JP6486860B2 - 沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法及び原子力プラント - Google Patents

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の腐食環境を緩和する方法及び原子力プラントに関する。

沸騰水型原子力プラントでは、原子炉圧力容器内に設置されている炉内構造物または原子炉圧力容器に接続された配管（例えば、再循環系配管）の応力腐食割れ（ＳＣＣ）を抑制することが、沸騰水型原子力プラントの稼働率向上の観点から重要である。

応力腐食割れに関しては、以下のことが知られており、応力腐食割れに対する対策が行われている。

炉内構造物、及び原子炉圧力容器に接続された配管に接する高温高圧の冷却水（炉水）は、原子炉圧力容器内の炉心での炉水の放射線分解により生じた酸素及び過酸化水素を含んでいる。炉水の酸素濃度及び過酸化水素濃度が高いほど、応力腐食割れの発生が顕著である。よって、炉水に接触する炉内構造物及び配管のそれぞれにおける応力腐食割れは、炉水の酸素濃度及び過酸化水素濃度を低減することによって抑制できる。

その応力腐食割れを抑制する代表的な方法として貴金属注入がある。この貴金属注入は、炉水中に貴金属（白金、ロジウムまたはパラジウム）の化合物を注入して炉内構造物の表面及び原子炉圧力容器に接続される配管の内面に貴金属を付着させ、炉水に水素を注入する技術である（例えば、特許文献１参照）。貴金属は、水素と酸素及び過酸化水素のそれぞれとの反応を促進し、炉内構造物の表面及び原子炉圧力容器に接続される配管の内面に接触する炉水の酸素又は過酸化水素の濃度を低減する。特許文献１には、炉水に注入する貴金属化合物として貴金属のアセチルアセトナート化合物及び貴金属の硝酸化合物が例示されている。

更に、沸騰水型原子力プラントの運転中に原子炉水中に貴金属を注入して炉内構造物の表面及び原子炉圧力容器に接続される配管の内面に貴金属を付着させる技術（以下「運転中貴金属注入技術」という。）の適用により効果的に応力腐食割れを抑制できることが非特許文献２に公開されている。運転中貴金属注入技術では、貴金属化合物として低濃度のヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム（Ｎａ_２Ｐｔ（ＯＨ）_６）が使用される。原子炉に冷却材を注入する給水系配管にヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を注入する配管（以下「薬液注入配管」という。）を接続し、薬液注入配管を通して給水中にヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液が注入され、原子炉水中に送水される。ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を注入するとき、給水系配管と薬液注入配管との接続部より上流の給水系配管から給水中に水素が注入される。

特許文献２には、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムに含まれるナトリウムイオンを水素イオンに置換してガンマ線照射することにより、白金酸化物コロイド溶液を生成する技術が開示されている。

さらに、非特許文献２には、白金化合物の析出量に伴い、薬液注入配管の差圧上昇が生じた事象が開示されている。

特開平７−３１１２９６号公報 特開２０１４−１０１２４０号公報

S.Hettiarachchi, Proceedings of the 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, Salt Lake City, Utah, August 14-18, 2005 BWRVIP-62 Rev. 1 Pre-RAI Submittal Meeting、BWRVIP Presentation to NRC Three White Flint North, MD, July 18, 2014（US NRCレポートNo. ML14205A603）

非特許文献１に記載のように運転中貴金属注入技術を適用するときに、給水配管からヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を注入すると、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムが熱分解反応や、給水に含まれる水素による白金への還元反応に伴い、給水系配管及び、薬液注入配管の給水系配管接続部近傍で白金化合物の一部が析出して、原子炉水中に貴金属量が減少する可能性がある。

本発明の目的は、沸騰水型原子炉への貴金属の注入に際し、注入配管その他の配管への貴金属の付着を抑制し、原子炉圧力容器内の冷却水に注入される貴金属の量を増加することにある。

本発明の沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法は、原子炉圧力容器を有する沸騰水型原子力プラントの発電運転期間中に、原子炉圧力容器に補給する水に水素及び貴金属化合物を注入することにより、原子炉圧力容器内の腐食環境を緩和する方法であって、原子炉圧力容器に供給する水に水素を注入するとともに、化学反応して水になる水素の濃度に対して酸素又は過酸化水素の濃度が当量を超えている系統の水に貴金属化合物を注入する。

また、本発明の原子力プラントは、原子炉圧力容器と、タービンと、復水器と、復水器の水を原子炉圧力容器に補給する給水配管と、原子炉圧力容器の水を浄化する浄化系配管と、浄化系配管に配置した炉水浄化装置と、を備えた沸騰水型の原子力プラントであって、原子炉圧力容器に供給する水に水素を注入する水素注入装置が付設され、化学反応して水になる水素の濃度に対して酸素又は過酸化水素の濃度が当量を超えている系統の水に貴金属化合物を注入する貴金属注入装置が付設されている。

本発明によれば、沸騰水型原子炉への貴金属の注入に際し、注入配管その他の配管への貴金属の付着を抑制し、原子炉圧力容器内の冷却水に注入される貴金属の量を増加することができる。

実施例１の原子力プラントを示す概略構成図である。 図１Ａの原子力プラントの変形例を示す概略構成図である。 炭素鋼配管を対象とした場合に、白金化合物の付着に及ぼす水素濃度の影響を示すグラフである。 炭素鋼配管への白金化合物の付着に及ぼす注入化学形態の影響を示すグラフである。 ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムの熱分解率の温度依存性を示すグラフである。 本発明の好適な貴金属注入装置を示す構成図である。 本発明の好適な酸化剤注入装置を示す構成図である。 実施例２の原子力プラントを示す概略構成図である。

最初に、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液の還元反応に及ぼす水素濃度の影響について、試験により調べた結果を説明する。

図２は、炭素鋼配管を対象とした場合に、白金化合物の付着に及ぼす水素濃度の影響を示したものである。図中、横軸には溶存水素濃度、縦軸には白金付着量をとっている。

この試験は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を炭素鋼に通水することにより行った。白金の濃度として０．０５質量％となるヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を、圧力８ＭＰａで２１５℃に加熱した炭素鋼配管（内径０．２２ｃｍ、長さ１０ｃｍ）に１ｇ／ｍｉｎの流量で８時間通水し、炭素鋼配管内面に付着する白金の量を調べた。ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液に含まれる溶存水素濃度を０μｇ／Ｌ、１６０μｇ／Ｌ、３２０μｇ／Ｌに調整した。

炭素鋼に付着した白金の量は、炭素鋼の内面を王水で溶解し、溶解液に含まれる白金濃度を原子吸光光度計で測定することにより求めた。

本図より、水素濃度が３２０μｇ／Ｌの場合は白金付着量が２．８ｍｇ・ｃｍ^−２と比較して、水素濃度が０μｇ／Ｌの場合は白金付着量が０．４ｍｇ・ｃｍ^−２となり、水素濃度を０とすることにより白金付着量を約１／７に低減できることが分かる。

この試験結果をもとにして、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を、水素と化学反応して水になる反応に対する水素濃度より酸素又は過酸化水素の濃度が過剰となっている系統に薬液注入配管を接続し、当該接続配管からヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を注入することにより、給水系配管及び、薬液注入配管と系統配管接続部近傍で白金化合物の析出量を低減することができるという本発明に至った。

次に、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液の代わりに白金酸化物コロイド溶液を注入試薬として使用する場合の効果について調べた結果について説明する。

図３は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を注入した場合と白金酸化物コロイド溶液を注入した場合とを対比して示したものである。

白金酸化物コロイド溶液は、特許文献２に開示されている方法で作製した。ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液及び白金酸化物コロイド溶液の白金の濃度は、０．０５質量％で統一した。ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液又は白金酸化物コロイド溶液を、２１５℃に加熱した炭素鋼配管（内径０．２２ｃｍ、長さ１０ｃｍ）に１ｇ／ｍｉｎの流量で８時間通水し、炭素鋼配管の内面に付着する白金の量を調べた。ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液又は白金酸化物コロイド溶液に含まれる溶存水素濃度は、１６０μｇ／Ｌに調整した。炭素鋼に付着した白金の量は、炭素鋼内面を王水で溶解し、溶解液に含まれる白金濃度を原子吸光光度計で測定することにより求めた。

