JP3149738B2 - 沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法 - Google Patents
沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法Info
- Publication number
- JP3149738B2 JP3149738B2 JP19003695A JP19003695A JP3149738B2 JP 3149738 B2 JP3149738 B2 JP 3149738B2 JP 19003695 A JP19003695 A JP 19003695A JP 19003695 A JP19003695 A JP 19003695A JP 3149738 B2 JP3149738 B2 JP 3149738B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- reactor
- power plant
- nuclear power
- operating
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電プラントの運
転方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに用
いるのに好適な運転方法に関する。
転方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに用
いるのに好適な運転方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、沸騰水型原子力プラントの配
管，ポンプ，熱交換器等の構成材料からは、金属イオン
成分や不溶解性成分（クラッド）等の腐食生成物が僅か
ずつ溶出する。復水浄化装置の上流側のタービン系で発
生した腐食生成物の大部分は復水浄化装置で除去される
が、復水浄化装置の下流側の給水系で発生した腐食生成
物は、除去されずに給水と共に原子炉内に持ち込まれ
る。原子炉内に持ち込まれた腐食生成物の大部分は、燃
料表面で生じる沸騰現象に伴い濃縮され、燃料表面に付
着する。燃料表面に付着した腐食生成物は、燃料の燃焼
に伴って発生する中性子の照射を受け、放射性核種を生
成する。例えば、ＮｉやＣｏなどの腐食生成物は、中性
子照射を受けてＣｏ−５８やＣｏ−６０などの長い半減
期を有する放射性物質となる。燃料表面に付着して放射
性物質となった腐食生成物の一部は、再び炉水中に溶出
あるいは脱離して、炉水を循環させる再循環系あるいは
炉水中の不純物を浄化する浄化系の機器や配管の内面に
付着・蓄積してその放射線量率を高める。
管，ポンプ，熱交換器等の構成材料からは、金属イオン
成分や不溶解性成分（クラッド）等の腐食生成物が僅か
ずつ溶出する。復水浄化装置の上流側のタービン系で発
生した腐食生成物の大部分は復水浄化装置で除去される
が、復水浄化装置の下流側の給水系で発生した腐食生成
物は、除去されずに給水と共に原子炉内に持ち込まれ
る。原子炉内に持ち込まれた腐食生成物の大部分は、燃
料表面で生じる沸騰現象に伴い濃縮され、燃料表面に付
着する。燃料表面に付着した腐食生成物は、燃料の燃焼
に伴って発生する中性子の照射を受け、放射性核種を生
成する。例えば、ＮｉやＣｏなどの腐食生成物は、中性
子照射を受けてＣｏ−５８やＣｏ−６０などの長い半減
期を有する放射性物質となる。燃料表面に付着して放射
性物質となった腐食生成物の一部は、再び炉水中に溶出
あるいは脱離して、炉水を循環させる再循環系あるいは
炉水中の不純物を浄化する浄化系の機器や配管の内面に
付着・蓄積してその放射線量率を高める。
【０００３】Ｎｉ，Ｃｏの腐食生成物がＮｉＦｅ2Ｏ4や
ＣｏＦｅ2Ｏ4という複合酸化物として燃料表面に付着し
ていると、それが再び炉水中へ溶出または脱離する速度
は著しく遅くなり、燃料表面に付着したまま長時間留ま
り、結果として前記の機器，配管への再付着が抑制され
る。炉水中のＮｉ，Ｃｏが上記した安定な複合酸化物を
形成するように、給水中のＦｅ／Ｎｉ重量比を２以上
（実際には約３）にするために、給水中の鉄濃度を制御
する技術が既に適用されている。しかし、炉水中のＦｅ
濃度をこのように制御して運転しても炉水中のＣｏ−６
０等の放射性物質の濃度が変動する現象が新たに生じ
た。
ＣｏＦｅ2Ｏ4という複合酸化物として燃料表面に付着し
ていると、それが再び炉水中へ溶出または脱離する速度
は著しく遅くなり、燃料表面に付着したまま長時間留ま
り、結果として前記の機器，配管への再付着が抑制され
る。炉水中のＮｉ，Ｃｏが上記した安定な複合酸化物を
形成するように、給水中のＦｅ／Ｎｉ重量比を２以上
（実際には約３）にするために、給水中の鉄濃度を制御
する技術が既に適用されている。しかし、炉水中のＦｅ
濃度をこのように制御して運転しても炉水中のＣｏ−６
０等の放射性物質の濃度が変動する現象が新たに生じ
た。
【０００４】この原因究明の結果、炉水中の放射能濃度
が安定しない現象は、給水加熱器の伝熱管に使用してい
るステンレス鋼配管からのＣｒの溶出量が増加し、燃料
に付着したクラッドの再溶出を加速させたことに起因し
ていると考えられている。これに対する対策として、特
開平5−288893 号公報に、炉水の放射能濃度の安定化の
ために、従来のＮｉ及びＣｏ量に対するＦｅ量の制御の
みではなく、燃料への付着物中のＣｒ量も制御する技術
が記載されている。同公報では、給水中の酸化剤濃度を
適切に管理する方法，Ｃｒの発生源の材料をＣｒの少な
い材料に変える方法，炉水中にアルカリイオンを共存さ
せる方法，炉水の浄化設備を効率良く運用する方法等に
より、燃料に付着したクラッド中のＣｒ濃度を低下さ
せ、放射能の溶解度を低くしている。
が安定しない現象は、給水加熱器の伝熱管に使用してい
るステンレス鋼配管からのＣｒの溶出量が増加し、燃料
に付着したクラッドの再溶出を加速させたことに起因し
ていると考えられている。これに対する対策として、特
開平5−288893 号公報に、炉水の放射能濃度の安定化の
ために、従来のＮｉ及びＣｏ量に対するＦｅ量の制御の
みではなく、燃料への付着物中のＣｒ量も制御する技術
が記載されている。同公報では、給水中の酸化剤濃度を
適切に管理する方法，Ｃｒの発生源の材料をＣｒの少な
い材料に変える方法，炉水中にアルカリイオンを共存さ
せる方法，炉水の浄化設備を効率良く運用する方法等に
より、燃料に付着したクラッド中のＣｒ濃度を低下さ
せ、放射能の溶解度を低くしている。
【０００５】また、特公平6−8914 号公報には、炉水の
ｐＨを弱アルカリに制御する技術が記載されている。こ
れは主に配管への放射能の取込みを抑制する観点の技術
であり、取込速度の速い原子炉の起動時のみに適用され
るものである。
ｐＨを弱アルカリに制御する技術が記載されている。こ
れは主に配管への放射能の取込みを抑制する観点の技術
であり、取込速度の速い原子炉の起動時のみに適用され
るものである。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、特開平
5−288893 号公報に記載の従来技術では、アルカリ金属
の注入時期については特に考慮されていない。また、特
公平6−8914 号公報に記載の従来技術は起動時のみの適
用であり、各運転サイクルに装荷される新燃料へのＣｒ
付着を抑制できない。
5−288893 号公報に記載の従来技術では、アルカリ金属
の注入時期については特に考慮されていない。また、特
公平6−8914 号公報に記載の従来技術は起動時のみの適
用であり、各運転サイクルに装荷される新燃料へのＣｒ
付着を抑制できない。
【０００７】本発明の目的は、全運転サイクルに亘って
燃料表面へのＣｒ付着量を効果的に低減し、炉水中の放
射能濃度を低下できる沸騰水型原子力発電プラントの運
転方法を提供することにある。
燃料表面へのＣｒ付着量を効果的に低減し、炉水中の放
射能濃度を低下できる沸騰水型原子力発電プラントの運
転方法を提供することにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
の第１の手段は、起動試験及び各運転サイクルの初期
（以下、各運転サイクル等の初期と呼ぶ）の１０００乃
至2000EFPHの期間に、原子炉浄化系の浄化処理容量を相
対的に高い容量で運転し、その後、前記浄化処理容量を
下げて運転する。ここで、EFPHとはプラントの１００％
熱出力運転に換算した運転時間を表わす。
の第１の手段は、起動試験及び各運転サイクルの初期
（以下、各運転サイクル等の初期と呼ぶ）の１０００乃
至2000EFPHの期間に、原子炉浄化系の浄化処理容量を相
対的に高い容量で運転し、その後、前記浄化処理容量を
下げて運転する。ここで、EFPHとはプラントの１００％
熱出力運転に換算した運転時間を表わす。
【０００９】また、第２の手段は、浄化処理容量を下げ
た後の前記浄化処理容量は原子炉の通常運転時の容量で
あることである。
た後の前記浄化処理容量は原子炉の通常運転時の容量で
あることである。
【００１０】第３の手段は、起動試験及び各運転サイク
ルの初期の１０００乃至2000EFPHの期間に、炉水中に酸
素を注入して運転することである。
ルの初期の１０００乃至2000EFPHの期間に、炉水中に酸
素を注入して運転することである。
【００１１】第４の手段は、上記第１乃至第３の手段の
何れかに加えて、前記起動試験及び各運転サイクルの初
期の１０００乃至2000EFPHの期間に、少なくとも給水系
か復水系の何れかから、給水のｐＨを酸性側に変化させ
る物質を注入して運転することである。
何れかに加えて、前記起動試験及び各運転サイクルの初
期の１０００乃至2000EFPHの期間に、少なくとも給水系
か復水系の何れかから、給水のｐＨを酸性側に変化させ
る物質を注入して運転することである。
【００１２】第５の手段は、上記第４の手段に加えて、
前記給水のｐＨを酸性側に変化させる物質として、酸性
物質又は水素を用いることである。
前記給水のｐＨを酸性側に変化させる物質として、酸性
物質又は水素を用いることである。
【００１３】第６の手段は、上記第５の手段に加えて、
前記給水中の溶存酸素濃度の２〜３倍のモル濃度の水素
を注入することである。
前記給水中の溶存酸素濃度の２〜３倍のモル濃度の水素
を注入することである。
【００１４】
【作用】燃料表面に付着したＣｒは炉水中に溶出して燃
料表面の炉水を局所的に酸性化させ、燃料表面に付着し
ている放射性物質を溶出し易くする原因となる。燃料表
面へのＣｒの付着は、後述するように、燃料表面に酸化
皮膜が形成される各運転サイクル等の初期において、そ
の酸化皮膜中にＣｒが取り込まれることで生じる。酸化
皮膜中のモノクリニック（単斜晶）な結晶構造の割合が
高いほどＺｒの耐食性は高いと言われており、発明者ら
の分析によれば、モノクリニックな結晶構造の割合が全
酸化皮膜の９０％に達するまでの時間が約2000EFPHであ
ることが判明した。また、モノクリニックな結晶構造の
成長に伴い、酸化皮膜の成長速度が低下することも判明
した。また、モノクリニックな結晶構造の成長が約1000
EFPHから始まることも判明した。従って、燃料被覆管の
表面に酸化皮膜が形成される期間、特に、酸化皮膜の成
長速度の速い期間に燃料被覆管の表面にＣｒを付着させ
ないことが効果的であることが判った。 第１の手段は、
起動試験及び各運転サイクルの初期の１０００乃至2000
EFPHまでの期間、原子炉浄化系の浄化処理容量を相対的
に高い容量で運転し、その後、前記浄化処理容量を下げ
て運転する。これにより、酸化皮膜の成長速度の速い期
間に、炉水中に存在するＣｒ量を低減することができ
る。その結果、燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣ
ｒ量を低減することができる。従って、炉水中の放射能
濃度をより効果的に低下させることができる。
料表面の炉水を局所的に酸性化させ、燃料表面に付着し
ている放射性物質を溶出し易くする原因となる。燃料表
面へのＣｒの付着は、後述するように、燃料表面に酸化
皮膜が形成される各運転サイクル等の初期において、そ
の酸化皮膜中にＣｒが取り込まれることで生じる。酸化
皮膜中のモノクリニック（単斜晶）な結晶構造の割合が
高いほどＺｒの耐食性は高いと言われており、発明者ら
の分析によれば、モノクリニックな結晶構造の割合が全
酸化皮膜の９０％に達するまでの時間が約2000EFPHであ
ることが判明した。また、モノクリニックな結晶構造の
成長に伴い、酸化皮膜の成長速度が低下することも判明
した。また、モノクリニックな結晶構造の成長が約1000
EFPHから始まることも判明した。従って、燃料被覆管の
表面に酸化皮膜が形成される期間、特に、酸化皮膜の成
長速度の速い期間に燃料被覆管の表面にＣｒを付着させ
ないことが効果的であることが判った。 第１の手段は、
起動試験及び各運転サイクルの初期の１０００乃至2000
EFPHまでの期間、原子炉浄化系の浄化処理容量を相対的
に高い容量で運転し、その後、前記浄化処理容量を下げ
て運転する。これにより、酸化皮膜の成長速度の速い期
間に、炉水中に存在するＣｒ量を低減することができ
る。その結果、燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣ
ｒ量を低減することができる。従って、炉水中の放射能
濃度をより効果的に低下させることができる。
【００１５】また、燃料表面に酸化皮膜が形成される各
運転サイクル等の初期に炉水中のＣｒが、Ｃｒ酸化物イ
オンとして存在し易い条件で運転することにより、全運
転サイクルに亘って燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれ
て付着するＣｒ量を効果的に低減することができる。こ
れにより、燃料表面に付着したＣｒが溶出することによ
る局所的な炉水の酸性化を低減し、放射性物質の溶出を
抑制できる。よって、炉水中の放射能濃度を低下させ、
ひいては定期検査時の作業員の被曝線量を低減すること
ができる。
運転サイクル等の初期に炉水中のＣｒが、Ｃｒ酸化物イ
オンとして存在し易い条件で運転することにより、全運
転サイクルに亘って燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれ
て付着するＣｒ量を効果的に低減することができる。こ
れにより、燃料表面に付着したＣｒが溶出することによ
る局所的な炉水の酸性化を低減し、放射性物質の溶出を
抑制できる。よって、炉水中の放射能濃度を低下させ、
ひいては定期検査時の作業員の被曝線量を低減すること
ができる。
【００１６】また、各運転サイクル等の初期に、炉水中
にアルカリ金属又はアルカリ土類金属を注入して運転す
ることにより、ＣｒはＣｒ酸化物として燃料表面に付着
するよりもＣｒ酸化物イオンとして炉水中に存在し易く
なる。従って、第１の手段と同様な効果を達成できる。
にアルカリ金属又はアルカリ土類金属を注入して運転す
ることにより、ＣｒはＣｒ酸化物として燃料表面に付着
するよりもＣｒ酸化物イオンとして炉水中に存在し易く
なる。従って、第１の手段と同様な効果を達成できる。
【００１７】また、炉水中にアルカリ金属又はアルカリ
土類金属の代わりに酸素を注入しても、ＣｒはＣｒ酸化
物として燃料表面に付着するよりもＣｒ酸化物イオンと
して炉水中に存在し易くなり、第１の手段と同様な効果
を達成できる。
土類金属の代わりに酸素を注入しても、ＣｒはＣｒ酸化
物として燃料表面に付着するよりもＣｒ酸化物イオンと
して炉水中に存在し易くなり、第１の手段と同様な効果
を達成できる。
【００１８】尚、これらの手段による炉水の制御は、必
ずしも各運転サイクル等の初期の１０００EFPH乃至2000
EFPHの全期間に亘って行う必要はなく、燃料表面に付着
するＣｒの付着速度が特に高いごく初期において実施す
れば、上記した効果は十分に達成することができる。
ずしも各運転サイクル等の初期の１０００EFPH乃至2000
EFPHの全期間に亘って行う必要はなく、燃料表面に付着
するＣｒの付着速度が特に高いごく初期において実施す
れば、上記した効果は十分に達成することができる。
【００１９】また、各運転サイクル等の初期に、給水中
のＣｒが、Ｃｒ酸化物として給水系の構成材料表面に付
着し易い条件で運転することにより、放射化されていな
いＣｒ酸化物を給水系の構成材料表面に安定して付着さ
せ、一次系冷却水中への溶出を抑制することができる。
従って、炉内に持ち込まれるＣｒ量そのものを低減でき
るので、炉水中の放射能濃度を更に効果的に低下するこ
とができる。
のＣｒが、Ｃｒ酸化物として給水系の構成材料表面に付
着し易い条件で運転することにより、放射化されていな
いＣｒ酸化物を給水系の構成材料表面に安定して付着さ
せ、一次系冷却水中への溶出を抑制することができる。
従って、炉内に持ち込まれるＣｒ量そのものを低減でき
るので、炉水中の放射能濃度を更に効果的に低下するこ
とができる。
【００２０】また、各運転サイクル等の初期に、少なく
とも給水系か復水系の何れかから、給水のｐＨを酸性側
に変化させる物質を注入して運転することにより、放射
化されていないＣｒ酸化物を給水系又は復水系の構成材
料表面に安定して付着させ、一次系冷却水中への溶出を
抑制することができる。従って、炉内に持ち込まれるＣ
ｒ量そのものを低減できるので、炉水中の放射能濃度を
更に効果的に低下することができる。
とも給水系か復水系の何れかから、給水のｐＨを酸性側
に変化させる物質を注入して運転することにより、放射
化されていないＣｒ酸化物を給水系又は復水系の構成材
料表面に安定して付着させ、一次系冷却水中への溶出を
抑制することができる。従って、炉内に持ち込まれるＣ
ｒ量そのものを低減できるので、炉水中の放射能濃度を
更に効果的に低下することができる。
【００２１】また、一次系冷却水と接する一次系構成材
料のうち、少なくとも一部に低Ｃｒ溶出材を用いること
により、一次系構成材料から一次系冷却水中へのＣｒの
溶出量が絶対的に減少するので、炉内に持ち込まれるＣ
ｒ量そのものを低減し、燃料に付着するＣｒ量を低減す
ることができる。従って、炉水中の放射能濃度を更に効
果的に低下することができる。
料のうち、少なくとも一部に低Ｃｒ溶出材を用いること
により、一次系構成材料から一次系冷却水中へのＣｒの
溶出量が絶対的に減少するので、炉内に持ち込まれるＣ
ｒ量そのものを低減し、燃料に付着するＣｒ量を低減す
ることができる。従って、炉水中の放射能濃度を更に効
果的に低下することができる。
【００２２】
【実施例】以下、図面を用いて本発明の実施例を説明す
る。図１は、本発明を適用した沸騰水型原子力発電プラ
ントの系統図である。本プラントの主ラインは、原子燃
料を燃焼させて蒸気を発生する原子炉１、原子炉１で発
生した蒸気を主蒸気配管２を介して導入し発電に利用す
る高圧タービン３及び低圧タービン４，蒸気を再凝縮し
て復水を生成する復水器５，復水を給水系に導く復水
系，復水を加熱・昇圧して給水として原子炉１に戻す給
水系などから構成される。
る。図１は、本発明を適用した沸騰水型原子力発電プラ
ントの系統図である。本プラントの主ラインは、原子燃
料を燃焼させて蒸気を発生する原子炉１、原子炉１で発
生した蒸気を主蒸気配管２を介して導入し発電に利用す
る高圧タービン３及び低圧タービン４，蒸気を再凝縮し
て復水を生成する復水器５，復水を給水系に導く復水
系，復水を加熱・昇圧して給水として原子炉１に戻す給
水系などから構成される。
【００２３】復水系は、復水器５からの復水を昇圧する
復水ポンプ７，復水の濾過及び脱塩を行う復水濾過装置
８及び復水脱塩器９，復水脱塩器９の下流側に復水配管
６を介して接続され復水を昇圧して給水系に供給する復
水ポンプ１０などから構成され、給水系は、復水系から
供給される復水を昇温し給水として給水配管１１を介し
て原子炉１に戻す給水加熱器１３，給水を昇圧する給水
ポンプ１２から構成される。
復水ポンプ７，復水の濾過及び脱塩を行う復水濾過装置
８及び復水脱塩器９，復水脱塩器９の下流側に復水配管
６を介して接続され復水を昇圧して給水系に供給する復
水ポンプ１０などから構成され、給水系は、復水系から
供給される復水を昇温し給水として給水配管１１を介し
て原子炉１に戻す給水加熱器１３，給水を昇圧する給水
ポンプ１２から構成される。
【００２４】一方、原子炉１の炉水は再循環ポンプ１４
及び再循環系配管１５で構成される２系列の再循環系を
循環する。また、再循環系配管１５から分岐した炉水の
一部は、浄化系熱交換器１９，浄化系ポンプ１６及び濾
過脱塩装置１８で構成される浄化系を通って浄化され、
浄化系配管１７を介して給水系配管１１に合流し原子炉
１に戻る。濾過脱塩装置１８として粉末イオン交換樹脂
を使用する場合、炉水を６０℃以下に冷却する必要があ
るので、浄化系熱交換器１９で炉水を冷却している。給
水から原子炉１に流入した不純物は原子炉１内で沸騰濃
縮されるが、その一部が浄化系の濾過脱塩装置１８で除
去されることにより、炉水が清浄に保たれる。
及び再循環系配管１５で構成される２系列の再循環系を
循環する。また、再循環系配管１５から分岐した炉水の
一部は、浄化系熱交換器１９，浄化系ポンプ１６及び濾
過脱塩装置１８で構成される浄化系を通って浄化され、
浄化系配管１７を介して給水系配管１１に合流し原子炉
１に戻る。濾過脱塩装置１８として粉末イオン交換樹脂
を使用する場合、炉水を６０℃以下に冷却する必要があ
るので、浄化系熱交換器１９で炉水を冷却している。給
水から原子炉１に流入した不純物は原子炉１内で沸騰濃
縮されるが、その一部が浄化系の濾過脱塩装置１８で除
去されることにより、炉水が清浄に保たれる。
【００２５】炉水及び給水の水質監視は、給水系配管１
１及び浄化系配管１７から分岐したサンプリング配管２
０及び２１で各系統水をサンプリングして行っている。
また、鉄注入装置２５から復水配管６に鉄を注入するこ
とにより、燃料被覆管２４の表面に付着したクラッドを
安定化させるために、給水のＦｅ／Ｎｉ比を約３に調整
している。更に、給水系の２つの給水加熱器１３の間を
接続する給水配管１１には炭素鋼が用いられており、こ
の配管の腐食を防止するために、酸素注入装置２３から
復水配管６に酸素ガスを連続して注入している。この酸
素注入量は、給水系における溶存酸素濃度が２０〜２０
０ppb の比較的広い範囲となるように調整され、プラン
トによって調整範囲は適切に決定される。
１及び浄化系配管１７から分岐したサンプリング配管２
０及び２１で各系統水をサンプリングして行っている。
また、鉄注入装置２５から復水配管６に鉄を注入するこ
とにより、燃料被覆管２４の表面に付着したクラッドを
安定化させるために、給水のＦｅ／Ｎｉ比を約３に調整
している。更に、給水系の２つの給水加熱器１３の間を
接続する給水配管１１には炭素鋼が用いられており、こ
の配管の腐食を防止するために、酸素注入装置２３から
復水配管６に酸素ガスを連続して注入している。この酸
素注入量は、給水系における溶存酸素濃度が２０〜２０
０ppb の比較的広い範囲となるように調整され、プラン
トによって調整範囲は適切に決定される。
【００２６】しかし、炭素鋼の防食の観点から注入され
ている酸素は、給水加熱器１３などのＳＵＳ材にとって
Ｃｒの溶出を促進させる原因となる。こうして炉水中に
溶出したＣｒは、炉水環境下においてＣｒＯ4 2- のアニ
オン不純物の形態をとる。
ている酸素は、給水加熱器１３などのＳＵＳ材にとって
Ｃｒの溶出を促進させる原因となる。こうして炉水中に
溶出したＣｒは、炉水環境下においてＣｒＯ4 2- のアニ
オン不純物の形態をとる。
【００２７】ＣｒＯ4 2- イオン濃度が増加すると炉水中
の水素イオンが遊離し、炉水が酸性化する。この現象は
炉水が沸騰し、炉水中に溶解している不純物が凝縮する
燃料被覆管２４の表面で特に強く、局所的に強い炉水の
酸性化が起こる。このような炉水の酸性化は燃料被覆管
２４の表面付着物の溶解を加速するので、付着物中に含
まれる放射性物質の溶解も増加させる要因となる。特に
表面に酸化皮膜を持たない燃料被覆管２４を装荷した原
子炉では、燃料被覆管２４の表面に酸化皮膜が形成され
る過程で酸化被膜中に炉水中のＣｒが取り込まれ、燃料
被覆管２４の表面で局部的なｐＨ低下を引き起こしてい
る可能性がある。
の水素イオンが遊離し、炉水が酸性化する。この現象は
炉水が沸騰し、炉水中に溶解している不純物が凝縮する
燃料被覆管２４の表面で特に強く、局所的に強い炉水の
酸性化が起こる。このような炉水の酸性化は燃料被覆管
２４の表面付着物の溶解を加速するので、付着物中に含
まれる放射性物質の溶解も増加させる要因となる。特に
表面に酸化皮膜を持たない燃料被覆管２４を装荷した原
子炉では、燃料被覆管２４の表面に酸化皮膜が形成され
る過程で酸化被膜中に炉水中のＣｒが取り込まれ、燃料
被覆管２４の表面で局部的なｐＨ低下を引き起こしてい
る可能性がある。
【００２８】従って、燃料被覆管２４の表面からの放射
性核種の溶出量を低く抑えるためには、燃料被覆管２４
の表面に酸化皮膜が形成される期間に、酸化被膜中に炉
水から取り込まれるＣｒの量をできる限り低く抑える必
要がある。以下、この実現方法を説明する。
性核種の溶出量を低く抑えるためには、燃料被覆管２４
の表面に酸化皮膜が形成される期間に、酸化被膜中に炉
水から取り込まれるＣｒの量をできる限り低く抑える必
要がある。以下、この実現方法を説明する。
【００２９】図２は、プラントの運転時間と燃料被覆管
の酸化皮膜厚さ及び燃料被覆管へのＣｒの付着速度の関
係を示す。図２から、運転開始後、約2000EFPHで酸化皮
膜厚さがほぼ飽和傾向を示すことが判る。一般に、酸化
皮膜中のモノクリニック（単斜晶）な結晶構造の割合が
高いほどＺｒの耐食性は高いと言われており、発明者ら
の分析によれば、モノクリニックな結晶構造の割合が全
酸化皮膜の９０％に達するまでの時間が約2000EFPHであ
ることが判明した。また、モノクリニックな結晶構造の
成長に伴い、酸化皮膜の成長速度が低下することも判明
した。従って、燃料被覆管の表面に酸化皮膜が形成され
る期間、特に、酸化皮膜の成長速度の速い期間に燃料被
覆管の表面にＣｒを付着させないことが効果的であるこ
とが判った。
の酸化皮膜厚さ及び燃料被覆管へのＣｒの付着速度の関
係を示す。図２から、運転開始後、約2000EFPHで酸化皮
膜厚さがほぼ飽和傾向を示すことが判る。一般に、酸化
皮膜中のモノクリニック（単斜晶）な結晶構造の割合が
高いほどＺｒの耐食性は高いと言われており、発明者ら
の分析によれば、モノクリニックな結晶構造の割合が全
酸化皮膜の９０％に達するまでの時間が約2000EFPHであ
ることが判明した。また、モノクリニックな結晶構造の
成長に伴い、酸化皮膜の成長速度が低下することも判明
した。従って、燃料被覆管の表面に酸化皮膜が形成され
る期間、特に、酸化皮膜の成長速度の速い期間に燃料被
覆管の表面にＣｒを付着させないことが効果的であるこ
とが判った。
【００３０】図３にＣｒの腐食電位−ｐＨ線図を示す。
図３の腐食電位は標準水素電極を参照電極として測定し
た腐食電位（ＳＨＥ）に対する相対値を、ｐＨは２８５
℃における値をそれぞれ示す。同図は、通常の一次系冷
却水の水質環境において、Ｃｒの一部はＣｒ酸化物イオ
ンとして存在するが、一部はＣｒ酸化物として析出する
ことを示している。また、水質環境をアルカリ側へ移行
させれば、即ち、一次系冷却水のｐＨを高くすれば、ほ
とんどのＣｒがＣｒ酸化物イオンとして冷却水中に存在
することを示している。
図３の腐食電位は標準水素電極を参照電極として測定し
た腐食電位（ＳＨＥ）に対する相対値を、ｐＨは２８５
℃における値をそれぞれ示す。同図は、通常の一次系冷
却水の水質環境において、Ｃｒの一部はＣｒ酸化物イオ
ンとして存在するが、一部はＣｒ酸化物として析出する
ことを示している。また、水質環境をアルカリ側へ移行
させれば、即ち、一次系冷却水のｐＨを高くすれば、ほ
とんどのＣｒがＣｒ酸化物イオンとして冷却水中に存在
することを示している。
【００３１】発明者らはこの現象に着目し、炉水のみを
弱アルカリ環境に制御することにより、燃料被覆管へ付
着するＣｒ量を低減することが可能であると考えた。具
体的な炉水のｐＨ制御方法としては、図１に示す浄化系
の濾過脱塩装置１８のフィルタ樹脂にアルカリ性物質
（例えば、Ｎａ）を予め付加しておき、このアルカリ性
物質を冷却水中の水素イオンとの分配平衡を利用して炉
内へ供給する方法を用いている。この場合、プラントの
起動試験及び各運転サイクルの初期（各運転サイクル等
の初期）の2000EFPH経過後に、アルカリ性物質を含まな
いフィルタ樹脂と交換することにより、燃料被覆管表面
の酸化皮膜中に取り込まれて付着するＣｒ量を効果的に
低減することができる。従って、燃料被覆管表面に付着
したＣｒが溶出することによる局所的な炉水の酸性化を
低減し、放射性物質の溶出を抑制できるので、炉水中の
放射能濃度を低下させることができる。
弱アルカリ環境に制御することにより、燃料被覆管へ付
着するＣｒ量を低減することが可能であると考えた。具
体的な炉水のｐＨ制御方法としては、図１に示す浄化系
の濾過脱塩装置１８のフィルタ樹脂にアルカリ性物質
（例えば、Ｎａ）を予め付加しておき、このアルカリ性
物質を冷却水中の水素イオンとの分配平衡を利用して炉
内へ供給する方法を用いている。この場合、プラントの
起動試験及び各運転サイクルの初期（各運転サイクル等
の初期）の2000EFPH経過後に、アルカリ性物質を含まな
いフィルタ樹脂と交換することにより、燃料被覆管表面
の酸化皮膜中に取り込まれて付着するＣｒ量を効果的に
低減することができる。従って、燃料被覆管表面に付着
したＣｒが溶出することによる局所的な炉水の酸性化を
低減し、放射性物質の溶出を抑制できるので、炉水中の
放射能濃度を低下させることができる。
【００３２】尚、上記したアルカリ性物質の炉内へ供給
は、各運転サイクル等の初期の2000EFPHの全期間に亘っ
て行っているが、必ずしも全期間に亘って行う必要はな
く、少なくとも燃料表面に付着するＣｒの付着速度が特
に高いごく初期（例えば、図２から1000EFPH）において
実施すれば、上記した効果を十分に達成することができ
る。また、アルカリ性物質の炉内へ供給期間を2000EFPH
までとすることにより、燃料被覆管表面の酸化皮膜厚さ
が飽和した後に、必要以上に酸化皮膜を成長させること
によるデメリットを防ぐことができる。
は、各運転サイクル等の初期の2000EFPHの全期間に亘っ
て行っているが、必ずしも全期間に亘って行う必要はな
く、少なくとも燃料表面に付着するＣｒの付着速度が特
に高いごく初期（例えば、図２から1000EFPH）において
実施すれば、上記した効果を十分に達成することができ
る。また、アルカリ性物質の炉内へ供給期間を2000EFPH
までとすることにより、燃料被覆管表面の酸化皮膜厚さ
が飽和した後に、必要以上に酸化皮膜を成長させること
によるデメリットを防ぐことができる。
【００３３】炉水のｐＨ制御方法としては、上記方法以
外にも、浄化系又は制御棒駆動水系に、直接アルカリ物
質（アルカリ金属，アルカリ土類金属など）を注入する
方法を用いても良い。これらの方法により、炉水のｐＨ
を２８５℃において６前後、即ち、室温２５℃において
約７.５〜８.５の範囲となるように制御すれば良い。
尚、その他の炉水のｐＨ制御方法としては特公平6−891
4 号公報に記載の方法を用いることができる。
外にも、浄化系又は制御棒駆動水系に、直接アルカリ物
質（アルカリ金属，アルカリ土類金属など）を注入する
方法を用いても良い。これらの方法により、炉水のｐＨ
を２８５℃において６前後、即ち、室温２５℃において
約７.５〜８.５の範囲となるように制御すれば良い。
尚、その他の炉水のｐＨ制御方法としては特公平6−891
4 号公報に記載の方法を用いることができる。
【００３４】このようなアルカリ制御をＢＷＲ発電プラ
ントの運転方法に適用した第１の実施例を図４Ａ〜図４
Ｅに示す。本実施例では、起動試験及び各運転サイクル
の初期（各運転サイクル等の初期）の2000EFPHの期間
に、室温２５℃におけるｐＨとして７.５〜８.５を目標
にして、炉水中へのアルカリイオン種の注入を実施する
（図４Ａ参照、以下、この期間をｐＨ制御期間と呼
ぶ）。図４Ｂにその時の炉水中Ｃｒの不安定度を示す。
図３で説明したように、炉水のｐＨがアルカリ側へ移行
することにより、Ｃｒの存在形態はＣｒ2Ｏ3(Ｃｒ酸化
物)からＣｒＯ2 -（Ｃｒ酸イオン）へと変化し、溶液で
ある炉水中に溶出し易くなる。この溶出し易さの結果と
して、図４Ｃに示すように、ｐＨ制御期間中は炉水中の
Ｃｒ濃度が上昇する。図４Ｄは、各運転サイクルに装荷
される新燃料表面の酸化皮膜厚さの経時変化を示す。前
述したように、酸化皮膜の成長は各運転サイクル初期の
2000EFPHの期間で圧倒的に速いので、上記したような炉
水中のＣｒの不安定化をこの期間に実施することによ
り、図４Ｅに示すように全運転サイクルに亘って酸化皮
膜中に取り込まれるＣｒ量を低減することが可能とな
る。ここで、図４Ｅには本第１実施例と、ｐＨ制御期間
中も図４Ａの通常レベルを維持した比較例とを記載して
いる。図４Ｅから、本実施例により、燃料表面に付着し
たＣｒが溶出することによる局所的な炉水の酸性化を低
減し、放射性物質の溶出を抑制できることが判る。従っ
て、炉水中の放射能濃度を低下させ、ひいては定期検査
時の作業員の被曝線量を低減することが可能となる。
ントの運転方法に適用した第１の実施例を図４Ａ〜図４
Ｅに示す。本実施例では、起動試験及び各運転サイクル
の初期（各運転サイクル等の初期）の2000EFPHの期間
に、室温２５℃におけるｐＨとして７.５〜８.５を目標
にして、炉水中へのアルカリイオン種の注入を実施する
（図４Ａ参照、以下、この期間をｐＨ制御期間と呼
ぶ）。図４Ｂにその時の炉水中Ｃｒの不安定度を示す。
図３で説明したように、炉水のｐＨがアルカリ側へ移行
することにより、Ｃｒの存在形態はＣｒ2Ｏ3(Ｃｒ酸化
物)からＣｒＯ2 -（Ｃｒ酸イオン）へと変化し、溶液で
ある炉水中に溶出し易くなる。この溶出し易さの結果と
して、図４Ｃに示すように、ｐＨ制御期間中は炉水中の
Ｃｒ濃度が上昇する。図４Ｄは、各運転サイクルに装荷
される新燃料表面の酸化皮膜厚さの経時変化を示す。前
述したように、酸化皮膜の成長は各運転サイクル初期の
2000EFPHの期間で圧倒的に速いので、上記したような炉
水中のＣｒの不安定化をこの期間に実施することによ
り、図４Ｅに示すように全運転サイクルに亘って酸化皮
膜中に取り込まれるＣｒ量を低減することが可能とな
る。ここで、図４Ｅには本第１実施例と、ｐＨ制御期間
中も図４Ａの通常レベルを維持した比較例とを記載して
いる。図４Ｅから、本実施例により、燃料表面に付着し
たＣｒが溶出することによる局所的な炉水の酸性化を低
減し、放射性物質の溶出を抑制できることが判る。従っ
て、炉水中の放射能濃度を低下させ、ひいては定期検査
時の作業員の被曝線量を低減することが可能となる。
【００３５】尚、上記実施例では炉水中にアルカリイオ
ン種を注入する例を説明したが、アルカリイオン種の代
わりに、浄化系や制御棒駆動水系などから酸素を注入す
ることによっても同様な効果を得ることができる。即
ち、上記ｐＨ制御期間に炉水中に酸素を注入することに
より図３の縦軸に示す腐食電位は＋側へ移行するので、
Ｃｒ2Ｏ3はＣｒＯ4 2- へと形態変化し、溶液である炉水
中に溶出し易くなる。従って、酸化皮膜中に取り込まれ
るＣｒ量を低減し、炉水中の放射能濃度を低下させるこ
とができる。
ン種を注入する例を説明したが、アルカリイオン種の代
わりに、浄化系や制御棒駆動水系などから酸素を注入す
ることによっても同様な効果を得ることができる。即
ち、上記ｐＨ制御期間に炉水中に酸素を注入することに
より図３の縦軸に示す腐食電位は＋側へ移行するので、
Ｃｒ2Ｏ3はＣｒＯ4 2- へと形態変化し、溶液である炉水
中に溶出し易くなる。従って、酸化皮膜中に取り込まれ
るＣｒ量を低減し、炉水中の放射能濃度を低下させるこ
とができる。
【００３６】次に、アルカリ制御をＢＷＲ発電プラント
の運転方法に適用した第２の実施例を図５Ａ〜図５Ｃに
示す。本実施例では、第１実施例の運転方法に加えて、
図５Ａに示すように、前記したｐＨ制御期間中に浄化
（ＣＵＷ）系の浄化処理容量を通常運転時の２％よりも
高い３％〜７％で運転する。これにより、図５Ｂに示す
ように、炉水中に存在するＣｒ量を第１実施例よりも更
に低減することができる。その結果、図５Ｃに示すよう
に、燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣｒ量を第１
実施例よりも更に低減することができる。従って、炉水
中の放射能濃度をより効果的に低下させることができ
る。浄化系の運転方法については、例えば特公平4−232
37号公報に記載の方法を適用すれば良い。
の運転方法に適用した第２の実施例を図５Ａ〜図５Ｃに
示す。本実施例では、第１実施例の運転方法に加えて、
図５Ａに示すように、前記したｐＨ制御期間中に浄化
（ＣＵＷ）系の浄化処理容量を通常運転時の２％よりも
高い３％〜７％で運転する。これにより、図５Ｂに示す
ように、炉水中に存在するＣｒ量を第１実施例よりも更
に低減することができる。その結果、図５Ｃに示すよう
に、燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣｒ量を第１
実施例よりも更に低減することができる。従って、炉水
中の放射能濃度をより効果的に低下させることができ
る。浄化系の運転方法については、例えば特公平4−232
37号公報に記載の方法を適用すれば良い。
【００３７】次に、燃料被覆管に取り込まれるＣｒ量を
更に低減する他の実施例を説明する。図３に示したよう
に、通常の一次系冷却水の水質環境において、Ｃｒの一
部はＣｒ酸化物イオンとして存在し、一部はＣｒ酸化物
として析出する。しかし、前述したように、復水・給水
系では炭素鋼の防食の観点から酸素注入を実施している
ので、これにより図６に示すように腐食電位は高電位側
へ移行し、Ｃｒ酸化物イオンとして溶出し易くなってい
る。発明者らは図６の腐食電位−ｐＨ線図から、腐食電
位が高くてもｐＨを弱酸性側へ移行することにより再び
Ｃｒの安定領域内にできることを見出し、復水・給水系
でのＣｒの溶出を低減する方法を考えた。
更に低減する他の実施例を説明する。図３に示したよう
に、通常の一次系冷却水の水質環境において、Ｃｒの一
部はＣｒ酸化物イオンとして存在し、一部はＣｒ酸化物
として析出する。しかし、前述したように、復水・給水
系では炭素鋼の防食の観点から酸素注入を実施している
ので、これにより図６に示すように腐食電位は高電位側
へ移行し、Ｃｒ酸化物イオンとして溶出し易くなってい
る。発明者らは図６の腐食電位−ｐＨ線図から、腐食電
位が高くてもｐＨを弱酸性側へ移行することにより再び
Ｃｒの安定領域内にできることを見出し、復水・給水系
でのＣｒの溶出を低減する方法を考えた。
【００３８】ｐＨを弱酸性側へ移行する具体的な手段と
しては、例えば炭酸ガス等の酸性物質を給水系又は復水
系へ注入する方法が考えられる。図７Ａ〜図７Ｄを用い
て、炭酸ガスの注入をＢＷＲ発電プラントに適用した第
３の実施例を説明する。本実施例では、第１実施例の運
転方法に加えて、前記したｐＨ制御期間中に炭酸ガスを
給水系又は復水系へ注入する。図７Ａは本実施例におけ
る給水中の炭酸ガス濃度を示す。
しては、例えば炭酸ガス等の酸性物質を給水系又は復水
系へ注入する方法が考えられる。図７Ａ〜図７Ｄを用い
て、炭酸ガスの注入をＢＷＲ発電プラントに適用した第
３の実施例を説明する。本実施例では、第１実施例の運
転方法に加えて、前記したｐＨ制御期間中に炭酸ガスを
給水系又は復水系へ注入する。図７Ａは本実施例におけ
る給水中の炭酸ガス濃度を示す。
【００３９】図６で説明したように、ｐＨが弱酸性側へ
移行することによりＣｒはＣrＯ4 2-からＣｒ2Ｏ3へと形
態変化するので、給水系の配管などから給水中に溶出し
にくくなり、図７Ｂのように給水中のＣｒ濃度が減少す
る。従って、図７Ｃに示すように炉水中のＣｒ濃度は第
１実施例よりも更に低下するので、図７Ｅに示すように
新たに装荷した燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣ
ｒ量を、第１実施例よりも更に低減することができる。
従って、炉水中の放射能濃度をより効果的に低下させる
ことができる。
移行することによりＣｒはＣrＯ4 2-からＣｒ2Ｏ3へと形
態変化するので、給水系の配管などから給水中に溶出し
にくくなり、図７Ｂのように給水中のＣｒ濃度が減少す
る。従って、図７Ｃに示すように炉水中のＣｒ濃度は第
１実施例よりも更に低下するので、図７Ｅに示すように
新たに装荷した燃料表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣ
ｒ量を、第１実施例よりも更に低減することができる。
従って、炉水中の放射能濃度をより効果的に低下させる
ことができる。
【００４０】尚、本第３実施例では、炭酸ガスの注入期
間として起動試験及び各運転サイクルの初期（2000EFP
H）の期間に限定した例について説明したが、この炭酸
ガスの注入期間を全運転期間に広げることにより、給水
から炉水中に持ち込まれるＣｒ量を更に減少させ、燃料
表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣｒ量を更に低減する
ことが可能となる。
間として起動試験及び各運転サイクルの初期（2000EFP
H）の期間に限定した例について説明したが、この炭酸
ガスの注入期間を全運転期間に広げることにより、給水
から炉水中に持ち込まれるＣｒ量を更に減少させ、燃料
表面の酸化皮膜中に取り込まれるＣｒ量を更に低減する
ことが可能となる。
【００４１】第３実施例のように、ＣｒをＣｒＯ4 2- か
らＣｒ2Ｏ3へと形態変化させるための手段としては、図
６に示したように、腐食電位を低下させても良い。この
ための第１の方法としては、図１において復水系から注
入する酸素の量を必要最小限とすることが挙げられる。
発明者らの実機データの分析によれば、給水中のＣｒ濃
度が増加しているプラントは、給水中の溶存酸素濃度が
４０ppb 以上の範囲で運用されていることが判明した。
また、発明者らの実験によれば、図８に示すように、冷
却水中の溶存酸素濃度が１０ppb 以上あれば、炭素鋼の
腐食を大幅に低減できることが判った。これらのことか
ら、給水中の溶存酸素濃度が１０〜３０ppb 、望ましく
は１０〜２０ppb の範囲となるように、酸素の注入量を
制御することにより、給水系・復水系の構造材からのＣ
ｒの溶出を低減することが可能である。
らＣｒ2Ｏ3へと形態変化させるための手段としては、図
６に示したように、腐食電位を低下させても良い。この
ための第１の方法としては、図１において復水系から注
入する酸素の量を必要最小限とすることが挙げられる。
発明者らの実機データの分析によれば、給水中のＣｒ濃
度が増加しているプラントは、給水中の溶存酸素濃度が
４０ppb 以上の範囲で運用されていることが判明した。
また、発明者らの実験によれば、図８に示すように、冷
却水中の溶存酸素濃度が１０ppb 以上あれば、炭素鋼の
腐食を大幅に低減できることが判った。これらのことか
ら、給水中の溶存酸素濃度が１０〜３０ppb 、望ましく
は１０〜２０ppb の範囲となるように、酸素の注入量を
制御することにより、給水系・復水系の構造材からのＣ
ｒの溶出を低減することが可能である。
【００４２】また、腐食電位を下げるための第２の方法
としては、給水系、望ましくは給水加熱器よりも上流側
で水素を注入して、ＣｒをＣｒ酸化物として構造材表面
に安定化させることにより、給水系の構造材表面からの
Ｃｒの溶出を抑制することが可能である。水素の注入方
法については、特公昭63−19838 号公報に記載されてい
る方法を適用すれば良く、ここでは説明を省略する。
としては、給水系、望ましくは給水加熱器よりも上流側
で水素を注入して、ＣｒをＣｒ酸化物として構造材表面
に安定化させることにより、給水系の構造材表面からの
Ｃｒの溶出を抑制することが可能である。水素の注入方
法については、特公昭63−19838 号公報に記載されてい
る方法を適用すれば良く、ここでは説明を省略する。
【００４３】復水・給水系でのＣｒの溶出を低減するそ
の他の方法としては、復水・給水系の構成材料のうち少
なくとも給水加熱器チューブにＣｒの溶出低減対策を施
した材料を使用することが有効である。具体的なＣｒの
溶出低減対策は、第１に、冷却材と接触する構造材の内
表面を電解研磨や機械研磨などにより可能な限り平滑に
することである。これにより、冷却材との接触面積が減
少し、Ｃｒの溶出を低減させることができる。また、第
２に、メッキ，ライニング，蒸着等を用いて、冷却材と
接触する構造材の内表面に、Ｐｄ等の貴金属をコーティ
ングすることにより、Ｃｒの溶出をほとんど抑制するこ
とができる。また、第３に、アルカリ環境下又は高溶存
酸素環境下の高温水中或いは高温蒸気中で表面からＣｒ
を溶出させた材料を用いることにより、Ｃｒの溶出を低
減させることができる。
の他の方法としては、復水・給水系の構成材料のうち少
なくとも給水加熱器チューブにＣｒの溶出低減対策を施
した材料を使用することが有効である。具体的なＣｒの
溶出低減対策は、第１に、冷却材と接触する構造材の内
表面を電解研磨や機械研磨などにより可能な限り平滑に
することである。これにより、冷却材との接触面積が減
少し、Ｃｒの溶出を低減させることができる。また、第
２に、メッキ，ライニング，蒸着等を用いて、冷却材と
接触する構造材の内表面に、Ｐｄ等の貴金属をコーティ
ングすることにより、Ｃｒの溶出をほとんど抑制するこ
とができる。また、第３に、アルカリ環境下又は高溶存
酸素環境下の高温水中或いは高温蒸気中で表面からＣｒ
を溶出させた材料を用いることにより、Ｃｒの溶出を低
減させることができる。
【００４４】このような低Ｃｒ溶出材を用いることによ
り、一次系構成材料から一次系冷却水中へのＣｒの溶出
量が絶対的に減少するので、炉内に持ち込まれるＣｒ量
そのものを低減することができる。従って、燃料に付着
するＣｒ量を低減し、炉水中の放射能濃度を低下させる
ことができる。
り、一次系構成材料から一次系冷却水中へのＣｒの溶出
量が絶対的に減少するので、炉内に持ち込まれるＣｒ量
そのものを低減することができる。従って、燃料に付着
するＣｒ量を低減し、炉水中の放射能濃度を低下させる
ことができる。
【００４５】
【発明の効果】本発明によれば、全運転サイクルに亘っ
て、燃料表面へのＣｒ付着量を効果的に低減し、炉水中
の放射能濃度を低下することができる。これに伴い、定
期検査時の作業員の被曝線量を低減することができる。
て、燃料表面へのＣｒ付着量を効果的に低減し、炉水中
の放射能濃度を低下することができる。これに伴い、定
期検査時の作業員の被曝線量を低減することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明を沸騰水型原子力発電プラントに適用し
た第１の実施例を示す系統図。
た第１の実施例を示す系統図。
【図２】プラントの運転時間と燃料被覆管の酸化皮膜厚
さ及び燃料被覆管へのＣｒの付着速度の関係を示す図。
さ及び燃料被覆管へのＣｒの付着速度の関係を示す図。
【図３】Ｃｒの腐食電位−ｐＨ線図。
【図４】本発明による運転方法の第１の実施例を示す図
で、Ａは炉水中のアルカリイオン種濃度の時間変化を、
Ｂは炉水中のＣｒの存在形態の時間変化を、Ｃは炉水中
のＣｒ濃度の時間変化を、Ｄは各サイクルの新装荷燃料
表面の酸化皮膜厚さの時間変化を、Ｅは各サイクルの新
装荷燃料の酸化皮膜中のＣｒ量の時間変化を、それぞれ
示す。
で、Ａは炉水中のアルカリイオン種濃度の時間変化を、
Ｂは炉水中のＣｒの存在形態の時間変化を、Ｃは炉水中
のＣｒ濃度の時間変化を、Ｄは各サイクルの新装荷燃料
表面の酸化皮膜厚さの時間変化を、Ｅは各サイクルの新
装荷燃料の酸化皮膜中のＣｒ量の時間変化を、それぞれ
示す。
【図５】本発明による運転方法の第２の実施例を示す図
で、ＡはＣＵＷ容量の時間変化を、Ｂは炉水中のＣｒ濃
度の時間変化を、Ｃは各サイクルの新装荷燃料の酸化皮
膜中のＣｒ量の時間変化を、それぞれ示す。
で、ＡはＣＵＷ容量の時間変化を、Ｂは炉水中のＣｒ濃
度の時間変化を、Ｃは各サイクルの新装荷燃料の酸化皮
膜中のＣｒ量の時間変化を、それぞれ示す。
【図６】Ｃｒの腐食電位−ｐＨ線図。
【図７】本発明による運転方法の第３の実施例を示す図
で、Ａは給水中の炭酸ガス濃度の時間変化を、Ｂは給水
中のＣｒ濃度の時間変化を、Ｃは炉水中のＣｒ濃度の時
間変化を、Ｄは各サイクルの新装荷燃料の酸化皮膜中の
Ｃｒ量の時間変化をそれぞれ示す。
で、Ａは給水中の炭酸ガス濃度の時間変化を、Ｂは給水
中のＣｒ濃度の時間変化を、Ｃは炉水中のＣｒ濃度の時
間変化を、Ｄは各サイクルの新装荷燃料の酸化皮膜中の
Ｃｒ量の時間変化をそれぞれ示す。
【図８】炭素鋼の腐食速度と溶存酸素濃度の関係を示す
図。
図。
１…原子炉、８…復水濾過装置、９…復水脱塩器、１３
…給水加熱器、１８…濾過脱塩装置、２３…酸素注入装
置、２４…燃料被覆管、２５…鉄注入装置。
…給水加熱器、１８…濾過脱塩装置、２３…酸素注入装
置、２４…燃料被覆管、２５…鉄注入装置。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 伊藤 賢一 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 大中 紀之 茨城県日立市大みか町七丁目１番１号 株式会社 日立製作所 日立研究所内 (72)発明者 植竹 直人 茨城県日立市大みか町七丁目２番１号 株式会社 日立製作所 電力・電機開発 本部内 (72)発明者 会沢 元浩 茨城県日立市幸町三丁目２番１号 日立 エンジニアリング株式会社内 (72)発明者 市村 彰 茨城県日立市弁天町三丁目10番２号 日 立協和工業株式会社内 (56)参考文献 特開 平７−20277（ＪＰ，Ａ) 特開 平４−36696（ＪＰ，Ａ) 特開 平５−288893（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21D 3/08 G21D 1/00 G21D 3/00
Claims (7)
- 【請求項１】炉水中に複数の燃料を装荷して運転する沸
騰水型原子力発電プラントの運転方法において、 起動試験及び各運転サイクルの初期の１０００乃至2000
EFPHの期間に、原子炉浄化系の浄化処理容量を相対的に
高い容量で運転し、その後、前記浄化処理容量を下げて
運転することを特徴とした沸騰水型原子力発電プラント
の運転方法。 - 【請求項２】請求項１において、前記浄化処理容量を下
げた後の前記浄化処理容量は原子炉の通常運転時の容量
であることを特徴とする沸騰水型原子力発電プラントの
運転方法。 - 【請求項３】請求項２において、前記起動試験及び各運
転サイクルの初期の１０００乃至2000EFPHの期間に、炉
水中に酸素を注入して運転することを特徴とした沸騰水
型原子力発電プラントの運転方法。 - 【請求項４】 請求項１乃至３の何れかにおいて、前記起
動試験及び各運転サイクルの初期の１０００乃至2000EF
PHの期間に、少なくとも給水系か復水系の何れかから、
給水のｐＨを酸性側に変化させる物質を注入して運転す
ることを特徴とした沸騰水型原子力発電プラントの運転
方法。 - 【請求項５】 請求項４において、前記給水のｐＨを酸性
側に変化させる物質として、酸性物質又は水素を用いる
ことを特徴とした沸騰水型原子力発電プラントの運転方
法。 - 【請求項６】 請求項５において、前記給水中の溶存酸素
濃度の２〜３倍のモル濃度の水素を注入することを特徴
とした沸騰水型原子力発電プラントの運転方法。 - 【請求項７】 炉水中に複数の燃料を装荷して運転する沸
騰水型原子力発電プラントの運転方法 において、起動 試験及び各運転サイクルの初期の１０００乃至2000
EFPHの期間に、原子炉浄化系の浄化処理容量を通常運転
時よりも高くして運転することを特徴とした沸騰水型原
子力発電プラントの運転方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19003695A JP3149738B2 (ja) | 1995-07-26 | 1995-07-26 | 沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法 |
| US08/683,980 US5892805A (en) | 1995-07-26 | 1996-07-22 | Boiling water reactor and its operating method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP19003695A JP3149738B2 (ja) | 1995-07-26 | 1995-07-26 | 沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0943393A JPH0943393A (ja) | 1997-02-14 |
| JP3149738B2 true JP3149738B2 (ja) | 2001-03-26 |
Family
ID=16251300
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP19003695A Expired - Fee Related JP3149738B2 (ja) | 1995-07-26 | 1995-07-26 | 沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5892805A (ja) |
| JP (1) | JP3149738B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105483733A (zh) * | 2015-12-08 | 2016-04-13 | 无锡华工薄板有限公司 | 一种带钢用酸洗槽的除氢系统 |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000350414A (ja) * | 1999-06-03 | 2000-12-15 | Hitachi Ltd | タービン発電機の運転方法 |
| US6810100B2 (en) * | 2001-11-22 | 2004-10-26 | Organo Corporation | Method for treating power plant heater drain water |
| JP3945780B2 (ja) * | 2004-07-22 | 2007-07-18 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント構成部材の放射性核種の付着抑制方法および成膜装置 |
| US20070031284A1 (en) * | 2005-08-03 | 2007-02-08 | Speranza A John | Oxygen reduction system for nuclear power plant boiler feedwater and method thereof |
| EP1873361A1 (de) * | 2006-06-28 | 2008-01-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Messvorrichtung für Reinheitsmessungen eines Medienkreislaufs eines Kraftwerks und Verfahren zum Betreiben der Messvorrichtung |
| US9758880B2 (en) * | 2009-03-10 | 2017-09-12 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Method and system for controlling water chemistry in power generation plant |
| US9443621B2 (en) * | 2011-09-23 | 2016-09-13 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Method of adjusting oxygen concentration of reactor water samples using demineralized water |
| CN112516725B (zh) * | 2020-11-19 | 2022-03-11 | 中国原子能科学研究院 | 一种钠气溶胶去除装置及其设计方法 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH068914B2 (ja) * | 1986-10-20 | 1994-02-02 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方法 |
| JP2808970B2 (ja) * | 1992-03-19 | 1998-10-08 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント及びその水質制御方法並びにその運転方法 |
| JPH05288893A (ja) * | 1992-04-14 | 1993-11-05 | Hitachi Ltd | 沸騰水型原子力発電プラントのクロム濃度管理方法 |
| JP2981952B2 (ja) * | 1992-06-25 | 1999-11-22 | 東洋自動機株式会社 | 自動包装機の開袋ガイド装置 |
-
1995
- 1995-07-26 JP JP19003695A patent/JP3149738B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1996
- 1996-07-22 US US08/683,980 patent/US5892805A/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN105483733A (zh) * | 2015-12-08 | 2016-04-13 | 无锡华工薄板有限公司 | 一种带钢用酸洗槽的除氢系统 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5892805A (en) | 1999-04-06 |
| JPH0943393A (ja) | 1997-02-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2808970B2 (ja) | 原子力プラント及びその水質制御方法並びにその運転方法 | |
| JP3149738B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法 | |
| JPS61111500A (ja) | 原子力プラントの放射能低減方法 | |
| JPH079477B2 (ja) | 原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラント | |
| JPS63103999A (ja) | 沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方法 | |
| JPH11304992A (ja) | 発電用タービン設備 | |
| JP3936845B2 (ja) | 残留熱除去系配管の原子力発電プラント運転中の保管方法 | |
| JP2000352597A (ja) | 原子力発電プラントおよびその運転方法 | |
| JP4555625B2 (ja) | 原子力プラントの運転方法 | |
| JPS6151758B2 (ja) | ||
| JP2874943B2 (ja) | 原子炉停止法 | |
| JPH0631815B2 (ja) | 原子力発電プラントの給水系統 | |
| JP3289679B2 (ja) | 沸騰水型原子力プラントの水質制御方法 | |
| JP3156113B2 (ja) | 水質制御方法及び装置 | |
| JPS60201296A (ja) | 放射線量低減装置 | |
| JPH05288893A (ja) | 沸騰水型原子力発電プラントのクロム濃度管理方法 | |
| JPS642919B2 (ja) | ||
| JPH10197685A (ja) | 原子力発電プラントの運転方法及び原子力発電プラント | |
| JPH07128488A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPH0479439B2 (ja) | ||
| JP2004233228A (ja) | 沸騰水型原子力プラント及びその水質管理方法 | |
| JP3266485B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電プラント及びその運転方法並びにその構成部材の接水表面に酸化皮膜を形成する方法 | |
| JPH0478960B2 (ja) | ||
| JPS6154199B2 (ja) | ||
| JP2000162383A (ja) | 原子力発電プラントの運転方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |