JPH04236400A - 沸騰水型原子炉一次冷却系の水質制御方法及び装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉一次冷却系の水質制御方法及び装置Info
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- JPH04236400A JPH04236400A JP3004240A JP424091A JPH04236400A JP H04236400 A JPH04236400 A JP H04236400A JP 3004240 A JP3004240 A JP 3004240A JP 424091 A JP424091 A JP 424091A JP H04236400 A JPH04236400 A JP H04236400A
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Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は水冷却直接サイクル型原
子力プラントに係わり、燃料棒の健全性を維持するのに
好適な一次冷却系の水質制御方法に関する。
子力プラントに係わり、燃料棒の健全性を維持するのに
好適な一次冷却系の水質制御方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力プラント一次冷却系の系
統を図１に示す。
統を図１に示す。
【０００３】原子炉圧力容器１０内の炉心にある燃料集
合体で発生した蒸気は、タービン１，復水器２，復水ポ
ンプ３及び復水フィルタ４，復水脱塩器５等を経由して
、再び炉心内へもどる。
合体で発生した蒸気は、タービン１，復水器２，復水ポ
ンプ３及び復水フィルタ４，復水脱塩器５等を経由して
、再び炉心内へもどる。
【０００４】燃料集合体は、ジルカロイ製の燃料棒とそ
れを支持するスペーサ，タイプレート等より構成されて
いる。
れを支持するスペーサ，タイプレート等より構成されて
いる。
【０００５】ジルカロイ製の燃料棒は炉水と接触し、表
面で酸化反応を起こし、ノジュラー腐食といわれるレン
ズ状の酸化物を形成する。このノジュラー腐食は通常の
炉水条件，ジルカロイ材料においても発生するが、炉水
／材料／出力等ある条件がそろった場合、このノジュラ
ー腐食が急速に進み、異常腐食が発生し、燃料棒の破損
を引き起こした例が米国プラントにおいて報告されてい
る。
面で酸化反応を起こし、ノジュラー腐食といわれるレン
ズ状の酸化物を形成する。このノジュラー腐食は通常の
炉水条件，ジルカロイ材料においても発生するが、炉水
／材料／出力等ある条件がそろった場合、このノジュラ
ー腐食が急速に進み、異常腐食が発生し、燃料棒の破損
を引き起こした例が米国プラントにおいて報告されてい
る。
【０００６】被覆管の異常酸化による燃料破損例として
、米国内のＢＷＲプラントで発生したＣＩＬＣ（Ｃｒｕ
ｄ Ｉｎｄｕｃｅｄ Ｌｏｃａｌｉｚｅｄ Ｃｏｒｒｏ
ｓｉｏｎ）が知られている。
、米国内のＢＷＲプラントで発生したＣＩＬＣ（Ｃｒｕ
ｄ Ｉｎｄｕｃｅｄ Ｌｏｃａｌｉｚｅｄ Ｃｏｒｒｏ
ｓｉｏｎ）が知られている。
【０００７】（１）ダブリュ・イー・ベイリー・エト・
アル・トレンズ・イン・ビー・ダブリュ・アール・フュ
ーエル・パフォーマンス・エー・エヌ・エス・トピカル
・ミーティング・オン・ライト・ウォーター・リアクタ
ー・フューエル・パフォーマンス・オーランド・フロリ
ダ・エイプリル・１９８５（Ｗ．Ｅ．Ｂａｉｌｙ， ｅ
ｔ ａｌ．，“Ｔｒｅｎｄｓ ｉｎ ＢＷＲ Ｆｕｅｌ
Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ”， ＡＮＳ Ｔｏｐｉｃａ
ｌ Ｍｅｅｔｉｎｇ ｏｎ Ｌｉｇｈｔ ＷａｔｅｒＲ
ｅａｃｔｏｒ Ｆｕｅｌ Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ，