本図より、白金酸化物コロイド溶液を使用した場合は白金付着量が０．２１ｍｇ・ｃｍ^−２となり、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を使用した場合は白金付着量が１．６３ｍｇ・ｃｍ^−２となり、白金酸化物コロイド溶液を使用した場合には、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を使用した場合に比べて、白金付着量を約１／８に低減できることが分かる。

この試験結果をもとに、白金酸化物コロイド溶液を注入試薬として使用することにより、給水系配管、及び、薬液注入配管と系統配管との接続部の近傍で白金化合物が析出する量を低減することができるという本発明に至った。

最後に、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムの熱分解に及ぼす温度の影響について調べた結果について説明する。

図４は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液が熱分解した割合（熱分解率）の温度依存性を示したものである。ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムは、加熱することにより、白金酸化物コロイドを生成すると考えられる。

試験の条件は、白金の濃度として０．０５質量％となるヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を、圧力８ＭＰａで９０〜２８０℃に加熱した四フッ化エチレン樹脂を内筒したステンレス配管（内径０．１１ｃｍ、長さ１ｍ）に通水した。熱分解反応が下記反応式（１）で表されるものと仮定して、ｐＨ変化からヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムの熱分解率を求めた。

Ｎａ_２Ｐｔ（ＯＨ）_６ ＝ ＰｔＯ_２＋２ＮａＯＨ＋２Ｈ_２Ｏ …反応式（１）
本図より、１９０℃以上でヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムは熱分解を開始し、２８０℃でほぼ１００％熱分解することが分かった。

以上の結果より、１９０℃以上より好ましくは２８０℃以上で、四フッ化エチレン樹脂で被覆した圧力容器内でヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムを熱分解することにより、給水系配管、及び、薬液注入配管と系統配管との接続部の近傍で白金化合物の析出量を低減するのに好適な白金酸化物コロイド溶液を生成できることという本発明に至った。

本発明の特徴は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を、水素と化学反応して水になる下記反応式（２）及び（３）に対する水素濃度より酸素又は過酸化水素の濃度が過剰となっている系統にヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を注入する。

Ｈ_２ ＋ Ｈ_２Ｏ_２ ＝ ２Ｈ_２Ｏ …反応式（２）
２Ｈ_２ ＋ Ｏ_２ ＝ ２Ｈ_２Ｏ …反応式（３）
注入したヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液が水素と接触することを抑制することで、水素による還元反応に伴う給水系配管及び、薬液注入配管と系統配管接続部近傍で白金化合物の析出量を低減することができる。

上記した目的を達成する本発明の第２の特徴は、白金酸化物コロイド溶液を注入試薬として使用する。白金酸化物コロイド溶液は四フッ化エチレン樹脂で被覆した圧力容器中でヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムを１９０℃以上、より好ましくは２８０℃以上に加熱することで、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムの熱分解反応により白金酸化物コロイド溶液が生成される。予め生成した白金酸化物コロイド溶液を使用することで、熱分解反応に伴う給水系配管及び、薬液注入配管と系統配管接続部近傍で白金化合物の析出量を低減することができる。

より好ましくは、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液を、水素と化学反応して水になる上記反応式（２）及び（３）に対する水素濃度より酸素又は過酸化水素の濃度が過剰となっている系統に薬液注入配管を接続し、当該接続配管から白金酸化物コロイド溶液を注入する。これにより、水素による還元反応及び熱分解反応に伴う給水系配管及び、薬液注入配管と系統配管接続部近傍で白金化合物の析出量を低減することができる。

以下、本発明の実施例について図面を用いて説明する。

図１Ａは、本実施例の原子力プラントの構成を示したものである。

本図に示す沸騰水型原子力プラント１００は、原子炉圧力容器１、タービン４、復水器５、原子炉浄化系及び給水系等を備えている。原子炉圧力容器１は、内部に、複数の燃料集合体を装荷した炉心２を配置している。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。複数のインターナルポンプ（図示せず）が、原子炉圧力容器１の底部に設けられる。原子炉圧力容器１に接続された主蒸気配管３は、タービン４に接続される。

給水系は、復水器５と原子炉圧力容器１とを連絡する給水配管６に、復水ろ過脱塩装置７、給水ポンプ８及び給水加熱器９を、復水器４から原子炉圧力容器１に向って、この順に設置した構成を有している。タービン４は復水器５の上部に設置され、復水器５はタービン４に連絡されている。主蒸気配管３に接続されたバイパス配管１０は、給水加熱器９を通って復水器５に接続されている。

原子炉浄化系は、原子炉圧力容器１から炉水の一部を引き抜き給水配管６の途中に合流するように配置した浄化系配管１１に、浄化系ポンプ１２、再生熱交換器１３、非再生熱交換器（図示せず）及び炉水浄化装置１４をこの順に設置した構成を有している。浄化系配管１１は、給水加熱器９の下流で給水配管６に接続されている。原子炉圧力容器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内に設置されている。

原子炉圧力容器１内の冷却水（以下「炉水」という。）は、インターナルポンプで昇圧され、炉心２に供給される。炉心２に供給された炉水は、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る。加熱された炉水の一部は、蒸気になる。この蒸気は、原子炉圧力容器１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、原子炉圧力容器１から主蒸気配管３を通ってタービン４に導かれ、タービン４を回転させる。タービン４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４から排出された蒸気は、復水器５で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管６を通り原子炉圧力容器１内に供給される。給水配管６を流れる給水は、復水ろ過脱塩装置７で不純物が除去され、給水ポンプ８で昇圧される。給水は、給水加熱器９内で、抽気配管１０で主蒸気管３から抽気された抽気蒸気によって加熱され、給水配管６を通して原子炉圧力容器１内に導かれる。

原子炉圧力容器１内の炉水の一部は、浄化系ポンプ１２の駆動によって原子炉浄化系の浄化系配管１１内に流入し、再生熱交換器１３及び非再生熱交換器で冷却された後、炉水浄化装置１４で浄化される。浄化された炉水は、再生熱交換器１３で加熱され、浄化系配管１１及び給水配管６を経て原子炉圧力容器１内に戻される。

復水ろ過脱塩装置７と給水ポンプ８との間の給水配管６には、酸素注入装置１５及び水素注入装置１６が設置され、各々から給水に酸素ガス、水素ガスが注入される。給水の溶存酸素濃度は、２０〜５０μｇ／Ｌとなるように酸素ガスが注入される。また、運転中貴金属注入技術を適用する場合、給水の溶存水素濃度が２００〜４００μｇ／Ｌとなるように水素ガスが注入される。

本実施例においては、原子炉水中に貴金属化合物を注入するための貴金属注入装置１７は、浄化系配管１１のうち、炉水浄化装置１４から給水配管６との合流点までの部位に設置されている。一方、酸化剤注入装置１８は、浄化系配管１１のうち、貴金属注入装置１７より上流側に設置されている。

本図においては、貴金属注入装置１７は、浄化系配管１１のうち、再生熱交換器１３から給水配管６との合流点までの部位に設置されている。一方、酸化剤注入装置１８は、浄化系配管１１のうち、炉水浄化装置１４の下流側であって再生熱交換器１３の上流側に設置されている。

図１Ｂは、図１Ａの沸騰水型原子力プラント１００の変形例を示したものである。

図１Ｂにおいては、貴金属注入装置１７は、浄化系配管１１のうち、酸化剤注入装置１８の下流側であって再生熱交換器１３の上流側に設置されている。図１Ｂにおける他の構成は、図１Ａと同じである。

貴金属注入装置１７を給水配管６の近傍の浄化系配管１１に接続すると、注入した貴金属が原子炉圧力容器１に持ち込まれるまでの流れる配管の長さが短くなるメリットがある。一方、再生熱交換器１３と炉水浄化装置１４を接続する浄化系配管１１に設置すると、温度の低い系統水に貴金属化合物を注入できるメリットがある。

図５は、貴金属注入装置１７の詳細を示したものである。

本図において、貴金属注入装置１７は、貴金属化合物溶液（たとえば、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム水溶液）を充填した薬液タンク２５と、ポンプ２６と、弁２１、２４と、これらを接続し浄化系配管１１に接続された配管２２と、を備えている。弁２１は、ポンプ２６の下流側に配置されている。弁２４は、薬液タンク２５とポンプ２６との間に配置されている。弁２４とポンプ２６との間には、流量計２３が配置されている。

弁２４及び弁２１を開にし、ポンプ２６を起動することにより、薬液タンク２５から貴金属化合物溶液を浄化系配管１１に注入する。流量は、ポンプ２６により調節され、流量計２３で確認される。

図１Ａの酸化剤注入装置１８については、酸化剤として過酸化水素を注入する場合、図５の貴金属注入装置１７と同じ構成でよく、薬液タンク２５に貴金属化合物溶液の代わりに過酸化水素水を充填した構成でよい。

図６は、酸化剤として酸素を注入する場合の酸化剤注入装置１８を示したものである。

本図においては、酸素を充填したボンベ３５と浄化系配管１１とが配管３２で接続されている。配管３２には、上流側のボンベ３５から、減圧流量調整弁３４、流量計３３、弁３１が、その順に設置されている。

以下、運転中貴金属注入技術の適用手順について図１Ａ、５及び６を用いて説明する。

最初に、酸化剤注入装置１８から過酸化水素又は酸素を、浄化系配管１１を流れる酸素又は過酸化水素が水素と反応して水になるのに必要とされる以上の濃度となるように、酸素又は過酸化水素を注入する。以下、酸素及び過酸化水素を合わせて「酸化剤」と呼ぶ。

浄化系配管１１を流れる酸化剤及び溶存水素の濃度は、再生熱交換器１３と炉水浄化装置１４とを接続する浄化系配管１１に設置されたサンプリング配管から採取された原子炉水の酸素及び過酸化水素の濃度を測定することにより把握することができる。溶存酸素濃度をＣ_Ｏ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］、過酸化水素濃度をＣ_Ｈ２Ｏ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］、溶存水素濃度をＣ_Ｈ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］とし、過剰な溶存酸素濃度をΔＣＩ_Ｏ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］、過剰な過酸化水素濃度をΔＣＩ_Ｈ２Ｏ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］とすると、浄化系配管１１を流れる原子炉水中の溶存酸素濃度ＣＩ_Ｏ２が下記式（４）により、過酸化水素濃度ＣＩ_Ｈ２Ｏ２が下記式（５）により、それぞれ、計算される値となるように、酸素又は過酸化水素を注入する。

ＣＩ_Ｏ２＝２×Ｃ_Ｈ２Ｏ２＋Ｃ_Ｏ２−２×Ｃ_Ｈ２＋ΔＣＩ_Ｏ２ …式（４）
ＣＩ_Ｈ２Ｏ２＝Ｃ_Ｈ２Ｏ２＋０．５×Ｃ_Ｏ２−Ｃ_Ｈ２＋ΔＣＩ_Ｈ２Ｏ２ …式（５）
過酸化水素を注入する場合の注入流量ＦＴ_Ｈ２Ｏ２［単位：Ｌ／ｈ］は、薬液タンク２５に充填した過酸化水素の濃度ＣＴ_Ｈ２Ｏ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］と、浄化系配管１１を流れる原子炉水の流量Ｆ_ＲＷＣＵ［単位：Ｌ／ｈ］とを用いて、下記式（６）で表される。

ＦＴ_Ｈ２Ｏ２＝（ＣＩ_Ｈ２Ｏ２／ＣＴ_Ｈ２Ｏ２）×Ｆ_ＲＷＣＵ …式（６）
また、酸素を注入する場合の注入流量ＦＴ_Ｏ２［単位：ＮＬ／ｈ］は、ボンベ３５に充填した酸素濃度をＸ［体積％］と、浄化系配管１１を流れる原子炉水の流量Ｆ_ＲＷＣＵ［単位：Ｌ／ｈ］とを用いて、下記式（７）で表される。

ＦＴ_Ｏ２＝ＣＩ_Ｏ２×Ｆ_ＲＷＣＵ×（１００／Ｘ）×２２．４ …式（７）
過剰な溶存酸素濃度ΔＣＩ_Ｏ２は０．５〜２．０μｍｏｌ／Ｌ、過剰な過酸化水素濃度ΔＣＩ_Ｈ２Ｏ２は１．０〜４．０μｍｏｌ／Ｌとすれば十分である。

このように設定した注入流量に従って、酸化剤として過酸化水素を注入する場合、図５の薬液タンク２５に貴金属化合物溶液の代わりに過酸化水素水を充填した構成を有する酸化剤注入装置１８（図５の貴金属注入装置１７と同じ構成）において、弁２１、弁２４を開け、注入流量ＦＴ_Ｈ２Ｏ２となるようにポンプ２６の流量を設定して、原子炉水中に過酸化水素を注入する。注入が不要になったら、ポンプ２６を停止し、弁２１、弁２４を閉にする。

酸化剤として酸素を注入する場合、図６の酸化剤注入装置１８の弁３１を開け、酸素ガス注入量を注入流量ＦＴ_Ｏ２となるように減圧流量調整弁３４の流量を設定して、原子炉水中に酸素を注入する。注入が不要になったら、減圧流量調整弁３４を閉にし、弁３１を閉にする。

次に、図５の貴金属注入装置１７から貴金属化合物を注入する。ここでは、貴金属化合物としてヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム溶液を注入する場合を例示する。貴金属注入装置１７の注入流量ＦＴ_ＰＴ［単位：Ｌ／ｈ］は、薬液タンク２５に充填したヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム溶液の白金濃度ＣＴ_Ｈ２Ｏ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］、浄化系配管１１を流れる原子炉水の白金濃度ＣＩ_ＲＷＣＵ［単位：ｍｏｌ／Ｌ］、浄化系配管１１を流れる原子炉水の流量Ｆ_ＲＷＣＵ［単位：Ｌ／ｈ］から下記式（８）で表される。

ＦＴ_ＰＴ＝（ＣＩ_ＰＴ／ＣＴ_ＰＴ）×Ｆ_ＲＷＣＵ …式（８）
例えば、白金の注入量（ＣＩ_ＰＴ×Ｆ_ＲＷＣＵ）を０．０１ｍｏｌ／Ｌとして、１０日間程度注入すれば腐食環境緩和効果が得られる。

また、白金の注入量（ＣＩ_ＰＴ×Ｆ_ＲＷＣＵ）を０．００１ｍｏｌ／Ｌとして、１００日間程注入するなど、白金の注入量を小さくし、注入期間を長くすることで、白金の注入に伴う電気伝導率の変動を小さくできるメリットがある。

このように設定した注入流量に従って貴金属注入装置１７から貴金属化合物を注入する場合、貴金属注入装置１７（図５）の弁２１、弁２４を開け、注入流量ＦＴ_ＰＴとなるようにポンプ２６の流量を設定して原子炉水中にヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム溶液を注入する。注入が不要になったら、ポンプ２６を停止し、弁２１及び弁２４を閉にする。

図７は、本実施例の原子力プラントの構成を示したものである。

以下では、本実施例における実施例１との違いについて説明し、実施例１と同様の構成については説明を省略する。

本図に示す原子力プラント２００における実施例１との違いは、給水配管６に付設した水素注入装置１６ａ（第一の水素注入装置）に加えて、浄化系配管１１にも水素注入装置１６ｂ（第二の水素注入装置）を付設し、貴金属注入装置１７は給水配管６に付設した点である。このような配置にすることにより、水素注入装置１６ａにより注入する水素の量を加減して、酸素注入装置１５により注入する酸素が給水配管６内で完全には消失しないようにすることができ、貴金属注入装置１７から注入される貴金属化合物を、水素濃度より酸素又は過酸化水素の濃度が過剰となっている給水に注入することができる。実施例１のように酸化剤注入装置１８を追加で設置する必要がなくなるメリットがある。

浄化系配管１１を流れる原子炉水の水素濃度Ｃ_{Ｈ２、ＲＷＣＵ}は、溶存水素濃度をＣ_Ｈ２［単位：ｍｏｌ／Ｌ］、給水流量Ｆ_ＦＷ［単位：Ｌ／ｈ］、浄化系配管１１を流れる原子炉水の流量Ｆ_ＲＷＣＵ［単位：Ｌ／ｈ］から、下記式（９）で計算される水素濃度となるように水素注入装置１６ｂから水素を注入する必要がある。

Ｃ_{Ｈ２、ＲＷＣＵ}＝Ｃ_Ｈ２×（Ｆ_ＦＷ／Ｆ_ＲＷＣＵ） …式（９）
ここで、Ｃ_Ｈ２は、２００〜４００μｇ／Ｌが望ましい。

１：原子炉圧力容器、２：炉心、３：主蒸気配管、４：タービン、５：復水器、６：給水配管、７：復水ろ過脱塩装置、８：給水ポンプ、１０：抽気配管、１１：浄化系配管、１２：浄化系ポンプ、１３：再生熱交換器、１４：炉水浄化装置、１５：酸素注入装置、１６、１６ａ、１６ｂ：水素注入装置、１７：貴金属注入装置、１８：酸化剤注入装置、２１、２４、３１、３４：弁、２２、３２：配管、２３、３３：流量計、２５：薬液タンク、３５：ボンベ。

Claims (12)

1. 原子炉圧力容器を有する沸騰水型原子力プラントの発電運転期間中に、前記原子炉圧力容器に補給する水に水素及び貴金属化合物を注入することにより、前記原子炉圧力容器内の腐食環境を緩和する方法であって、
   前記原子炉圧力容器に供給する水に水素を注入するとともに、化学反応して水になる水素の濃度に対して酸素又は過酸化水素の濃度が当量を超えている系統の水に貴金属化合物を注入し、
   前記貴金属化合物は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムを１９０℃以上に加熱することにより白金酸化物コロイドを生成して注入する、沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法。
2. 前記貴金属化合物は、酸化剤を注入する部位の下流側であって前記化学反応して水になる水素の濃度より酸素又は過酸化水素の濃度が過剰となっている系統の水に注入する、請求項１記載の沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法。
3. 前記貴金属化合物は、酸素を注入する部位及び水素を注入する部位の下流側であって前記化学反応して水になる水素の濃度より酸素又は過酸化水素の濃度が過剰となっている系統の水に注入する、請求項１記載の沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法。
4. 前記酸化剤は、酸素又は過酸化水素である、請求項２記載の沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法。
5. 前記貴金属化合物は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム又は白金酸化物コロイドである、請求項１〜４のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法。
6. 前記貴金属化合物は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムを２８０℃以上に加熱することにより白金酸化物コロイドを生成して注入する、請求項１〜４のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉の腐食環境緩和方法。
7. 原子炉圧力容器と、タービンと、復水器と、前記復水器の水を前記原子炉圧力容器に補給する給水配管と、前記原子炉圧力容器の水を浄化する浄化系配管と、前記浄化系配管に配置した炉水浄化装置と、を備えた沸騰水型の原子力プラントであって、
   前記原子炉圧力容器に供給する水に水素を注入する水素注入装置が付設され、
   化学反応して水になる水素の濃度に対して酸素又は過酸化水素の濃度が当量を超えている系統の水に貴金属化合物を注入する貴金属注入装置が付設され、
   前記貴金属注入装置は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムを１９０℃以上に加熱することにより白金酸化物コロイドを生成して注入するものである、原子力プラント。
8. 前記浄化系配管のうち前記炉水浄化装置の下流側であって前記給水配管との合流部の上流側には、酸化剤注入装置が付設され、
   前記貴金属注入装置は、前記浄化系配管のうち前記酸化剤注入装置の下流側であって前記給水配管との合流部の上流側に付設されている、請求項７記載の原子力プラント。
9. 前記給水配管には、前記給水配管の水に酸素を注入する酸素注入装置と、前記給水配管の水に水素を注入する第一の水素注入装置と、が付設され、
   前記浄化系配管のうち前記炉水浄化装置の下流側であって前記給水配管との合流部の上流側には、前記浄化系配管の水に水素を注入する第二の水素注入装置が付設され、
   前記貴金属注入装置は、前記給水配管のうち前記酸素注入装置の下流側であって前記浄化系配管との合流部の上流側に付設されている、請求項７記載の原子力プラント。
10. 前記酸化剤注入装置から注入される酸化剤は、酸素又は過酸化水素である、請求項８記載の原子力プラント。
11. 前記貴金属化合物は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム又は白金酸化物コロイドである、請求項７〜１０のいずれか一項に記載の原子力プラント。
12. 前記貴金属注入装置は、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウムを２８０℃以上に加熱することにより白金酸化物コロイドを生成して注入するものである、請求項７〜１１のいずれか一項に記載の原子力プラント。

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