JP3048270B2 - 原子炉一次系の化学的除染方法及び装置 - Google Patents

原子炉一次系の化学的除染方法及び装置

Info

Publication number
JP3048270B2
JP3048270B2 JP3309396A JP30939691A JP3048270B2 JP 3048270 B2 JP3048270 B2 JP 3048270B2 JP 3309396 A JP3309396 A JP 3309396A JP 30939691 A JP30939691 A JP 30939691A JP 3048270 B2 JP3048270 B2 JP 3048270B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
residual heat
heat removal
decontamination
primary
reactor
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 - Fee Related
Application number
JP3309396A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH04276596A (ja
Inventor
ジェイムズ・スティーブン・シュロンスキー
マイケル・フランシス・マクガイア
ゲイリー・ジョゼフ・コーポラ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPH04276596A publication Critical patent/JPH04276596A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3048270B2 publication Critical patent/JP3048270B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/001Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
    • G21F9/002Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Food Science & Technology (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Electrochemistry (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Apparatus For Disinfection Or Sterilisation (AREA)
  • Cleaning In General (AREA)
  • Cleaning By Liquid Or Steam (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の背景】
【発明の分野】本発明は、原子炉一次系の除染技術に属
するものである。更に具体的には、本発明は、一次系全
体の化学的除染のため、一次系に除染剤注入・浄化系を
一体化する方法に関するものである。
【0002】
【従来技術の説明】加圧水形原子炉(PWR)系のよう
な原子炉一次系における高いバックグラウンド放射線レ
ベルにより生ずる作業員の過度の被曝という問題や、そ
れに伴い個々の被曝量を最小にするように作業員の交替
に必要な経済コストの問題は多くの原子力発電プラント
において顕著な問題となっている。上記のようなバック
グラウンド放射線レベルは主として、原子力発電プラン
トの或る領域における腐食生成物の生成に起因するもの
である。腐食生成物の生成により、作業員は、定期的保
守や燃料交換のための運転停止中に高い放射線レベルに
曝される。長期的には、作業員の被曝量は増加し続ける
ものと予想される。
【0003】原子力発電プラントの運転に伴い、炉心及
び一次系の諸表面が腐食する。クラッドと称されるこの
ような腐食生成物は、腐食物質が原子炉冷却材系(RC
S)により炉心領域に搬送されることにより活性化即ち
放射化される。それに続いて、放射化されたクラッドの
剥離及び一次系内の他の箇所での再付着で、一次系全体
における配管及び構成要素内に放射線の場が生じ、原子
力発電プラント全体にわたる放射線レベルが増加する。
このような腐食生成物の付着層の放射能は主にコバルト
58及び60によるものである。作業員の放射線被曝量
の80〜90%はこれ等の元素に起因するものと推定さ
れる。
【0004】作業員の被曝を管理すると共に上記のよう
な問題のある状況に対処する1つの方法は、定期的に除
染剤を使用して、腐食生成物の酸化膜の相当部分を除去
することにより蒸気供給系の除染を行うことである。し
かし、従来の技術では、熱交換器(蒸気発生器)の水室
にのみ重点が置かれるのが典型的であり、一次系全体と
しての除染に対しては殆ど資するところがなかった。
【0005】従来、小規模の除染には、EPRI(米国
電力研究所)及びCEGB(英国中央発電庁)による共
同計画の下に英国で開発されたLOMI並びに(アトミ
ック・エネルギー・オブ・カナダ社(Atomic Energy of
Canada, Ltd.)により開発されたCAN−DEREM
と称する2つの異なった化学的除染方法が採用されてき
た。これ等の方法は、複数のステップの操作からなって
おり、種々の除染剤を注入し、循環させ、次いでイオン
交換により除去する。除染剤は、腐食生成物を溶解する
ように組成されてはいるが、ある粒子の発生を伴う。化
学除染に重点を置いた1つの化学的除染方法が、英国特
許出願第GB 2 085 215 A号明細書に開示され
ている。しかし、一次系の除染に該化学除染を適用する
上で採用すべき方法に関しては殆ど開示するところがな
い。
【0006】これ等の化学的除染方法は、典型的に、局
所的にのみ用いられてきたが、本発明者等によれば、大
規模な一次系全体の化学的除染にこのような化学的除染
方法の適用が可能であると考察されるに至った。その結
果、現行の形式の原子炉一次系に上述した化学的除染方
法を効率的に組み込み一体化するサブシステムの設計の
必要性が存在する。このような一体化は、必然的に、化
学的除染で使用されている圧力及び温度の要件、即ち、
従来では、一次系全体の除染が行われていなかったため
に満足する必要がなかった要件を満たす必要がある。
【0007】沸騰水形原子炉(BWR)のプログラムに
おいては、除染に関し或る程度作業が行われているが、
現場で検討されているBWR除染試案は、化学的除染方
法を原子炉冷却材系(RCS)全体に実際に適用する場
合に不可欠的な対象となる温度、圧力及び流量の影響に
関し殆ど考慮することなく、通常でない除染プロセス条
件下で商業ベースのプロセスを用いて輸送容器内の燃料
集合体を除染するに留どまるものであった。
【0008】除染後の10年間における推定集団放射線
量の節約は、除染中燃料を除去しているか否かに依存す
るが、3500〜4500人ーレム台である。従って、
合理的な人ーレム当たりの費用試算では、線量レベルの
減少から得られる節約は13億円(1000万ドル)台
になるであろう。
【0009】一次系全体の除染の可能性の検討の結果、
現在用いられている一次系に化学的除染系を組み込む効
果的且つ経済的な方法に対する必要性が存在することが
分かった。
【0010】
【発明の概要】本発明は、一次系全体の除染を達成する
ために原子炉一次系と関連して使用される化学的除染系
を提供する。この目的で、化学的除染系は、残留熱除去
系を利用して原子炉一次系と一体化される。プロセス流
体は、残留熱除去系熱交換器の内の1つの熱交換器を通
過した後に、化学的除染系に転送される。化学的除染系
を通過する間に、該プロセス流体が除染され且つ/又は
除染剤が該プロセス流体の流れに注入され、そして該化
学的除染系を通過した後に、プロセス流体は、最初の転
送箇所の下流側で残留熱除去系に戻される。
【0011】このようにして、残留熱除去ポンプ及び熱
交換器を、流体流量及び温度制御の双方の面で、化学的
除染方法を助成するのに利用することができる。
【0012】典型的には、化学的除染中、残留熱除去ポ
ンプを助成するために1つ又は複数の原子炉冷却材ポン
プが必要とされるであろう。従って、系内の圧力は、原
子炉冷却材ポンプの運転に要求される最小圧力よりも高
い圧力に維持しなければならない。これは、原子炉一次
系の加圧器内の窒素ガスを使用することにより達成され
る。
【0013】更に、シール漏れ及び設備のドレンから収
集された各種流体流を、化学的除染系に最適な仕方で送
り、しかる後に他のプロセス流体と共に又は除染廃棄物
を取り除いて、一次系に再注入することができる。
【0014】従って、本発明の目的は、実質的に原子炉
一次系全体を経済的且つ化学的に除染するために原子炉
一次系に化学的除染系を組み込む方法を提供することに
ある。この目的及びその他の目的並びにこれ等の利点や
その他の利点は、本発明の以下の詳細な説明から当業者
には明らかになるであろう。
【0015】
【好適な実施例の詳細な説明】クリティカル−パス法に
よると、運転停止時間は、現在、1日当たり100万ド
ルの費用になるので、化学的除染方法は、実施のタイミ
ング及び費用双方の面で非常に重要である。除染から除
染までの時間間隔は、特定の原子力発電プラントや、同
原子力発電プラントの建造の際に使用した材料に依存し
て変化する。古い原子力発電プラントにおいては、後続
の世代の原子力発電プラントで生じている腐食問題の多
くを発生しないような高価な材料が用いられている。
【0016】既述の2つの慣用の化学的除染方法(CA
N−DEREM及びLOMI)及び将来開発されるであ
ろうその他の化学的除染方法を利用可能にするために
は、原子炉冷却材系(RCS)及び該RCSと関連の補
助系統の動作能力を、流量、温度、圧力及び質量の面
で、上記のような化学的除染方法の要件に適応可能にし
なければならない。理想的には、これは、可能な限り少
ないハードウエアで動作上の変更を最小限度にするよう
にして達成すべきである。
【0017】RCS全体の除染を考察する上で別の顕著
な問題は、当該除染方法を、燃料を原子炉内に装荷した
状態で行うか或は燃料を原子炉から取り出した状態で行
うべきかに関する問題である。現在、当該技術分野にお
いては、原子炉容器内に使用済み燃料が存在しない状態
での除染方法を適格化すべく試みられている。燃料が装
荷された状態での除染に関する安全上の問題を解決する
のに必要な付加的な費用及び分析から、現時点では、燃
料存在下での除染は有利な選択ではないとされている。
それにも拘わらず、原子炉容器内に燃料が存在しない状
態で除染を行った後の次の段階としは、燃料が存在する
状態での除染を適正化する可能性を探ることになるであ
ろう。従って、除染計画は、燃料存在下での除染の可能
性を考慮すべきである。
【0018】現在の化学的除染方法を原子力蒸気供給系
と一体化する上で満足しなければならない主たる接続要
件として、少なくとも下記の要件が含まれる。即ち、
(1)当該化学的除染方法を適正に利用するための15
0°F〜240°F(65℃〜115℃)の範囲におけ
る温度制御、(2)除染剤の注入及びそれに続く除染剤
の除去のための多数の個別のステップを設けること、及
び(3)化学的除染処理中、一様な一次系の化学状態、
温度及び最小速度を確保するするために連続した除染剤
の循環を行うことである。
【0019】現在の除染方法では、幾つかのステップの
各々において特定の除染剤の約99%の除去が要求され
る。原子炉冷却材系はその容積が大きいために(10
0,000ガロン即ち380m3台)、原子炉冷却材系内
の流体を“他所に移し替える"ことができない、即ち、
処理した流体全体の交換を行うことができないので、流
入及び流出プロセスが要求される。除染系を中心とする
標準物質収支から、毎分約1000ガロン(3800リ
ットル)前後の戻り流量減少点に到る処理時間対処理速
度関係が確立されている。この大きさの流量で、典型的
には、一次系は、約7時間で許容可能なレベルまで浄化
される。従って、浄化系との接続は、この大きさの流量
を可能にしなければならない。更に、この接続は、流れ
を冷却する手段となり、また、液体を原子炉冷却材系に
戻すための駆動水頭を与えなければならない。現存の化
学体積制御系(CVCS)は、毎分約120ガロン(4
50リットル)の容量しか有していないので、最適な化
学的除染にとっては明らかに不充分である。従って、所
要の流量を供給し冷却を行うための代替手段を利用しな
ければならない。
【0020】上に述べた接続要件に加えて、最適な化学
的除染方法は、好ましくは、次の基準を満たすべきであ
る。即ち、(1)このような除染方法の設備を構築する
のに要する時間及び建造物空間は、通常、格納容器の内
部で利用可能な空間を越えるため、また、固体廃棄物の
除去のための容易なアクセスを可能にするため格納容器
外部の設置、(2)脱塩装置の性能を最適化する(樹脂
層の好適な作動温度は140°F即ち60℃台である)
ために除染剤除去に先立って処理済み流体の冷却を行う
こと、及び(3)総費用を最小にするために現存の設備
及び一次系に対する接続の最大限の利用である。
【0021】本発明による装置及び方法は、必要且つ好
適な各基準を満たし且つ全体的に化学的除染プロセスを
最適化するものである。除染系に対する好適な接続は、
残留熱除去(RHR)系であることを知見した。本発明
により提案される実施形態によれば、下記に述べるよう
に、僅か1つの付加的な格納容器貫通部しか要求され
ず、残留熱除去系熱交換器の使用により適切な冷却容量
を越える供給が可能となり、プロセス流体が除染系へ流
れ、該除染系を通り、原子炉冷却材系へ戻るように同プ
ロセス流体を駆動するのに残留熱除去ポンプを使用する
ことにより適切な圧力を上回る圧力が利用可能になる。
【0022】CAN−DEREMの除染方法は、特定の
化学処理段階に依存し、240°F(116℃)±10°
F(6℃)及び194°F(90℃)±10°F(6℃)の温
度を必要とする。LOMIの除染方法は、194°F
(90℃)±10°F(6℃)の一定温度を必要とする。従
って、一次系と一体化される化学的除染系は、約250
°F(122℃)の温度に耐えることができなければなら
ない。このように、化学的除染方法は、比較的高い温度
を必要とするが、燃料を取り出した状態で除染する場合
には、燃料を取り出すために一次系全体を冷却しなけれ
ばならない。従って、典型的な予備ステップとして、一
次系全体の冷却、燃料の取り出し及び除染にとり適当で
ある温度までの一次系の再加熱が含まれる。これに対
し、燃料を装荷した状態で除染する場合には、一次系を
適当な除染温度に冷却するステップだけしか必要とされ
ない。従って、燃料を装荷した状態で除染した場合に
は、一次系全体の冷却及び燃料取り出しの必要性がなく
なるので、15日分の運転停止時間が避けられ、その分
の時間及び費用節約が実現できる。通常、残留熱除去系
は、原子炉の冷却中或は起動中のみ使用される。その場
合でも、残留熱除去系は、原子炉の温度が約350°F
(175℃)に減少するまで作動することはできない。こ
の時点の前においては、熱は、蒸気の放出により除去さ
れる。
【0023】次に図面を参照し詳細に説明する。図中、
同じ参照数字は同じ部分を表す。図1には、本発明の1
つの好適な実施例における流体回路が略示してある。
尚、図1以外の配列もしくは構成も可能であり、本発明
の方法及び装置は図1の構成に限定されるものではな
い。
【0024】原子炉の原子炉冷却材系(原子炉一次系)
10からの処理流体は一対の残留熱除去ポンプ12によ
り残留熱除去系11に送られる。化学的除染方法は、既
述のように150°F〜240°F(65℃〜115℃)
の範囲内の温度で行われる。しかし、最適に使用される
べくここに提案した除染系は、140°F(60℃)の範
囲の温度で動作すべきである。
【0025】従って、除染前に熱除去が要求される。熱
除去は、定常熱損失で行われ、更に、1つ又は2つ以上
の残留熱除去系熱交換器14及び15内のプロセス流体
の冷却によって行われる。残留熱除去ポンプ12は、典
型的に、毎分3000ガロン(11.4m3)台で動作する
ように設計されているので、除染プロセスにおいて望ま
れる毎分1000ガロン(3.79m3)のプロセス流量を
実現するのに1つの残留熱除去ポンプ12しか必要とさ
れないであろう。第2の残留熱除去ポンプ12は、後備
用として用意しておくことができよう。典型的な構成に
おいては、1つの残留熱除去ポンプ12及び残留熱除去
系熱交換器14はプロセス流体を冷却するのに用いら
れ、他方、第2の残留熱除去ポンプ12及び残留熱除去
系熱交換器15は、原子炉冷却材系10内に適切な熱収
支を維持するのに要求される過剰熱の除去に用いられ
る。この方式は、燃料を設置した状態でも或は燃料を取
り出した状態でも採用可能である。
【0026】実施に当たり、原子炉冷却材系10の構成
要素である1つ又は複数の原子炉冷却材ポンプは、炉心
(設置されている場合)からの崩壊熱と関連して、熱源
となり、原子炉冷却材系10全体における化学的除染の
ための適切な動作温度を設定すると共に、冷却材の循環
を助成する。更に、補助の残留熱除去ポンプ12からの
流量では、全体として原子炉冷却材系10内の均質な化
学的状態及び温度を確保することができないので、少な
くとも1つの原子炉冷却材ポンプの運転が循環のために
要求される。
【0027】約350°F(175℃)での標準的な残留
熱除去開始直後において、残留熱除去ポンプ12及び残
留熱除去系熱交換器15からなる1つの残留熱除去ライ
ンで崩壊熱及び原子炉冷却材ポンプ熱入力についていく
ことが可能ならば、他の残留熱除去ラインを分離し、設
置されている化学的除染系に接続して、この他の残留熱
除去ラインで原子炉冷却材系を350°Fから240°
F(175℃から116℃)に冷却することができる。
従って、図面を参照するに、弁16及び20は、残留熱
除去系熱交換器15におけるプロセス流体流の冷却を行
うために開状態に留どめられ、他方、弁18及び22
は、化学的除染系の設置に当たり残留熱除去系熱交換器
14及びその付属配管を隔離するために閉弁されること
になる。このように、冷却用に単一の残留熱除去ライン
を使用することにより、通常、原子炉の運転停止後約2
5時間以内に240°F(116℃)の温度に達するであ
ろう。或は、2つの残留熱除去ラインが利用可能な場合
には、運転停止後約6時間以内で目標温度が達せられる
であろう。
【0028】化学的除染系(化学的除染装置)34を残留
熱除去系11に接続するために、タップ管路(残留熱除
去系を除去手段に接続する接続手段)28を残留熱除去
系熱交換器14の直ぐ下流側に接続する。必要なとき
に、弁24及び26を動作させて、残留熱除去系11か
らの流れを化学的除染系34に導くことができる。
【0029】好適な実施例においては、原子炉30の格
納容器構造の貫通部を可能な限り減らすために、高圧安
全注入ポンプ管路32に至るプロセス管路を用いて、流
れを化学的除染系34に供給する。接続配管40と関連
して設けられている弁36及び38を用いて、プロセス
流体を、高圧安全注入ポンプ管路32から化学的除染系
34に転送する。プロセス流体は、化学的除染系34を
通流する間に、汚染溶存金属及び汚染懸濁物質が脱塩装
置及び濾過器(除去手段)を用いて除去され、化学的除染
系34を通過した後、注入手段35を用い必要に応じ除
染剤が注入される。プロセス流体は、戻し管路(注入手
段を残留熱除去系に接続する接続手段)42により、残
留熱除去系11に戻され、しかる後コールドレッグ注入
部44に戻される。
【0030】残留熱除去系11を使用する別法として、
格納容器構造30の外部にある残留熱除去ポンプ12の
吐出側から配管を出して、流れを直接化学的除染系34
及び注入手段35に導き、処理済み流体を、高圧安全注
入ポンプ管路32を介し一次系に戻することができる。
この方法によれば、格納容器の貫通が避けられるが、化
学的除染樹脂層の使用を最適にするのに充分な程にプロ
セス流体温度を減少するためには、相当な冷却水供給源
と共に別の熱交換器が要求されるであろう。この方法を
選択した場合の費用は、本明細書で述べている好適な実
施例の費用よりも相当に大きくなるであろう。
【0031】化学的除染系34及び注入手段35と原子
炉冷却材系10との一次接続に加えて、別の汚染流体源
を化学的除染系34に接続することができる。原子炉の
運転中、ポンプシールからの漏れが定常的な現象として
起こるが、この漏れは、除染中は由々しい問題となる。
と言うのは、漏れ流体が薬剤や放射化したクラッドを含
むからである。従って、原子炉冷却材ポンプのNo.2
シールからの漏れ、弁からの漏れ及び種々の設備のドレ
ンは全て、一般に、管路48を介し原子炉冷却材ドレン
タンク46に導かれる。原子炉冷却材ドレンタンク46
の内容物はしかる後、通常、1つ又は2つ以上の原子炉
冷却材ドレンタンクポンプ52によりホウ素再循環系の
ホールドアップタンク50に送られる。しかし、本発明
の除染装置と関連し、流れは、弁54及び56により転
送され、格納容器サンプタンク60内に捕集されている
原子炉冷却材ポンプのNo.3シールからの漏れ58の
流れと合流し、しかる後、管路64に設けられているポ
ンプ62により圧送されるのが好ましい。合流した流れ
は、廃棄物処理系のホールドアップタンク66に導くこ
とができるが、弁68及び70により化学的除染系34
に転送するのが有利である。化学的除染系34において
は、合流した流れは、浄化して戻し管路42を介し一次
系に戻すこともできるし、或は他の除染廃棄物と共に除
去することができ、作業員の放射線被曝の危険性が最小
限度に抑止される。
【0032】本発明の好適な実施例において要求される
ように、1つ又は2つ以上の原子炉冷却材ポンプの運転
には、原子炉冷却材ポンプのNo.1シールの適切な動
作を確実にするために、約400psig(29Kg/cm2)の最
小限度圧力が原子炉冷却材系10に要求される。通常の
原子力発電プラント運転中は、原子炉冷却材系の圧力
は、加圧器内の蒸気バブル(気泡)を使用して制御され
る。しかし、除染中の気泡の使用は困難である。その理
由は、400psig(29Kg/cm2)における447°F(2
30℃)という酸素飽和温度が高過ぎて、150°F〜
240°F(65℃〜116℃)の範囲の温度を必要と
する現行の除染方法で使用できないからである。このよ
うな高温においては、スプレーラインを介しての除染剤
の循環及び加圧器内への注入が禁止されるばかりでなな
く、幾つかの原子炉冷却材系構造材料の腐食速度が加速
される結果となる。
【0033】或る場合には、原子力発電プラント冷却の
後期の段階及び原子力発電プラント加熱の初期の段階中
に、加圧器を“満水(water solid)”にして圧力を制御
することができる。しかし、満水の圧力制御は、一次系
の小さい摂動でも相当大きな圧力過渡状態が生ずるた
め、完全除染に要求されるような長期間(複数日)にわた
る圧力制御には望ましい方法ではない。
【0034】蒸気或は満水の圧力制御に伴う上記のよう
な問題に鑑み、化学的除染中に原子炉冷却材系10を加
圧するための代替手段が要求される。本発明の好適な実
施例においては、原子炉冷却材系10の一部分を構成す
る加圧器内の窒素ガスバブルが、系の圧力を除染に要求
される低下温度において必要圧力或はそれを越える圧力
に維持するのに用いられる。空気バブルは、CAN−D
EREM及びLOMIの除染方法の双方にとり溶存酸素
要件が極めて厳しいので、用いられない。窒素が有利な
のは、不活性であること、一般的に入手が容易であるこ
と、低費用であること、格納容器雰囲気への放出が必要
となった場合でもインパクトが小さいことという理由か
らである。加えるに、所要の窒素量は、加圧器と、安全
注入系の蓄圧タンク窒素供給ラインとの間を一時的に交
差接続することにより現場で利用可能であるからであ
る。
【0035】窒素バブルを利用するために、650°F
(175℃)からの原子炉冷却材系の冷却中、窒素を原子
炉冷却材系系10の加圧器内の気相に入れる。スプレー
流で蒸気は凝縮し、圧力は徐々に降下する。この圧力降
下は窒素により補償される。或は、高圧蓄圧タンク充填
ラインを加圧器に接続することが可能である。
【0036】窒素による圧力制御は、加圧器を通る完全
循環を可能とするので、スプレーライン、加圧器及びサ
ージラインは除染され且つ原子炉冷却材系ループと熱平
衡状態に維持することができる。窒素バブルは、加圧器
の実質的な除染を阻害することはない。と言うのは、放
射化したクラッドの殆どは、加圧器の容器底部に溜まる
からである。しかし、最大スプレー流量を維持するのが
好ましい。従って、窒素バブルを使用することにより、
化学的除染に要求される低い温度での高圧力が容易に達
成される。
【0037】化学的除染中の原子炉冷却材系運転に要求
される比較的高い圧力の付加的な結果として、二次系へ
の蒸気発生器管漏洩の潜在的可能性が存在する。このよ
うな漏洩は望ましくない。と言うのは、クラッドや他の
除染剤を含有するプロセス流体が二次系に流れるためで
ある。このような漏洩は、蒸気発生器の胴側を、一次系
圧力より高い圧力に加圧することにより有利にも阻止す
ることが可能であり、それにより、一次側から二次側へ
の漏洩は阻止される。このような高い二次側圧力を容易
に達成する1つの方法は、除染中、二次側を満水状態に
維持することである。二次側の圧力は、サンプリングラ
イン或はブロー管に接続された小形の容積式ポンプで維
持することができる。
【0038】当該技術分野で通常の知識を有する者には
知られているように、化学的除染中、一次系内に適切な
質量インベントリーを維持するために何らかの手当てを
行わなければならない。従って、一次系の質量インベン
トリーを維持し且つ原子炉冷却材ポンプに対しシールの
注入冷却を行うために、除染中、原子炉一次系の化学体
積制御系の通常のレットダウン(let down)及び充填ラ
インを使用状態に存続するのが有利である。化学体積制
御系のホールドアップタンクの蓄積量を含め典型的なレ
ットダウン系の能力は、現行のいずれの除染方法に関連
した除染剤添加を補償するのに余り有る。このことは、
燃料交換用貯水タンクから或は一次側補給水貯蔵タンク
から清浄なシール水注入が要求される場合にも当て嵌ま
る。
【0039】以上から明らかなように、現存の設備の使
用を最適化し、格納容器の貫通部を最小にし且つ除染に
要する時間を最適化する化学的除染系を原子炉一次系内
に組み込むための方法及び装置を開示した。この方法及
び装置においては、大規模な系全体の除染のための総合
的計画条件を最小にするように時機を得た仕方で化学的
除染を行うために独特な配列で公知の技術が利用されて
いる。
【0040】以上、本発明について説明したが、本発明
は、ここに単なる例示として示した実施例に限定される
ものではない。本発明は、特許請求の範囲のみにより限
定され、全ての均等物を含むものとして解釈されるべき
である。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の一実施例による化学的除染系の全体的
構成を示す簡略図である。
【符号の説明】
10 原子炉冷却材系(原子炉一次系) 11 残留熱除去系 12 残留熱除去ポンプ 14 残留熱除去系熱交換器 15 残留熱除去系熱交換器 28 タップ管路(残留熱除去系を除去手段に接続す
る接続手段) 30 原子炉 34 化学的除染系(化学的除染装置) 35 除染剤の注入手段 42 戻し管路(注入手段を残留熱除去系に接続する
接続手段)
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 マイケル・フランシス・マクガイア アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、モ ンロービル、メドウギャップ・ドライブ 147 (72)発明者 ゲイリー・ジョゼフ・コーポラ アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、モ ンロービル、ヒドゥン・ヴァレー・ロー ド 107 (56)参考文献 特開 昭62−215894(JP,A) 特開 昭58−82193(JP,A) 特開 昭57−127880(JP,A) 特開 昭56−150395(JP,A) 実開 昭62−96595(JP,U) Miller P E,”Full primary system che mical decontaminat ion qualification programme.”,Water Chem Nucl React Sy st 6 Vol.1(1992) Miller P E,”Press urized Warer React or Full Primary Sy stem Chemical Deco ntamination”,Trans Am Nucl Soc,Vol. 63,p.391−392(1991) Hamilton S K et a l,”Chemical decont amination at Carol ina Power and Ligh t Company’s Brunsw ick Nuclear Projec t.”,Trans Am Nucl Soc,Vol.61,p.323−324 (1990) Bradbury D,”LOMI decontamination re duces nuclear radi ation exposure.”Po wer Eng,Vol.93,No. 3,p.38−39(1989) Denault R P et a l,”Full system dec ontamination feasi bility studies.”Pr oc 1988 JAIF Int Con f Water Chem Nucl Power Plants Vol.2 p.413−418(1988) Duce S W et al,”E ffectiveness and s afety aspects of s elected decontamin ation methods for LWRs.”,US DOE Rep (1986) (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) G21C 15/18 G21C 19/30 G21D 1/00 G21F 9/28 JICSTファイル(JOIS)

Claims (4)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 上流側及び下流側を有する残留熱除去系
    熱交換器を少なくとも1つ備えた残留熱除去系を有する
    原子炉一次系の化学的除染方法であって、 前記残留熱除去系熱交換器の下流側の箇所で前記残留熱
    除去系に流入するプロセス流体の流れに注入手段を用い
    て除染剤を注入し、 1つ又は複数の残留熱除去ポンプと関連して1つ又は複
    数の原子炉冷却材ポンプを用い前記注入された除染剤を
    前記原子炉一次系全体に循環させ、 前記循環される除染剤及び前記プロセス流体が、前記残
    留熱除去用熱交換器を通過した後、且つ前記循環される
    除染剤及び前記プロセス流体が、注入された除染剤を含
    むプロセス流体が前記残留熱除去系に流入する箇所に達
    する前に、同循環される除染剤及び同プロセス流体を、
    懸濁物質及び溶存物質を除去するための除去手段に指向
    させ、 前記懸濁物質及び前記溶存物質を除去するための前記除
    去手段内で、前記プロセス流体から懸濁物質或は溶存物
    質を除去することにより同プロセス流体を除染し、 前記除染されたプロセス流体を前記注入手段に送る、 諸ステップを含む原子炉一次系の化学的除染方法。
  2. 【請求項2】 入口及び出口を有する化学的除染系を、
    上流側及び下流側を有する1つ又は複数の残留熱除去系
    熱交換器を備えた残留熱除去系を有する原子炉一次系内
    に一体化する方法であって、前記化学的除染系の前記入
    口を1つの残留熱除去系熱交換器の下流側の箇所で前記
    残留熱除去系に接続し、前記化学的除染系の前記出口を
    該化学的除染系の前記入口に対する接続の下流側の箇所
    で前記残留熱除去系に接続し、残留熱除去ポンプを使用
    して、前記残留熱除去系熱交換器を介し前記化学的除染
    系に一次系流体を圧送する、諸ステップを含む化学的除
    染系の一体化方法。
  3. 【請求項3】 残留熱除去系を有する原子炉一次系で使
    用するための化学的除染装置であって、前記原子炉一次
    系に除染剤を注入するための注入手段と、該注入手段の
    上流側に配設されて前記原子炉一次系から溶存物質及び
    懸濁物質並びに除染剤を除去するための除去手段と、上
    流側の端及び下流側の端を有する1つ又は複数の残留熱
    除去系熱交換器を備える前記残留熱除去系を経て一次系
    流体を圧送するための1つ又は複数の残留熱除去ポンプ
    と、前記残留熱除去系熱交換器の内の1つの熱交換器の
    下流側に配設されて、前記残留熱除去系を、前記原子炉
    一次系から溶存物質及び懸濁物質並びに除染剤を除去す
    るための前記除去手段に接続する接続手段と、前記溶存
    物質及び前記懸濁物質並びに前記除染剤を除去するため
    の前記除去手段に前記残留熱除去系を接続する前記接続
    手段の下流側の箇所で、前記除染剤の前記注入手段を前
    記残留熱除去系に接続する接続手段と、を含む原子炉一
    次系の化学的除染装置。
  4. 【請求項4】 残留熱除去系及び化学的除染系を備える
    一次系を有している原子炉であって、前記一次系に除染
    剤を注入するための注入手段と、該注入手段の上流側に
    配設されて前記一次系から溶存物質及び懸濁物質並びに
    除染剤を除去するための除去手段と、上流側の端及び下
    流側の端を有する1つ又は複数の残留熱除去系熱交換器
    を備える前記残留熱除去系を経て一次系流体を圧送する
    ための1つ又は複数の残留熱除去ポンプと、前記残留熱
    除去系熱交換器の内の1つの熱交換器の下流側に配設さ
    れて、前記残留熱除去系を、前記一次系から前記溶存物
    質及び前記懸濁物質並びに前記除染剤を除去するための
    前記除去手段に接続する接続手段と、前記溶存物質及び
    前記懸濁物質並びに前記除染剤を除去するための前記除
    去手段に前記残留熱除去系を接続する前記接続手段の下
    流側の箇所で、前記除染剤の前記注入手段を前記残留熱
    除去系に接続する接続手段と、を含む原子炉。
JP3309396A 1990-11-26 1991-11-25 原子炉一次系の化学的除染方法及び装置 Expired - Fee Related JP3048270B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/621,120 US5089216A (en) 1990-11-26 1990-11-26 System for chemical decontamination of nuclear reactor primary systems
US621120 1990-11-26

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH04276596A JPH04276596A (ja) 1992-10-01
JP3048270B2 true JP3048270B2 (ja) 2000-06-05

Family

ID=24488815

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP3309396A Expired - Fee Related JP3048270B2 (ja) 1990-11-26 1991-11-25 原子炉一次系の化学的除染方法及び装置

Country Status (2)

Country Link
US (1) US5089216A (ja)
JP (1) JP3048270B2 (ja)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5325410A (en) * 1992-11-30 1994-06-28 Westinghouse Electric Corporation Clean-up system for the chemical decontamination of a nuclear reactor primary system
US5491732A (en) * 1992-12-11 1996-02-13 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor primary system chemical decontamination clean-up system component arrangement
US5491731A (en) * 1994-07-05 1996-02-13 Westinghouse Electric Corporation Method and system for maintaining pressure in a nuclear power plant primary loop during startup or shutdown
US5465279A (en) * 1994-09-09 1995-11-07 Westinghouse Electric Corporation Reactor coolant pump seal test decontamination housing
US5742654A (en) * 1996-02-12 1998-04-21 Westinghouse Electric Corporation Method and apparatus for enhancing removal of corrosion products from a nuclear reactor piping system
US6466636B1 (en) * 2000-07-26 2002-10-15 Westinghouse Electric Company Llc Decontamination method
WO2004022938A2 (en) * 2002-09-06 2004-03-18 Westinghouse Electric Company Llc Pressurized water reactor shutdown method
US6944254B2 (en) * 2002-09-06 2005-09-13 Westinghouse Electric Co., Llc Pressurized water reactor shutdown method
US8054933B2 (en) * 2007-12-17 2011-11-08 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Chemical injection system and chemical delivery process/method of injecting into an operating power reactor
KR100942194B1 (ko) * 2007-12-18 2010-02-11 한전케이피에스 주식회사 원자로 냉각재 계통의 배수장치 및 배수방법
US8437446B2 (en) * 2008-11-17 2013-05-07 Nuscale Power, Llc Steam generator flow by-pass system
JP6270880B2 (ja) * 2016-01-27 2018-01-31 株式会社東芝 化学除染実施方法
JP6773463B2 (ja) * 2016-06-20 2020-10-21 株式会社東芝 加圧水型原子力発電プラントの化学除染方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE635705A (ja) * 1962-08-11
US3438431A (en) * 1967-08-25 1969-04-15 Siegfried Dreyer Heat exchanger system
US3910817A (en) * 1972-10-17 1975-10-07 Westinghouse Electric Corp Method and apparatus for removing radioactive gases from a nuclear reactor
US3976541A (en) * 1974-03-18 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Secondary coolant purification system with demineralizer bypass
JPS5293900A (en) * 1976-02-02 1977-08-06 Hitachi Ltd Purififying method and device for nuclear reactor
JPS53122097A (en) * 1977-03-31 1978-10-25 Toshiba Corp Atomic power plant
GB2085215A (en) * 1980-08-11 1982-04-21 Central Electr Generat Board An application technique for the decontamination of nuclear reactors
US4647425A (en) * 1984-01-30 1987-03-03 Westinghouse Electric Corp. Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system

Non-Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Bradbury D,"LOMI decontamination reduces nuclear radiation exposure."Power Eng,Vol.93,No.3,p.38−39(1989)
Denault R P et al,"Full system decontamination feasibility studies."Proc 1988 JAIF Int Conf Water Chem Nucl Power Plants Vol.2 p.413−418(1988)
Duce S W et al,"Effectiveness and safety aspects of selected decontamination methods for LWRs.",US DOE Rep(1986)
Hamilton S K et al,"Chemical decontamination at Carolina Power and Light Company’s Brunswick Nuclear Project.",Trans Am Nucl Soc,Vol.61,p.323−324(1990)
Miller P E,"Full primary system chemical decontamination qualification programme.",Water Chem Nucl React Syst 6 Vol.1(1992)
Miller P E,"Pressurized Warer Reactor Full Primary System Chemical Decontamination",Trans Am Nucl Soc,Vol.63,p.391−392(1991)

Also Published As

Publication number Publication date
JPH04276596A (ja) 1992-10-01
US5089216A (en) 1992-02-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3048270B2 (ja) 原子炉一次系の化学的除染方法及び装置
JP6270880B2 (ja) 化学除染実施方法
KR910008360B1 (ko) 원자로 냉각재 시스템의 진공 탈개스 방법
US6944254B2 (en) Pressurized water reactor shutdown method
Belles Key reactor system components in integral pressurized water reactors (iPWRs)
US5132076A (en) In-containment chemical decontamination system for nuclear rector primary systems
JPS6323519B2 (ja)
US5377244A (en) Apparatus and method for chemically decontaminating a PWR reactor coolant system
JP7132162B2 (ja) 炭素鋼配管の腐食抑制方法
JP6088173B2 (ja) 原子力プラントの構成部材への放射性核種付着抑制方法
JPH04109197A (ja) 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置
US6506955B1 (en) Decontamination method
JP7475171B2 (ja) 化学除染方法および化学除染装置
JP2895267B2 (ja) 原子炉水浄化系
JPS5934999B2 (ja) 原子炉の除染方法
Roger et al. Transformation of sodium from the RAPSODIE Fast Breeder Reactor into sodium hydroxide
Baranaev et al. Emergency heat removal in the integral water cooled ABV-6 reactor for the Volnolom floating nuclear power plant
JP2020051886A (ja) 原子力発電所の水処理方法及び水処理準備方法
Esayan et al. Method and apparatus for cooling the primary circuit of a pressurized water nuclear
Adam Liquid metal coolant disposal from UKAEA reactors at Dounreay
Takashima et al. Chemical decontamination experiences on Shika Unit-1
Steinkuhler et al. Experience in chemical decontamination of PWR systems and components
Chung et al. Innovative CVCS Design for SMRs
Rajan et al. Sodium removal & decontamination process and decommissioning considerations for the PFBR components
Ciriello et al. General Overview of CVCS Design for the TSN Project

Legal Events

Date Code Title Description
LAPS Cancellation because of no payment of annual fees