このため、ＲＰＶに接続された再循環系配管の腐食電位が低下する。給水配管に白金イオンを含む水溶液が注入され（Ｓ３）、白金が再循環系配管の内面に付着する。その後、Ｎｉイオンを含む水溶液が給水配管に注入され（Ｓ４）、ＲＰＶ内に供給される。Ｎｉイオンを含む炉水が再循環系配管の内面に接触し、この内面にＮｉが付着する。【選択図】図１

Description

本発明は、原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法に関する。

原子力発電プラントとして、例えば、沸騰水型原子力発電プラント（以下、ＢＷＲプラントという）及び加圧水型原子力発電プラント（以下、ＰＷＲプラントという）が知られている。例えば、ＢＷＲプラントは、原子炉圧力容器（ＲＰＶと称する）内に炉心を内蔵した原子炉を有する。再循環ポンプ（またはインターナルポンプ）によって炉心に供給された冷却水は、炉心内に装荷された燃料集合体内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、原子炉からタービンに導かれ、タービンを回転させる。タービンから排出された蒸気は、復水器で凝縮され、水になる。この水は、給水としてＲＰＶに供給される。ＲＰＶ内での放射性腐食生成物の発生を抑制するため、給水に含まれる金属不純物が給水配管に設けられたろ過脱塩装置で除去される。

ＢＷＲプラント及びＰＷＲプラント等の原子力発電プラントでは、腐食を抑制するために、炉水と接触するＲＰＶ等の主要な構造部材にステンレス鋼及びニッケル基合金などを用いている。また、原子炉冷却材浄化系、余熱除去系、原子炉隔離時冷却系、炉心スプレイ系、給水系及び復水系などの構造部材には、プラントの製造所要コストの低減、あるいは給水系及び復水系を流れる高温水に起因するステンレス鋼の応力腐食割れの回避等の観点から、主として炭素鋼部材が用いられる。

また、放射性腐食生成物の元となる腐食生成物はＲＰＶ及び再循環系配管等の接水部からも発生するため、主要な一次系の構造部材には腐食の少ないステンレス鋼及びニッケル基合金などの不銹鋼が使用される。また、低合金鋼製のＲＰＶは内面にステンレス鋼の肉盛りが施され、低合金鋼が、直接、炉水（ＲＰＶ内に存在する冷却水）と接触することを防いでいる。さらには、炉水の一部を原子炉浄化系のろ過脱塩装置によって浄化し、炉水に僅かに含まれる金属不純物を積極的に除去している。

しかし、上述のような腐食対策を講じても、炉水が極僅かな金属不純物を含むことを回避できないため、金属不純物の一部が、金属酸化物として、炉心内の燃料棒の表面に付着する。燃料棒表面に付着した金属不純物（例えば、金属元素）は、燃料棒内の核燃料から放出される中性子の照射により原子核反応を起こし、⁶⁰Ｃｏ，⁵⁸Ｃｏ，⁵¹Ｃｒ及び⁵⁴Ｍｎ等の放射性核種になる。これらの放射性核種は、大部分が酸化物の形態で燃料棒表面に付着したままであるが、一部の放射性核種は、炉水中にイオンとして溶出したり、クラッドと呼ばれる不溶性固体として炉水中に再放出されたりする。炉水中の放射性物質は、原子炉浄化系によって一部除去されるが、除去されなかった放射性物質は、炉水と共に循環している間に、構造部材の炉水と接触する表面に蓄積される。その結果、構造部材表面から放射線が放射され、定検作業時の従事者の放射線被曝の原因となる。その従業者の被曝線量は、各人毎に規定値を超えないように管理されている。近年この規定値が引き下げられ、各人の被曝線量を経済的に可能な限り低くする必要が生じている。

そこで、配管への放射性核種の付着を低減する方法、及び炉水中の放射性核種の濃度を低減する方法が様々検討されている。例えば、亜鉛などの金属イオンを炉水に注入して、炉水と接触する再循環系配管内面に亜鉛を含む緻密な酸化皮膜を形成させることにより、酸化皮膜中へのコバルト６０及びコバルト５８等の放射性核種の取り込みを抑制する方法が提案されている（特開昭６３−１７２９９９号公報参照）。

また、原子力プラントの運転停止中に、化学除染後の原子力プラント構造部材表面にフェライト皮膜としてマグネタイト皮膜を形成することによって、原子力プラントの運転後においてその構造部材表面に放射性核種が付着することを抑制する方法が、特開２００６−３８４８３号公報及び特開２００７−１９２７４５号公報に提案されている。この方法は、鉄（II）イオンを含むギ酸水溶液、過酸化水素及びヒドラジンを含み、常温から１００℃の範囲に加熱された処理液を、その構造部材の表面に接触させてその表面にフェライト皮膜を形成するものである。さらに、マグネタイト皮膜よりも安定なニッケルフェライト皮膜もしくは、亜鉛フェライト皮膜を原子力プラント構造部材表面に形成し、プラントの運転後においてその構造部材表面に放射性核種が付着することをさらに抑制する方法が提案されている（特開２００７−１８２６０４号公報及び特開２００８−３０４３８１号公報参照）。

特開昭５８−７９１９６号公報は、原子力プラントの構造部材の炉水と接触する表面への放射性核種の付着を抑制するために、炉水中にＮｉイオンを注入し、Ｎｉイオンを含む炉水を構造部材の表面（例えば、配管の内面）に接触させて、その構造部材の表面への放射性核種（例えば、⁶⁰Ｃｏ）の付着を抑制すること記載している。

特開昭６３−１７２９９９号公報 特開２００６−３８４８３号公報 特開２００７−１９２７４５号公報 特開２００７−１８２６０４号公報 特開２００８−３０４３８１号公報 特開昭５８−７９１９６号公報

特開２００６−３８４８３号公報及び特開２００７−１８２６０４号公報等における原子力プラントの構造部材である、原子炉圧力容器に接続される配管内面へのフェライト皮膜の形成では、フェライト皮膜の形成によりその配管への放射性核種の付着を抑制することができる。しかしながら、原子力プラントの構造部材への放射性核種の付着量のさらなる低減が望まれている。また、特開昭５８−７９１９６号公報よりも、原子力プラントの構造部材の炉水と接触する表面への放射性核種の付着を抑制することが望まれている。

本発明の目的は、原子力プラントの構造部材への放射性核種の付着量をさらに低減できる原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子力プラントの運転中において、還元剤及び貴金属イオンをそれぞれ炉水に注入し、還元剤及び貴金属イオンを含む炉水を原子力プラントの構造部材の表面に接触させてその貴金属イオンから生成される貴金属をその構造部材の表面に付着させ、Ｎｉイオンを炉水に注入し、Ｎｉイオンを含む炉水をその構造部材の貴金属が付着されている表面に接触させてＮｉイオンから生成されるＮｉを貴金属が付着されている表面に付着させることにある。

Ｎｉイオンを含む炉水をその構造部材の貴金属が付着されている表面に接触させてＮｉイオンから生成されるＮｉを貴金属が付着されている表面に付着させるため、その構造部材の炉水と接触する表面に付着する放射性核種をさらに低減することができる。

本発明によれば、原子力プラントの構造部材への放射性核種の付着量をさらに低減することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法で実施される手順を示すフローチャートである。 図１に示される原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法が適用される沸騰水型原子力プラントの構成図である 複数種類の試験片をＮｉイオン及び⁶⁰Ｃｏを含む水溶液に浸漬させて行ったコバルト付着実験における各試験片への⁶⁰Ｃｏ付着量を示す説明図である。 試験片を浸漬させるＮｉイオン及び⁶⁰Ｃｏを含む水溶液のＮｉイオン濃度と試験片への⁶⁰Ｃｏ付着量との関係を示す説明図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例２の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法が適用される沸騰水型原子力プラントの構成図である。

発明者らは、特開２００６−３８４８３号公報及び特開２００７−１８２６０４号公報等に記載された仮設設備である皮膜形成装置を用いないで、原子力プラントの構造部材であるステンレス鋼製の構造部材（以下、ステンレス鋼構造部材という）及び炭素鋼製の構造部材（以下、炭素鋼構造部材という）の炉水と接触する表面への放射性核種の付着を抑制する方法について検討した。この検討の結果を以下に説明する。

発明者らは、まず、原子力プラントのステンレス鋼部材の炉水と接触する表面への放射性核種、例えば、⁶⁰Ｃｏの付着を確認する試験を、２個のステンレス鋼製の試験片（ステンレス鋼試験片という）を用いて行った。これらのステンレス鋼試験片は、原子力プラントのステンレス鋼部材を模擬している。これらのステンレス鋼試験片として、表面に貴金属である白金が付着していないステンレス鋼試験片Ａ、及び表面に白金が付着されたステンレス鋼試験片Ｂを用いた。

⁶⁰Ｃｏの付着を確認する試験には、ステンレス鋼製配管、このステンレス鋼製配管に設けられたポンプ、そのステンレス鋼製配管の両端部が接続された容器及びこの容器に設けられたヒーターを有する実験装置が用いられた。上記したステンレス鋼試験片Ａ及びＢを吊るしてステンレス鋼製配管内に配置し、⁶⁰Ｃｏを含む純水をその容器からステンレス鋼製配管に供給した。容器内の純水は、原子力発電プラントの運転時における原子炉圧力容器内の炉水を模擬するように、５ｐｐｍのＮｉイオン、及び０．１ｐｐｂの⁶⁰Ｃｏを含んでおり、そのヒーターで加熱されて約２８０℃になっている。ステンレス鋼製配管に設けられたポンプの駆動によって、５ｐｐｍのＮｉイオン、及び０．１ｐｐｂの⁶⁰Ｃｏを含んで約２８０℃の純水が、容器及びステンレス鋼製配管により形成される閉ループ内を循環し、ステンレス鋼製配管内に配置されたステンレス鋼試験片Ａ及びＢのそれぞれの表面に接触する。このステンレス鋼製配管を含む閉ループ内で循環されるその純水には、５０ｐｐｂになるように水素が注入される。試験片Ａ及びＢは、ステンレス鋼製配管内においてその純水中に５００時間浸漬される。５０ｐｐｂの水素、５ｐｐｍのＮｉイオン及び⁶⁰Ｃｏを含んで約２８０℃の温度の純水に浸漬された試験片Ａ及びＢは、浸漬時間が５００時間に達したとき、ステンレス鋼製配管から取り出される。その後、それぞれの試験片に付着している⁶⁰Ｃｏの付着量を測定した。それぞれの試験片への⁶⁰Ｃｏの付着量の測定結果を図３に示す。

表面に白金が付着されたステンレス鋼試験片Ｂへの⁶⁰Ｃｏの付着量は、表面に白金が付着していないステンレス鋼試験片Ａへのその付着量よりも著しく低減される。参考に、上記の閉ループ内を循環する、Ｎｉイオンを含まないで⁶⁰Ｃｏを含む約２８０℃の純水に表面に白金が付着していないステンレス鋼試験片Ａを同じ時間浸漬させた場合における、ステンレス鋼試験片Ａへの⁶⁰Ｃｏの付着量を、通常水質（参考）として図３に合わせて示す。Ｎｉイオン、及び⁶⁰Ｃｏを含む約２８０℃の純水に浸漬されたステンレス鋼試験片Ｂ及びＡのそれぞれへの⁶⁰Ｃｏの付着量は、Ｎｉイオンを含まないで⁶⁰Ｃｏを含む約２８０℃の純水に浸漬されたステンレス鋼試験片Ａへのその付着量よりも低減される。

発明者らは、図３に示す実験結果を踏まえ、上記閉ループ内を循環して各ステンレス鋼試験片が浸漬される、⁶⁰Ｃｏを含む約２８０℃の純水に含まれるＮｉイオンの濃度を変化させ、このＮｉイオン濃度の変化による各ステンレス鋼試験片の⁶⁰Ｃｏ付着量への影響を調べた。この結果を、図４に基づいて説明する。

表面に白金が付着していないステンレス鋼試験片Ａ及び表面に白金が付着されたステンレス鋼試験片Ｂのそれぞれへの⁶⁰Ｃｏの付着量は、これらの試験片に接触する純水中のＮｉイオンの濃度が増加するに伴って減少する。特に、その純水中のＮｉイオン濃度が５ｐｐｂ未満では⁶⁰Ｃｏの付着量が急激に減少し、そのＮｉイオン濃度が５ｐｐｂ以上になると、⁶⁰Ｃｏの付着量の減少度合いが小さくなる。このため、原子力プラントの構造部材に接触する炉水中のＮｉイオン濃度は、５ｐｐｂ以上にすることが望ましい。炉水中のＮｉイオンの濃度は１５ｐｐｂ以下にすることが好ましい。

発明者らは、図４に示すように、表面に白金が付着していないステンレス鋼試験片Ａよりも表面に白金が付着されたステンレス鋼試験片Ｂにおいて⁶⁰Ｃｏの付着量が減少する理由について検討した。

その理由を表１に基づいて説明する。ステンレス鋼試験片Ａでは、表１に示すように、ステンレス鋼試験片Ａの表面に形成された酸化皮膜に、Ｎｉが１１．２％及びＣｏが１．２％含まれている。一方で、ステンレス鋼試験片Ｂでは、この試験片の表面に形成された酸化皮膜に、Ｎｉが１８．０％及びＣｏが０．２％含まれている。つまり、試験片の表面に貴金属である白金が付着していることにより、ＣｏよりもＮｉがその酸化皮膜に付着し易くなっている。このため、ステンレス鋼試験片Ａよりも白金が付着されたステンレス鋼試験片Ｂにおいて⁶⁰Ｃｏの付着量が減少するのである。

上記の実験はステンレス鋼試験片を用いて行ったが、炭素鋼製の試験片でも同様な結果が得られた。なお、貴金属としては、白金以外に、パラジウム、ロジウム、イリジウム、ルテニウム及びオスミウムのいずれかを用いてもよい。

上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を、以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法を、図１及び図２を用いて説明する。

まず、本実施例が適用される沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲプラント）の概略構成を、図２を用いて説明する。ＢＷＲプラント３０は、原子炉１、タービン９、復水器１０、再循環系、原子炉浄化系及び給水系等を備えている。原子炉１は、炉心３を内蔵する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２を有し、ＲＰＶ２内に複数のジェットポンプ４を設置している。ＲＰＶ２内に配置されてステンレス鋼製の円筒状の炉心シュラウド（図示せず）によって取り囲まれた炉心３には、多数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットが充填された複数の燃料棒を含んでいる。各ジェットポンプ４は炉心シュラウドとＲＰＶ２の間に配置される。再循環系は、ステンレス鋼製の複数の再循環系配管５、及び再循環系配管５のそれぞれに設置された再循環ポンプ６を有する。

給水系は、復水器１０とＲＰＶ２を連絡する炭素鋼製の給水配管１１に、復水ポンプ１２、復水浄化装置（例えば、復水脱塩器）１３、低圧給水加熱器１４、給水ポンプ１５及び高圧給水加熱器１６を、復水器１０からＲＰＶ２に向って、この順に設置して構成されている。原子炉浄化系２２は、再循環系配管５と給水配管１１を連絡する炭素鋼製の浄化系配管２３に、浄化系ポンプ２４、再生熱交換器２５、非再生熱交換器２６及び浄化装置２７をこの順に設置している。浄化系配管２３は、再循環ポンプ６の上流で再循環系配管５に接続される。原子炉１は、原子炉建屋（図示せず）内に配置された原子炉格納容器７内に設置されている。

ＲＰＶ２内の冷却水（以下、炉水という）は、再循環ポンプ６で昇圧され、再循環系配管５を通ってジェットポンプ４内に噴射される。この噴射により、ジェットポンプ４のノズルの周囲に存在する炉水も、ジェットポンプ４内に吸引されて炉心３に供給される。炉心３に供給された炉水は燃料集合体の各燃料棒内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、加熱された炉水の一部が蒸気になる。この蒸気は、ＲＰＶ２内に設けられた気水分離器（図示せず）及び蒸気乾燥器（図示せず）にて水分が除去された後に、ＲＰＶ２から主蒸気配管８を通ってタービン９に導かれ、タービン９を回転させる。タービン９に連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。

タービン９から排出された蒸気は、復水器１０で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管１１を通りＲＰＶ２内に供給される。給水配管１１を流れる給水は、復水ポンプ１２で昇圧され、復水浄化装置１３で不純物が除去され、給水ポンプ１５でさらに昇圧される。給水は、低圧給水加熱器１４及び高圧給水加熱器１５で加熱されてＲＰＶ２内に導かれる。抽気配管１７によりタービン９から抽気された抽気蒸気が、低圧給水加熱器１４及び高圧給水加熱器１６にそれぞれ供給され、給水を加熱する。

再循環系配管５内を流れる炉水の一部は、浄化系配管２３内に流入して浄化系ポンプ２４により昇圧され、浄化系配管２３を通って再生熱交換器２５及び非再生熱交換器２６で冷却され、浄化装置２７に導かれる。炉水に含まれる⁶⁰Ｃｏ等の放射性核種は浄化系配管２３で除去される。浄化系配管２３から浄化されて排出された炉水は、再生熱交換器２５で加熱され、浄化系配管２３及び給水配管１１を通ってＲＰＶ２に戻される。

ＢＷＲプラント３０に適用される本実施例の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法を以下に説明する。ＢＷＲプラント３０は、本実施例の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法を実施するために、還元剤注入装置１８、ニッケル注入装置２０及び貴金属注入装置２８を有する。還元剤注入装置１８、ニッケル注入装置２０及び貴金属注入装置２８は、浄化系配管２３と給水配管１１との接続点と高圧給水加熱器１５の間で給水配管１１に接続される。具体的には、還元剤注入装置１８は開閉弁１９を設けた注入配管３１により、ニッケル注入装置２０は開閉弁２１を設けた注入配管３２により、さらに貴金属注入装置２８は開閉弁２９を設けた注入配管３３により、給水配管１１にそれぞれ接続される。還元剤注入装置１８、ニッケル注入装置２０及び貴金属注入装置２８は、復水浄化装置１３と低圧給水加熱器１４の間で給水配管１１に接続してもよい。

原子炉を起動する（ステップＳ１）。炉心３内の燃料集合体の交換作業等により停止されていた原子炉１が起動される。再循環ポンプ６が駆動されて前述したように炉心３に冷却水が供給され、炉心３内の燃料集合体間に挿入されている複数の制御棒が徐々に引き抜かれる。制御棒の引き抜き及び炉心３に供給される冷却水流量の増大により、原子炉出力が増加し、やがて、原子炉出力が定格出力である１００％出力に到達する。

還元剤を注入する（ステップＳ２）。原子炉出力が１００％出力まで上昇した後、開閉弁１９を開いて還元剤注入装置１８から還元剤である、例えば、水素を、注入配管３１を通して給水配管１１内を流れる給水に注入する。注入された水素は、給水と共に給水配管１１を通ってＲＰＶ２内に供給され、ＲＰＶ２内の炉水に混合される。還元剤注入装置１８から水素の注入は、炉水中の水素濃度が５０ｐｐｂになるように行われる。水素注入による炉水中の水素濃度は、モル比で、炉水の放射線分解により生成される、炉水中の酸化性化学種（過酸化水素及び酸素など）の濃度の１／２である。

ＲＰＶ２内の炉水は、炉心３に装荷されている燃料集合体の燃料棒に含まれる核燃料物質の核分裂によって発生する放射線が照射されて放射線分解する。この炉水の放射線分解によって炉水中に過酸化水素及び酸素などの酸化性化学種が生成される。この酸化性化学種の影響により、炉水と接触する、ＢＷＲプラント３０の構造部材（例えば、再循環系配管５）の腐食電位が上昇し、ステンレス鋼製の構造部材、例えば、再循環系配管５に応力腐食割れが発生し易くなる。炉水に注入された水素は、この応力腐食割れの発生を抑制する働きがある。炉水中の注入された水素は、炉水に含まれる酸化性化学種（例えば、溶存酸素）と反応して水を生成し、炉水中の酸化性化学種の濃度を低下させる。このため、ステンレス鋼製の構造部材における応力腐食割れの発生確率が低減される。

貴金属イオンを注入する（ステップＳ３）。貴金属注入装置２８には、貴金属である白金イオンを含む水溶液が充填されている。開閉弁２９を開いて貴金属注入装置２８から白金イオンを含む水溶液を、注入配管３３を通して給水配管１１内を流れる給水に注入する。注入された白金イオンは、給水と共に給水配管１１を通ってＲＰＶ２内に供給され、ＲＰＶ２内の炉水に混入される。

白金イオンを含む炉水は、再循環系ポンプ６の駆動により再循環系配管５を通ってジェットポンプ４に供給され、ジェットポンプ４から吐出されて炉水に供給される。再循環系配管５内を流れる、白金イオンを含む炉水の一部は、浄化系配管２３内に流入して浄化系ポンプ２４で昇圧され、炉水に含まれる⁶⁰Ｃｏ等の放射性核種及び白金イオンは浄化系配管２３で除去される。白金イオンを含む炉水が、ＲＰＶ２内の炉心シュラウドの表面、再循環系配管５及び浄化系配管２３のそれぞれの内面等に接触する。このため、炉心シュラウドの表面、再循環系配管５及び浄化系配管２３のそれぞれの内面等に白金イオンが吸着され、この白金イオンは炉水に含まれる還元剤である水素の作用により白金に変換される。このため、炉心シュラウド、再循環系配管５及び浄化系配管２３等のＢＷＲプラント３０の構造部材の炉水と接触する表面に白金が付着される。

本実施例では、それらの構造部材の炉水と接触する表面に０．０３μｇ／ｃｍ²の白金が付着するように、白金イオンが貴金属注入装置２８から給水配管１１に注入される。

ニッケルイオンを注入する（ステップＳ４）。ニッケル注入装置２０には、ギ酸ニッケルの水溶液が充填されている。この水溶液中では、ギ酸ニッケルのニッケルはニッケルイオンになっており、ギ酸ニッケル水溶液は、Ｎｉイオンを含む水溶液である。ギ酸ニッケルの替りに炭酸ニッケルを用いてもよい。ＢＷＲプラントの構造部材の、炉水に接触する表面に白金が付着された後に、開閉弁２１を開いてニッケル注入装置２０からＮｉイオンを含む水溶液を、注入配管３２を通して給水配管１１内を流れる給水に注入する。注入されたＮｉイオンは、給水と共に給水配管１１を通ってＲＰＶ２内に供給される。Ｎｉイオンを含む水溶液の注入は、炉水中のＮｉイオン濃度が、５ｐｐｂ〜１５ｐｐｂの範囲内で、例えば、１０ｐｐｂになるように行われる。このＮｉイオンは、白金が付着した炉心シュラウド、再循環系配管５及び浄化系配管２３等の、ＢＷＲプラント３０の構造部材の炉水と接触する表面（白金が付着）の近傍でＮｉに変換され、このＮｉが、それらの構造部材のその表面に形成された酸化皮膜に付着し、酸化皮膜内に取り込まれる。

本実施例では、Ｎｉイオンを注入することによって炉水中のＮｉイオン濃度が増加し、再循環系配管５等のステンレス鋼製の、ＢＷＲプラント３０の構造部材、及び炉浄化系配管２３等の炭素鋼製の、ＢＷＲプラント３０の構造部材のそれぞれの炉水と接触する表面への放射性核種（例えば、⁶⁰Ｃｏ）の付着量が減少する。特に、本実施例では、Ｎｉイオン注入前に貴金属イオン、例えば、白金イオンを炉水に注入してそれらの構造部材の炉水と接触するそれぞれの表面に白金を付着しているので、表１に示すように、それらの構造部材の炉水と接触する表面に形成される酸化皮膜に付着するＮｉの含有量が、放射性核種、例えば、Ｃｏよりも大きくなり、⁶⁰Ｃｏの量が減少する。この結果、本実施例では、図４の横軸のＮｉイオン濃度１０ｐｐｂにおいて○印で示されたように、構造部材の炉水と接触する表面への放射性核種、例えば、⁶⁰Ｃｏの付着量が著しく低減される。

もし、貴金属イオンの注入（ステップＳ３）の前にＮｉイオンの注入（ステップＳ４）を実施した場合には、貴金属、例えば、白金が付着していない、構造部材の炉水と接触する表面に、Ｎｉイオンを含み白金イオンを含まない炉水が接触することになる。この場合には、酸化皮膜に取り込まれるＮｉの量よりも酸化皮膜に取り込まれる⁶⁰Ｃｏの量が多くなる（表１参照）。すなわち、ＢＷＲプラント３０の構造部材の炉水と接触する表面への⁶⁰Ｃｏの付着量が増大する。

このため、ステンレス鋼製及び炭素鋼製のそれぞれの構造部材の、炉水と接触する表面への放射性核種の付着量をさらに低減するためには、Ｎｉイオンの注入（ステップＳ４）の前に、貴金属イオンの注入（ステップＳ３）のを実施し、Ｎｉイオンを含む炉水を接触させる、その構造部材の表面に貴金属、例えば、白金を予め付着させておく必要がある。

本実施例では、水素を炉水に注入するために、前述したように、水素の作用により、ステンレス鋼製及び炭素鋼製のそれぞれの構造部材の腐食電位が低下する。このように、腐食電位が低下したステンレス鋼製及び炭素鋼製のそれぞれの構造部材の、炉水と接触する表面にＮｉを付着させるので、それらの構造部材の炉水と接触する表面への⁶⁰Ｃｏ等の放射性核種の付着量がさらに低減される。

特開２００７−１８２６０４号公報で提案された、ＢＷＲプラントの運転停止中における再循環系配管等の内面へのニッケルフェライト皮膜の形成では、貴金属が付着していない、構造部材の炉水と接触する表面に、Ｎｉイオンを含む水溶液を接触させている。これは、図４に示された貴金属が付着していない試験片にＮｉイオンを含む水溶液を接触させることと実質的に同じである。このため、白金を表面に付着させた、ＢＷＲプラント３０の構造部材のその表面に、Ｎｉイオンを含む炉水を接触させる本実施例は、特開２００７−１８２６０４号公報で提案された方法で構造部材の表面にニッケルフェライト皮膜を形成した場合に比べて、ＢＷＲプラントの構造部材の表面に付着する放射性核種の量をさらに低減することができる。

本実施例は、白金を表面に付着させた、ＢＷＲプラント３０の構造部材のその表面に、Ｎｉイオンを含む炉水を接触させているため、特開昭５８−７９１９６号公報に記載された方法よりも、ＢＷＲプラントの構造部材の表面に付着する放射性核種の量をさらに低減することができる。

また、特開２００７−１８２６０４号公報で提案された方法では、Ｎｉイオンを含む水溶液を構造部材である再循環系配管に供給する、仮設設備である皮膜形成装置を再循環系配管に接続し、ニッケルフェライト皮膜の形成後にその皮膜形成装置を再循環系配管から取り外す必要がある。本実施例では、このような仮設設備である皮膜形成装置を使用しないため、皮膜形成層落ちの接続及び取り外しを行う必要がなく、特開２００７−１８２６０４号公報で提案された方法に比べて簡単にＢＷＲプラントの構造部材の表面にＮｉを付着させることができる。

本発明の好適な他の実施例である実施例２の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法を、図５を用いて説明する。本実施例の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法は、ＢＷＲプラントに適用される。

ＢＷＲプラント３０Ａに適用される本実施例の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法を以下に説明する。ＢＷＲプラント３０Ａは、前述のＢＷＲプラント３０と同様に、還元剤注入装置１８、ニッケル注入装置２０及び貴金属注入装置２８を有する。ＢＷＲプラント３０Ａでは、還元剤注入装置１８、ニッケル注入装置２０及び貴金属注入装置２８は浄化装置２７よりも下流で浄化系配管２３に接続されている。

本実施例の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法においても、実施例１と同様に、ステップＳ１〜Ｓ４の各工程が実施される。ＢＷＲプラント３０Ａが起動され（ステップＳ１）、還元剤注入装置１８からの水素の注入（ステップＳ２）、貴金属注入装置２８からの白金イオンの注入（ステップＳ３）及びニッケル注入装置２０からのＮｉイオンの注入（ステップＳ４）がそれぞれ行われる。水素、白金イオン及びＮｉイオンのそれぞれは、浄化装置２７よりも下流の位置で浄化系配管２３内を流れる炉水に注入され、給水配管１１を経由してＲＰＶ２内の炉水に注入される。Ｎｉイオンの浄化系配管２３への注入は、水素及び白金イオンの注入が開始されてＢＷＲプラント３０Ａの構造部材の炉水と接触する表面に白金が付着された後に行われる。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。

１…原子炉、２…原子炉圧力容器、３…炉心、５…再循環系配管、９…タービン、１０…復水器、１１…給水配管、１３…復水浄化装置、２２…原子炉浄化系、２３…浄化系配管、２７…浄化装置、１８…還元剤注入装置、２０…ニッケル注入装置、２８…貴金属注入装置。

Claims (3)

1. 原子力プラントの運転中において、還元剤及び貴金属イオンをそれぞれ炉水に注入し、前記還元剤及び前記貴金属イオンを含む前記炉水を前記原子力プラントの構造部材の表面に接触させて前記貴金属イオンから生成される貴金属を前記構造部材の前記表面に付着させ、Ｎｉイオンを前記炉水に注入し、前記Ｎｉイオンを含む前記炉水を前記構造部材の前記貴金属が付着されている前記表面に接触させて前記Ｎｉイオンから生成されるＮｉを前記貴金属が付着されている前記表面に付着させることを特徴とする原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法。
2. 前炉水中の前記Ｎｉイオンの濃度が５ｐｐｂ〜１５ｐｐｂの範囲になるように、前記Ｎｉイオンを前記炉水に注入する請求項１に記載の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法。
3. 前記貴金属をステンレス鋼製の第１の前記構造部材の表面及び炭素鋼製の第２の前記構造部材の表面に付着させ、その後、前記Ｎｉイオンを含む前記炉水を前記第１構造部材及び前記第２構造部材のそれぞれの前記表面に接触させて前記Ｎｉを前記それぞれの表面に付着させる請求項１または２に記載の原子力プラントの構造部材への放射性核種付着抑制方法。

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