Ｏｒｌａｎｄｏ， Ｆｌｏｒｉｄａ Ａｐｒｉｌ，１９
８５）（２）エム・オー・マーロー・エト・アル・ニュ
ークリア・フューエル・クラッディング・ローカライズ
ド・コロージョン・エー・エヌ・エス・トピカル・ミー
ティング・オン・ライト・ウォーター・リアクター・フ
ューエル・パフォーマンス・オーランド・フロリダ・エ
イプリル・１９８５（Ｍ．Ｏ．Ｍａｒｌｏｗｅ， ｅｔ
ａｌ．，“Ｎｕｃｌｅａｒ Ｆｕｅｌ Ｃｌａｄｄｉ
ｎｇＬｏｃａｌｉｚｅｄ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ”， Ａ
ＮＳ Ｔｏｐｉｃａｌ Ｍｅｅｔｉｎｇ ｏｎ Ｌｉｇ
ｈｔ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ ＦｕｅｌＰｅｒｆ
ｏｒｍａｎｃｅ，Ｏｒｌａｎｄｏ， Ｆｌｏｒｉｄａ
Ａｐｒｉｌ， １９８５）この破損は通常のノジュラー
コロージョンとは区別され、材料の耐食性の他、特にク
ラッド中の銅（Ｃｕ）の影響が重要視されている。銅を
多量に含んだクラッドは被覆管表面に硬く付着するが、
このクラッドが一部剥離して被覆管との間にできたスチ
ームブランケット（蒸気層）により温度上昇をもたらし
、酸化を加速させ、最終的に破損に至ったというもので
ある。
アル・トレンズ・イン・ビー・ダブリュ・アール・フュ
ーエル・パフォーマンス・エー・エヌ・エス・トピカル
・ミーティング・オン・ライト・ウォーター・リアクタ
ー・フューエル・パフォーマンス・オーランド・フロリ
ダ・エイプリル・１９８５（Ｗ．Ｅ．Ｂａｉｌｙ， ｅ
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Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ”， ＡＮＳ Ｔｏｐｉｃａ
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Ｏｒｌａｎｄｏ， Ｆｌｏｒｉｄａ Ａｐｒｉｌ，１９
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ークリア・フューエル・クラッディング・ローカライズ
ド・コロージョン・エー・エヌ・エス・トピカル・ミー
ティング・オン・ライト・ウォーター・リアクター・フ
ューエル・パフォーマンス・オーランド・フロリダ・エ
イプリル・１９８５（Ｍ．Ｏ．Ｍａｒｌｏｗｅ， ｅｔ
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ｎｇＬｏｃａｌｉｚｅｄ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ”， Ａ
ＮＳ Ｔｏｐｉｃａｌ Ｍｅｅｔｉｎｇ ｏｎ Ｌｉｇ
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ｏｒｍａｎｃｅ，Ｏｒｌａｎｄｏ， Ｆｌｏｒｉｄａ
Ａｐｒｉｌ， １９８５）この破損は通常のノジュラー
コロージョンとは区別され、材料の耐食性の他、特にク
ラッド中の銅（Ｃｕ）の影響が重要視されている。銅を
多量に含んだクラッドは被覆管表面に硬く付着するが、
このクラッドが一部剥離して被覆管との間にできたスチ
ームブランケット（蒸気層）により温度上昇をもたらし
、酸化を加速させ、最終的に破損に至ったというもので
ある。
【０００８】ＣＩＬＣ破損の発生初期において、米国に
て、原因究明のためにＣＩＬＣの発生した燃料棒のクラ
ッドの採取・分析、並びに酸化膜の断面金相観察、分析
等を実施し、以下の情報が報告されている。
て、原因究明のためにＣＩＬＣの発生した燃料棒のクラ
ッドの採取・分析、並びに酸化膜の断面金相観察、分析
等を実施し、以下の情報が報告されている。
【０００９】■ 破損燃料棒の破損部にはