JPH0416795A - 沸騰水型原子力発電プラントの原子炉給水鉄注入設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野コ 本発明は沸騰水型原子力発電プラントにおいて炉水中の
放射能濃度を低減するために給水中の鉄濃度を電解鉄の
注入によりコントロールするための電解鉄注入設備を実
際のプラントに適用するに最適なものとするための改良
に関する。

［従来の技術］ 一般に、沸騰水型原子力発電プラントの例えば配管、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）等の腐食生成物が溶出する（本
明細書ではこれら金属イオン成分およびクラッドの両方
とも腐食生成物という）、復水浄化装置上流側のタービ
ン系で発生した腐食生成物の大部分は復水浄化装置（復
水ろ過装置および復水脱塩装置）で除去されるが、復水
浄化装置下流側の給水系で発生する腐食生成物は浄化さ
れずに原子炉内に流入する。

原子炉内に持込まれた腐食生成物は燃料表面で起る冷却
水の沸騰蒸発現象に伴い燃料表面に付着蓄積される。燃
料表面に付着した腐食生成物の一致は中性子照射を受け
、放射性物質となる１例えば、ＮｉやＣＯなどの腐食生
成物は中性子照射によって！１ＣＯや”Ｇｏなどの長半
減期を有する放射性物質になる。燃料棒に付着して放射
性を帯びるようになった腐食生成物の一致は、再び冷却
水中（原子炉水中）に溶出あるいは離脱して、原子炉水
を循環させる原子炉冷却材再循環系あるいは原子炉水中
の不純物の一致を浄化している原子炉水浄化系の機器・
配管内面に付着蓄積して放射線源となる。

原子炉水中の放射性物質濃度が高くなると、上記構成材
料の内面に付着蓄積する放射性物質量が増加し１機器配
管の放射線量が高くなる。その結果、機器・配管の点検
等の作業を行う場合従事者の受ける線量も増加すること
になる。

従って、原子炉水中の放射性物質濃度を可能な限り低く
維持した状態でプラントを運転する技術の開発が行なわ
れ、適用されてきている。

その１例としては、腐食生成物の大部分を占めるＦｅの
発生量を低減するために、従来の炭素鋼配管に替えて低
合金鋼あるいは耐候性鋼等の腐食生成物の発生量が少い
材料を使用することが行われている。さらに、発生した
腐食生成物を効果的に除去するため復水浄化装置をろ過
器と脱塩器とを組合せた二重式としている。

又、新たに発生した腐食生成物を浄化できない復水浄化
装置下流の給水系では冷却水中に酸素ガスを注入し共存
させることによって、材料表面に腐食抑制効果を持つ保
護皮膜を形成させ、腐食生成物の発生を抑制している。

一方、”Ｃｏの含有量の少い材料を使い、長半減期該種
である＠ｏＣｏの発生量を低減する対策も採用されてい
る。

この様な腐食生成物の低減対策を採用したプラントでは
原子炉内に流入する腐食生成物の量を減少させることが
できたが、原子炉水中の放射性物質濃度は従来より高い
レベルで安定化する現象が見られた。

この要因を検討した結果、復水浄化装置の下流側に在る
ステンレス鋼製の給水ヒータチューブあるいはステンレ
ス鋼製 る原子炉内構造材から発生するＮｉおよびＣｏの量に対
してＦｅ腐食生成物量が大きく減少していることが要因
と考えられた。又、前述の復水浄化装置の一致バイパス
運転を行い、給水中の鉄濃度を増加させた結果原子炉水
中の放射性物質濃度が低下し、上記推定が正しかったこ
とが立証された。

そこで、給水中のＦｅ濃度を、給水ヒータチューブおよ
び原子炉内構造物から発生するＮｉおよびＣｏの発生量
に応じてコントロールする方法が現在適用されている（
例えば日立評論ｖｏｆｆｉ　７０．Ｎｏ、４（１９８ｇ
）、ｐ４１７〜４１９参照）。

給水中のＦｅ濃度をコントロールする１つの方法は前述
の復水浄化装置の一致バイパス運転であるが、この場合
、ろ過器と脱塩器とからなる二重化した復水浄化装置の
うちバイパスできるのはろ過器のみである。これは、万
一復水浄化装置上流側の復水器の冷却管が破損した場合
、冷却水として使用している海水が原子炉水中に混じる
ことを防止する必要上、万一の場合にそなえて復水脱塩
器のバイパス運転は好ましくないためである。従って、
復水浄化装置のバイパス運転による給水中Ｆｅ濃度のコ
ントロールは上流側のろ過器のみのバイパス運転となり
、下流側に設置している脱塩器を介した運転となる。こ
の場合、給水中のＦｅ濃度のコントロール性はバイパス
できない脱塩器の除鉄性能変化に依存し、濃度コントロ
ールがむずかしいという問題がある。

給水中のＦｅ濃度をコントロールする他の方法として、
給水中に直接Ｆｅを注入する方法が考えられ採用されて
きている。この給水中への鉄注入のための鉄イオン生成
装置として公開特許公報昭６２−２２６０９９号に示さ
れている装置の概要を第２図によって説明する。

装置は、ＣＯ２ガス圧入源水槽１、鉄板電極電解槽２、
Ｃ○２放散器３で構成される。Ｃ○２ガス圧入源水槽１
は下部にＣＯ２ガスを注入できるノズル４を備えている
。鉄板電極電解槽２には純度の高い鉄板５を複数枚並列
に設置してあり、下部には不活性ガス（Ｎ　２又はＡｒ
）を送入できるノズル６を備えている。ＣＯ，放散器３
は下部にＣＯ□ガスを放散させるために不活性ガス（Ｎ
２又はＡ　ｒ　）を送入できるノズル７を備えている。

まず、入口管１′からＣＯ□圧入源水槽１に供給した予
め脱気さ九た純水、あるいは、通常の純水にＣＯ２ガス
をノズル４でバブリングして純水にＣＯ２ガスを吸収す
る。吸収量はＣＯ□ガスの分圧に比例するので所定量の
ＣＯ２ガス量に応じて槽内のＣＯ２ガス分圧を調整する
。ＣＯ２吸収して導電率が大きくなった純水は次の電解
槽２に入る。

ここで導電率が大きくなった上記純水を電極間に流すこ
とにより低い印加電圧でＦｅイオンを溶出することがで
きる。Ｆｅ溶出と同時に電極に皮膜が形成される恐れが
あるので電極の極性は定期的に反転できるように外部直
流電源で操作する。さらに電極下部のノズル６からＮ、
、Ａｒ等のガスを吹き込み、電解時の０．ガスのストリ
ッピングと電極への付着物の除去をする。なお５鉄板電
極の配置は両端に直流電源を結線する複極方式でも各電
極に電源を接続する単極方式でもよい、この選択は液の
導電率が高い場合には前者がよい。

電解槽２で生成したＣＯ２ガスを含有したＦｅイオン含
有水は次のＧｏ□放散器でＮ、、Ａｒ等のガスでＣＯ１
ガスを放散する。ＣＯ，放散とともに液のＰＨが上昇し
てＦｅイオンは水酸化鉄の沈殿を促進することがある。

これはＦｅイオンの中でＦｅ”イオンが沈殿物として生
成するためである。

この装置と操作により、純水中に鉄イオンを溶解した液
を生成し、出口管３′から送出することができる。

［発明が解決しようとする課題］ 特開昭６２−２２６０９９号に示した前記の電解鉄イオ
ン生成装置を実際のプラントに給水鉄注入装置として適
用するためには、実際のプラントにある既存設備との接
続条件、長期の運転保守に必要な設備あるいは鉄注入装
置およびプラントの安全性を維持するための設備が不足
しており、具体的には下記の課題がある。

課題の第１＝ 発明者らが行った実プラント条件を模擬した電解イオン
鉄の注入試験の結果を第３図に示す。倹輔は復水浄化装
置と給水加熱器との間から注入した鉄注入濃度、縦軸は
原子炉給水入口での鉄分桁値を示している。この図の黒
丸付きグラフで示すように電解鉄イオン状で給水中に注
入すると、注入配管および注入点以降の配管部にイオン
状鉄が付着してしまい、注入効率が約３０％と低く、十
分でないことが確認された。従って、注入効率を向上さ
せ安定な注入運転ができる設備にする必要がある。

課題の第２＝ 電解液の水源として実際のプラントの場合は屋外タンク
にある貯蔵水を使用することとなり、季節によって温度
変化が生じる。電解液の温度変化は電解液の導電率に影
響し、特に液温の低下は電解効率の低下をもたらす。従
って長期に亘り安定した運転を行うためには電解液の温
度を一定に保つ必要がある。

課題の第３＝ 給水鉄注入装置への供給水量と該装置から出て行く注入
水量とのバランス（第２図で云えば１′への供給水量と
３′から呂で行く水量とのバランス）を考えた場合、第
３図に示したように注入鉄は注入配管内面に付着する傾
向があるので注入配管の抵抗が経時的に大きくなり、給
水鉄注入装置への供給水量が過剰となる可能性がある。

又、逆に給水鉄注入装置への供給水量が不足となった場
合には電解槽の水位が低下し、電解効率の低下を来たし
、あるいは、空気の混入した水を原子炉給水系に注入す
る恐れが生じ、プラントの運転に支障を来たす、従って
長期の安定運転のためには、給水鉄注入装置に入る供給
水とそこから出る注入水のバランスを保つ必要がある。

課題の第４： 夜間の運転および休日等の連続運転を行うためには、万
一の設備異常の場合においても安全に運転できるか又は
設備の停止を自動的に行うことができる様にする必要が
ある。

本発明は上記の課題を解決し、実際のプラントに適用す
るのに好適な原子炉給水入口入設備を提供することを目
的とするものである。

［課題を解決するための手段］ 給水鉄注入装置を実際のプラントに適用可能な設備とす
るために本発明で工夫した内容を以下に示す。

第１の課題である注入効率の向上を図るためには下記の
解決手段を採用する。すなわち１発明者らの行なった第
３図に示した模擬試験の結果によれば、同図の白丸付き
グラフで示すように、電解で生成した鉄イオンを含む電
解質中に酸素ガスを吹き込んでこれを酸化物あるいは水
酸化物として同形物化（すなわちクラツド化）したもの
を注入すると注入効率は約８０％まで上昇することを確
認した。これは鉄イオンに比べ鉄クラツドとすることに
よって鉄が安定化する等の効果によるものと推定される
。

上記の事実に基づき、本発明では、従来鉄イオンとして
給水に注入していた鉄を鉄クラツドの形にして注入する
。そのために、鉄イオンを含む注入水を一旦容器に貯え
、その中に酸素ガスあるいは空気を吹き込むことができ
る設備を設ける。

次に第２の課題である電解液の温度低下防止のためには
、電解槽に電解液を供給する前にこれを一定温度に調整
する設備を設ける。具体的な手段としては、加温装置と
サーモスタットとの組合せによって温度調整が可能であ
る。

第３の課題の解決のためには、給水鉄注入装置への供給
水量とそこから出る注入水量とを正確に制御するか、あ
るいは各種の水位を検出して制御する。前者の場合は精
度の高い流量制御装置が必要となるとともに、万一装置
内で電解液の漏洩による水位変化が起きた場合には対応
が困雛である。

従って、後者の如く各種の水位を検出し、水位異常を修
正することが現実的であると考えられる。

第４の課題に対しては、給水鉄注入設備において想定さ
れる異常の発生により設備の運転に支障をきたすか否か
、又は設備の健全性維持に支障をきたすか否かの検討を
行い、支障をきたすと考えられるものに対して異常検品
手段および自動的異常解除手段を設定した。具体的に下
記の項目に対して異常検出および異常解除手段が必要で
あるとした。

（１）電解液加温設備異常 （２）電解電圧異常 （３）水位異常 （４）注入圧力異常 （５）電解液の漏洩 ［作　　　用］ 給水と共に原子炉内に持ち込まれたＮｉやＣＯ等の腐食
生成物が燃料表面に付着して中性子照射で放射性物質に
なり、これが再び原子炉冷却水中に溶出して原子炉圧力
容器外の機器、配管の内面に付着蓄積することが、これ
ら機器、配管の放射線量率を高める原因になることは前
述したとおりである。ところで、上記の燃料表面に付着
したＮｉ、Ｃｏの腐食生成物がＦ　ｅ　２　Ｎ　ｘ　Ｏ
４やＦｅ２Ｃｏ○、という複合酸化物として燃料表面に
付着蓄積していると、それが再び原子炉冷却水中へ溶出
する速度は著しく遅くなり、燃料表面に付着蓄積したま
ま長時間留まり、結果として前記の機器、配管内面への
再付着・蓄積が抑制される。このためにはＮｉ。

ＣＯが上記の安定な複合酸化物を作れるように給水中の
Ｆｅ／Ｎｉ重量比を２以上（実際上はやや条目にみて約
３）とすべく給水に鉄を注入することが必要である。（
なお、冷却水中ではＣＯ濃度はＮｉ濃度の１％程度であ
るからＣＯおよびＮｉの濃度はＮｉ濃度で代表させる。

）これが給水鉄注入技術の基本原理であり１本発明もこ
の基本原理に立つものである。

本発明では、第３図に示した試験結果に鑑み、鉄をイオ
ンの形でなくクラッドの形で原子炉給水に注入すること
により、注入効率を高める。電解槽への供給水を温度調
整することにより電解効率を安定に高く保つ０反応槽内
の水位の検品、調整により本給水鉄注入設備への供給水
と、そこからの注入水の量的バランスを図る。ｗｍの運
転中、許容値を外れる異常状態が発生したときは設備の
機器の停止、もしくは設備の系統隔離を行う。

［実　施　例コ 本発明に基づく給水鉄注入設備の実施例を第４図、第５
図を用いて説明する。

図において、ＣＯ２圧入源水槽１、電解槽２および反応
槽８が配管１３．１４で連絡されている。

配管３６から槽１に入った供給水は、ノズル４から炭酸
ガスを吹込むことにより導電率が高められ、次いで管１
３を経て電解槽２に入り、並列配置された鉄板電極５間
を流れ、電解により鉄イオンがその中に溶出する。槽２
には電極下方のノズル６から窒素ガス又はアルゴンガス
等の不活性ガスを吹き込み、電解時の酸素ガスのストリ
ッピングと電極への付着物の除去を行う、鉄板電極の配
置は、両端に直流電源を結線するｗｔｉ方式でも、又は
各電極に直流電源を接続する単極方式でもよい。電解槽
２で生成された鉄イオン含有水は管１４を経て反応槽８
に入り、ここでノズル８′から空気を吹き込むことによ
り、鉄イオンが水酸化鉄または酸化鉄に変化してクラツ
ド化される。槽２．８の上部の排気管５５からは、上記
の供給された炭酸ガス、不活性ガス、空気が排気される
、上記の様に生成されたクラツド化した鉄を含有する水
は配管５６．注水ポンプ１５を通って原子炉への給水の
中に注入される。なお、反応槽８には空気の代りに酸素
を吹き込んでもよい。

本発明に基づく上記の装置について更に詳細に説明する
。

電解槽２で生成した電解鉄は反応槽８内で最終的にクラ
ツド化して原子炉給水に注入されるので。

配管３６からの供給水としては脱気水を使用する必要は
無い、従って供給水源としては実際のプラントの場合、
工業用水をろ通説塩処理して貯蔵している純水タンク水
あるいはプラント内の水を回収貯蔵している復水貯蔵タ
ンクを直接使用できる。

又、上記純水タンク水あるいは復水貯蔵タンク水中には
大気中から溶存酸素濃度が通常１〜５　ｐｐｍ溶は込ん
だ状態にある。従って上記水源の水を使用した場合には
、電解槽２の出口水中の鉄はクラッド成分が約５０％存
在する。反応槽８でさらにクラッド鉄の割合を９０％以
上にするための条件を発明者らが確認した結果では、空
気吹き込み量０．Ｉ　Ｑ空気／ｈ／Ｑ　（電解液）の状
態で約２０分以上の反応時間が必要と判断された。従っ
て電解槽２の下流側に設ける反応槽２は、酸素との反応
時間が２０分以上確保できる容量を有することが必要で
ある。

また、反応性を向上させるため反応槽には撹拌器を設け
、電解液を撹拌しながら反応させることが有効であるこ
とも確認した。

電解液の温度は季節変動を伴なわない様に一定にコント
ロールすることが望ましい。すなわち、純水貯蔵タンク
あるいは復水貯蔵タンク水の温度は、年間を通して３℃
〜２０℃の範囲で変化することを経験している。従って
季節変動を防止するためには２０℃以上の水温に保持す
ることが望ましい。２０℃の水温で電解を行った場合鉄
の発生に寄与した電解効率を確認した結果約８０％と良
好な結果であった。

電解液の温度コントロール手段として１例えば第４図に
示すように、電気ヒータ１６をＣＯ２圧入源水槽１に設
け、該槽の水温を温度計１７で監視し、コントローラ２
０のサーモスタットで目標温度以下のときに該ヒータを
作動させ、目標温度を越えたとき該ヒータを停止させる
制御を自動的に行うことによって、電解槽２中の電解液
の温度調整ができる。なお、水温と目標温度との差に依
ってヒータ電流を自動的に変化させる制御装置を用いれ
ば水温調整精度が向上する。

ＣＯ２圧入源水槽１．電解槽２、反応槽８内の水位調整
については下記の様にする。これらの多槽の水位を容易
に調整するためには第５図に示すように、あらかじめ多
槽の上限水位を一致させた配置とし、各検量を連結管１
３．１４あるいは堰（例えば第１図参照）で接続し、い
ずれかの槽の水位が変化した場合他の槽の水位と等しく
なる様に電解液が移動できる構造とすることである。又
。

各検閲の連結管又は堰の取付位置は多槽の目的を考慮し
て設置することが望ましい。たとえば、ＣＯ２圧入源水
槽１と電解槽２との間の連結管１３は、ＣＯ２ガスの吸
収および温度調整効率の見地より、ＣＯ２圧入源水槽１
の上部に一端を接続し。

電解槽２のＮ２ガス上昇流と電解液の流れ方向を合せる
ため電解槽２の下部に他端を接続することが望ましい、
又、電解＃２と反応槽８との間の連結管１４は、電解が
終了し鉄を含んだ水を取出す必要性から、電解槽２の上
部（電極上部）より取り出し、反応槽８に接続すること
が望ましい。

上記構造とした場合、多槽１．２．８内の水位の検出・
監視は、これら３槽のうち反応槽８の水位の検出・監視
によって行うことができる。よって、これを下記に説明
する。

反応槽８内の上限水位は、上限水位計１１の検出結果に
基づく入口水流量の制御により、またはオーバーフロー
ライン１２により、上限水位を維持できる。これにより
、反応槽８から原子炉給水への注入水量に比べてＣＯ２
圧入源水槽１への供給水量が過大となった場合において
も多槽から水が漏洩することを防止できる。一方、原子
炉給水系へ空気が混入することを防止するためには、反
応槽８からの注入水取出点より上部に下限水位計９を設
け１反応槽８からの注入水流量過剰により水位が下限水
位を下回ることのない様に監視する必要がある。又、第
５図に示した上限水位計１１と下限水位計９との間に設
けた中間水位計１０は。

下限水位計９のバックアップのために、あるいはクラツ
ド化率を安定させるための反応槽の水量維持のために使
用することを考慮して設けたものである。この場合、中
間水位計１０以上の水位で注入ポンプ１５が働き、中間
水位計１ｏ以下の水位で注入ポンプ１５が停止するシス
テムとすることによって、装置は上限水位計１１あるい
はオーバ−フローライン１２の水位と中間水位計１０の
間で運転することが可能となる。

上記の給水鉄注入設備の監視および自動運転を行うため
の異常監視設備について第４図にまとめて詳細を以下説
明する。

電解液加温設備異常、電解電流異常、水位異常、注入圧
力異常、電解液の漏洩の検出とそれに対する対応が必要
であり、そのために次の如き手段を採る。

第１に、電解液加温設備異常について述べる。電邂液の
温度として温度計１７の指示値を検出ライン１９で監視
し、それが調整目標温度に許容変動幅を考慮した上限温
度を越えたか否かの判断を制御装置２０で行い一上限温
度に達し加温設備の異常が発生したと判断される場合は
加温設備の運転を停止する信号を制御装置２０から制御
ライン２１によって伝え、加温ヒータ１６の電源を停止
させる。

２番目に、電解電圧異常の監視においては、電解電圧を
常時検出ライン２２で監視し、電解電圧が予め設定した
上限値以上になったか否かを制御装置２０で判断し、上
限値を超えた場合には制御ライン２３で電解電源３Ｉを
停止させる信号を送り、電源の停止を行う。

３番目に、水位異常に関しては、先に述へた反応槽８の
下限水位計９の信号を検出ライン２４で制御装置２０に
送り、制御ライン２５で設備入口弁２６および出口弁２
７を閉にし且つ注入ポンプ１５を停止させる。この場合
は、実質的に設備停止となるため電解電源、ヒータ電源
等も停止させることが望ましい。

４番目に、注入圧力異常に関しては、注入ラインの系統
圧を圧力計２８で監視し、あらかじめ設定した圧力を越
えたか否かを常時検出ライン２９で監視し、圧力高とな
った場合は制御ライン３０で注入ポンプ１５の停止およ
び設備全体の運転停止を行う制御設備を設けることで対
応できる。

５番目に電解液の漏洩に関しては、給水鉄注入設備から
漏洩した電解液を設備の下部に設けた受皿３２で受け、
受皿３２で受けた電解液の水位、あるいは受皿３２で受
けた電解液を再び下流で受けるタンク３３の水位の有無
を検出器３４で常時監視し、これにより、上記の漏洩の
有無の信号を制御装置２０に送り、電解液漏洩が検知さ
れたときは、制御装置は入口弁２６を閉じて供給水を止
め、設備停止の動作を行う。

上記５つの異常のそれぞれは、いずれの異常が発生して
も給水鉄注入設備の健全な運転の継続は難しい場合が多
く、１つの異常検出で給水鉄注入設備全体の停止および
系統隔離を行うことが望ましい。この場合、１つの異常
検出で、加温設備停止、電解電源停止、注入ポンプ停止
、および、本給水鉄注入設備の入口弁および出口弁の閉
鎖を行なって系統隔離をすることになる。又、異常検出
によって作動する警報発生設備を付加すれば設備の早期
補修、復旧が可能となる。

さて、次に、本発明の給水鉄注入設備を実際のプラント
に適用した場合の実施例を、第１図により、以下説明す
る。

第１図において、電解液および注入水として使用する脱
塩水は、供給水タンク（不図示）から給水鉄注入設備の
ＣＯ２圧入源水槽１へ供給水配管３６により供給される
。この場合、供給水タンクの圧力が不足する場合は供給
水配管３６に供給水ポンプを追加する必要がある。

一般的な原子力発電プラントにおいては既設設備として
供給水タンクと供給水ポンプがあるため供給水ポンプの
追加は不要であるので第１図では省略した。入口弁３７
は定検期間中等の如く給水鉄注入設備が不用の際に系統
を手動隔離するために設ける。自動弁２６は給水鉄注入
設備の自動運転中に系統隔離が必要となった場合に作動
させる弁である。弁の種類としては電磁弁あるいは電動
モータ弁等の自動弁であればよい。

流量調節弁３８は給水鉄注入設備に供給する水量を調整
するために必要な弁である。流量の調整は流量ｉ＊弁３
８の下流に設けた流量計３９の指示値で行う。Ｃｏ２圧
入源水槽１に導かれた供給水は電気ヒータ１６で加温す
る。温度の調整は温度計１７で検出した結果で行い、設
定温度に調整するためサーモスタットを内蔵した温度制
御装置を設ける。又、この温度調節と同時に、下流の電
解槽２内で鉄電極５を電解するために十分な導電率を得
るため、Ｃｏ２圧入源水槽１の下部より炭酸ガスを吹き
込む。炭酸ガスの供給は複数個の炭酸ガスボンベ４０よ
り行い、炭酸ガス供給管４１、流量計４２．流量調節弁
４３および炭酸ガス停止時に水の逆流を防止できる逆止
弁４４を介して行う。

温度および導電率を調整した後の供給水は配管１３で電
解槽２の下部に導かれ、電極５の間を上昇する。その間
、電極５には直流電源３１より電流が供給され、鉄イオ
ンが電解液中に溶呂する。さらに電解液中には電解槽５
下部より窒素ガスを吹き込み、鉄電極表面にスケールの
付着することを抑制しながら運転する。電解槽５への窒
素ガスの供給は、複数の窒素ガスボンベ４５より、供給
配管４６、流量計４７、流量調節弁４８、逆止弁４９を
介して行なわれる。電解後の鉄イオン等を含んだ電解液
は反応槽８に導かれる。電解槽２と反応槽８との連結は
、第５図に示したように配管１４で行ってもよいが、連
結管内部へ鉄が付着し閉塞する可能性があるので、これ
を避けるため。

第１図では堰で連絡させた例として示す。従って電解鉄
を含んだ電解液は電解槽２の上部より堰を越えて反応槽
８にオーバフローすることとなる。このため、仮に反応
槽８内の水が無くなった場合においても電解槽２、Ｃｏ
２圧入源水槽１内の水が無くなることが防止でき、ヒー
タ１６のオーバヒートあるいは電解電圧の異常な上昇と
いう現象を防止することが可能となる。

反応槽８に導かれた電解鉄イオンを含む水は、撹拌機５
０で撹拌されるとともに、発電所内に在る圧縮空気系よ
り空気が吹き込まれ。

鉄イオンが水酸化鉄あるいは酸化鉄となってクラツド化
する。空気の供給は、供給配管５１゜流量計５２、流量
調節弁５３、逆止弁５４を介して行なう６ Ｃｏ２圧入源水槽１に供給された炭酸ガス、電解槽２に
供給された窒素ガスおよび反応槽８に供給された空気は
、電解槽２および反応槽８の上部に設けた排気管５５よ
り建屋内排気系ダクトに導かれて排出される。

反応槽８内の水位調整について述べると、電極式水位計
９および１０で下限水位および中間水位を検品する。上
限水位の調整は第１図ではオーバーフローライン１２で
行う場合の例を示した。注入ポンプ１５の運転は反応槽
８内に中間水位と上限水位の間に水がある場合に行い、
以て、給水系に空気が注入されない様配慮するとともに
、万一中間水位計ｌＯが何らかの原因で作動しなかった
場合を想定して下限水位計１１で注入ポンプ１５の停止
を行う。従って、上記懸念を考慮する必要が無い場合に
は下限水位計９あるいは中間水位計１０を削除してもよ
い。又、第１図に示した例では、電極式の水位計の例を
示したが、フロート式の水位計を採用してもよい。なお
フロート式水位計を長期間使用した場合には反応槽中の
電解鉄が作動部に付着し作動不良を起す可能性があるた
め定期的な点検が必要である。

反応槽８で十分クラツド化した注入鉄は注入配管５６、
注入ポンプ１５、流量調節弁５９、注入配管元弁６０を
介して原子炉給水配管６１に注入される。注入ポンプ１
５として往復動ポンプを使用する場合は注入圧が脈動す
るのでエアーチャンバー５７を設けて脈動防止を図る。

又、給水鉄注入設備の異常時に系Ｉ隔離を行うための自
動弁２７と、注入ポンプ１５の故障による給水鉄注入設
備内への給水逆流を防止するため逆止弁５８を設ける。

一方、注入配管内に残留する注入鉄の排出を目的とした
フラッシング配管６２を逆止弁下流便でかつ給水鉄注入
設備側に設ける。フラッシング配管６２には通常注入水
を流す必要がないため止弁６３を設ける。

さらに、給水鉄注入設備の点検時に反応槽８、電解槽２
およびＣ０２圧入源水槽１の水抜を行うための止弁６４
．６５．６６付きドレン配管６７．６８．６９を各槽下
部に設ける。

給水鉄注入設備の各種からの水漏洩を検出するため、受
皿３２と、水漏洩が生じた場合該受皿３２に受けられた
漏洩水を検出するための検出器３４とを設ける。第１図
に示した受皿３２は通常運転中の漏洩水の受けと、点検
中、各種の水抜管６７．６８．６９からの水抜水の受け
、及び、フラッシング配管６２からのフラッシング水の
受けとを兼ねる構造とした場合の例として示した。

点検中のドレン水の受皿３２からの排出は止弁６８を開
としてドレン配管６９．７０より、建屋内ドレン排出ロ
ア１へ行う。

上記の様な給水注入設備とすることによって、電解鉄を
クラツド化することが可能となり安定した注入運転が達
成でき、電解液の温度調整により安定した電解条件が達
成でき、給水系へ空気混入防止のための水位コントロー
ルが達成でき、実際のプラントにおいて自動運転が可能
な給水注入設備となる。

次に以上の給水鉄注入設備の運転および運転状態の自動
監視、自動停止のシステム構成例について第６図を用い
て述べる。

初めに注入ポンプのシステムは、注入ポンプ１５の運転
停止を手動で行うスイッチ７２の信号をＡＮＤ回路７３
に送り、ＯＲ回路７４を介して注入ポンプ電源７５に送
る。この際ＡＮＤ回路７３に反応槽８内の水位が中間水
位計１０の中間水位以上である場合に生じる「高」水位
信号が導かれれば注入ポンプ１５が作動する構成となっ
ている。又、中間水位計ｌＯの水位より低い場合には、
ＡＮＤ回＠７６に導かれた注入ポンプスイッチ７２の信
号と中間水位計１０の「中」の信号により、ＯＲ回路７
７、ワイプアウト７８、○Ｒ回路７４．ＮＯＴ回路７９
を介して注入ポンプ１５の運転が停止する。電解液温度
調整は、ヒータ１６の電源スィッチ８０を入れると温度
指示調節器８１およびサーモスタット８２を介してヒー
タ１６がヒータ電源８３に接続されることによって行わ
れる。又、給水鉄注入設備の入口自動弁２６および出口
自動弁２７は、制御盤上のスイッチ８４および８５の信
号で、ＯＲ回ｇ８６．８７を介してそれぞれの電ｇ８８
および８９を操作することによって作動される。同様に
電解用の直流電源および反応槽の撹拌器の操作は、夫々
、制御盤上のスイッチ９０および９１、ＯＲ回路９２お
よび９３．直流電源９４および撹拌器電源９５を介して
行う。

これらの注入ポンプ、加温用ヒータ、鉄注入設備入口お
よび出口弁、直流電源、撹拌器の回路に、反応槽の下限
水位計９の信号、電解電源装置３１からの電圧異常の信
号、ＣＯ２圧入源水槽の温度計１７の異常信号、注入ラ
イン中の圧力計２８の異常信号および水漏洩検品器３４
の異常信号をＯＲ回路９６．７７．９７．９８．９９．
１００、ワイプアウト７８．１０１．１０２．１０３．
１０４、およびＮＯＴ回路７９，１０５，１０６．１０
７．１０８を介してそれぞれ、注入ポンプ電源７５、加
温用ヒータ電源８３．入口自動弁（閉）電源８８、出口
自動弁（閉）電源８９、直流電源９４および撹拌器電源
９５に導くことによって、上記異常のいずれかによって
給水鉄注入設備の停止および系統隔離が達成できる。

さらに、反応槽の下限水位計９の異常信号、電解電源装
置３１からの異常信号、Ｃ○２圧入源水槽の温度計１７
の異常信号、注入ライン中の圧力計２８の異常信号およ
び水漏洩検品器３４からの異常信号が発生した場合には
、各々の信号を警報手段１０９，１１０．１１１．１１
２、および１１３に送り、警報を発生させる様にする。

第６図に示したようなシステム構成とすることによって
、設備の異常を自動検出し、異常が生じた場合には自動
停止させることができる。

次に、本発明の目的を損わずに設備の簡素化を考慮した
実施例を以下に説明する。

具体的には第７図に示すように、注入ポンプ１５として
注入圧力調整機能、注入流量調整機能および逆流防止機
能を有する往復動ポンプを使用することにより、第１図
の圧力計２８、逆止弁５８および流量調節弁５９を省略
しである。

又、電解電流を供給する直流電源３１として、電解電圧
の上限を設定できる機能を有する設備を設けることによ
って、電解電圧に対する管理システムが省略されている
。

上記結果として、第８図に示すように設備異常監視は１
反応槽下限水位計９、Ｃ○２圧入源水槽の温度計１７お
よび水漏洩検出器３４による監視の３件のみでよい。

更に他の実施例として、本発明の目的を損なわずに、設
備を最も簡素化した構成を第９図および第１０図を用い
て示す。

第９図において、給水鉄注入設備に供給する脱塩水の量
を注入ポンプ１５で送り比す量より十分多く設定する運
用を行うことによって。

反応槽８の下限水位計９を削除しである。この場合１通
常の運転時には、反応槽水位をオーバするためオーバフ
ローライン１２を設け、これにより、常時過剰水量を排
出しながら運転する。又、設備出口の自動隔離弁は、注
入ポンプ１５として逆流防止機能を有するポンプを用い
ることにより、削除することが可能となっている。さら
に、反応槽８へ供給する圧縮空気の量を、反応槽８中の
液の撹拌を行うのに十分な量に増加させることによって
、撹拌器５０が削除されている。

上記の設備構成および運用に基づく本実施例の場合の異
常監視項目は第１０図に示すように、ｃｏ２圧入源水槽
の温度計１７および水漏洩検畠器３４のみのものとなる
。又、設備出口自動弁および撹拌器の回路も省略できる
。

第１１図は以上述べた給水鉄注入設備と沸騰水型原子カ
プラントとの関係構成の説明回である。ｙＫ子炉１００
、主蒸気管１０１、タービン１０２、復水器１０３．復
水ポンプ１０４、復水浄化装置（ろ過器１０５、脱塩器
１０６）　、給水配管６１、給水加熱器１０７、原子炉
給水入口配管１０８で構成された１次冷却系の給水配管
６１内に１本発明の前記各実施例の給水鉄注入設！Ａか
ら、クラツド化した鉄を含む注入水を注入する。

一方、原子炉入口給水中のＦｅ／Ｎｉ比（重量比）を分
析器Ｂで計測し、この比が２以上（実際上は約３）にな
る様に注入設備Ａからの注入鉄濃度を制御する。この制
御は、通常、設備Ａ中の電解槽２の電解直流電源の電流
を制御することによって行う。これにより、先に［作用
コの項で述べた様に、溶出し難い安定なＦｅ２Ｎ１ｐ４
．Ｆｅ、ＣａＯ２という複合酸化物として腐食生成物を
原子炉燃料表面に付着蓄積させるようにするのである。

［発明の効果］ 原子炉給水に鉄をイオンの形でなくてクラッドの形で注
入することにより、鉄注入効率を向上させることができ
る。反応槽内でクラッドに変化さるべき鉄イオンを含有
した水を作るための電解槽への供給水の温度調整によっ
て電解槽の電解効率の安定化が達成できる。

反応槽内の水位の監視、調整により、原子炉給水へ空気
混入水を注入することの防止、反応槽における鉄のイオ
ンからクラッドへの変換の安定な遂行、電解槽の安定な
動作、多槽からの水漏れの防止が可能となる。また設備
の運転状態の監視を行い、異常の発生した場合、設備の
運転停止や系統隔離がなされ、安全が図られる。上記の
結果、実際のプラントへの適用性に優れた原子炉給水鉄
注入設備が得られる。

【図面の簡単な説明】

第１図は実際のプラントに適用した場合の本発明の給水
鉄注入設備の一実施例を示す図、第２図は電解鉄イオン
生成装置の従来例を示す図、第３図は電解鉄の溶解物（
イオン）と固形物（クラッド）による注入効率の違いを
示す試験結果のグラフ、第４図および第５図は本発明に
係る給水鉄注入設備の実施例を、夫々、設備の監視、制
御システムおよび水位の監視手段について示した図、第
６図は第１図の実施例に関する監視・制御系を示す図、
第７図は実際のプラントに適用した場合の本発明の給水
鉄注入設備の他の実施例を示す図、第８図は該実施例の
監視・制御系を示す図、第９図は同じく更に他の実施例
を示す図、第１０図は該実施例の監視・制御系を示す図
、第１１図は原子炉プラントに対する給水鉄注入設備の
関係を示す図である。 １・・・ＣＯ□圧入圧入槽水槽・・・電解槽８・・・反
応槽　　　　　　９・・・下限水位計１０・・・中間水
位計　　　１１・・上限水位計１２・・・オーバフロー
ライン １５・・・注入ポンプ　　　１６・・・加温ヒータ１７
・・・温度計　　　　　２６・・・入口自動弁２７・・
・出口自動弁　　　２８・・・圧力計３１・・・電解用
直流電源　３２・・・受皿３４・・・漏洩検品器 鉄注入濃度（ｐｐｂ＋ 第 図 第 図 第 図 第 図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １　沸騰水型原子力発電プラントの原子炉への給水中の
   鉄とニッケルとの重量比を所定値に制御する様に給水中
   のニッケルの重量濃度に応じて給水中に鉄を注入するた
   めの原子炉給水鉄注入設備において、鉄イオン含有水を
   作るための電解槽と、該電解槽から鉄イオン含有水を受
   け入れてこれを一時的に貯え、その中に空気または酸素
   を供給して鉄イオンを鉄の水酸化物または酸化物に変化
   させるための反応槽と、該反応槽で作られた鉄の水酸化
   物または酸化物を含有する水を原子炉給水の中に注入す
   る手段と、を備えたことを特徴とする、沸騰水型原子力
   発電プラントの原子炉給水鉄注入設備。 ２　電解槽は水と接する鉄電極を電解して鉄イオン含有
   水を作る電解槽であり、該電解槽への供給水の温度を調
   整する手段を設けたことを特徴とする請求項１記載の沸
   騰水型原子力発電プラントの原子炉給水鉄注入設備。 ３　電解槽への供給水に炭酸ガスを吹き込む炭酸ガス圧
   入源水槽を備え、前記の温度を調整する手段は、炭酸ガ
   ス圧入源水槽に設けられた制御可能なヒータを有するこ
   とを特徴とする請求項２記載の沸騰水型原子力発電プラ
   ントの原子炉給水鉄注入設備。 ４　反応槽内の水位を検出する手段、および、その検出
   された水位を所定水位または所定水位範囲内に保つよう
   に電解槽への供給水量及び／又は反応槽から原子炉給水
   への注入水量を制御する手段を設けたことを特徴とする
   請求項１、２または３記載の沸騰水型原子力発電プラン
   トの原子炉給水鉄注入設備。 ５　反応槽はオーバーフローラインを有し、反応槽内の
   水位は、該オーバーフローラインによって、または反応
   槽内水位検出手段による上限水位の検出に基づき前記供
   給水量及び／又は注入水量を制御することによって、上
   限水位を越えない様に調整されることを特徴とする請求
   項４記載の沸騰水型原子力発電プラントの原子炉給水鉄
   注入設備。 ６　反応槽内の水位は、反応槽内水位検出手段による下
   限水位の検出に基づき前記供給水量及び／又は注入水量
   を制御することによって、下限水位を下回らない様に調
   整されることを特徴とする請求項４又は５記載の沸騰水
   型原子力発電プラントの原子炉給水鉄注入設備。 ７　電解槽および炭酸ガス圧入源水槽内の上限水位が流
   体的連通により反応槽内の上限水位と一致する様にそれ
   ら各槽の配置および相互間連通構造が成されていること
   を特徴とする請求項３、４、５又は６記載の沸騰水型原
   子力発電プラントの原子炉給水鉄注入設備。 ８　電解槽内の水温、反応槽から原子炉給水への注入圧
   力もしくは電解槽の電解電圧が夫々所定の許容上限値を
   超えたこと、反応槽内の水位が所定の許容下限値を下回
   ったこと、または反応槽、電解槽もしくは炭酸ガス圧入
   源水槽から水漏洩が生じたことを検出して、電解槽供給
   水温度調整手段、電解槽の電解電流もしくは反応槽から
   原子炉給水への注入用ポンプの停止、または給水鉄注入
   設備の系統隔離、または警報発生を行う手段を備えた請
   求項１ないし７のいずれかに記載の沸騰水型原子力発電
   プラントの原子炉給水鉄注入設備。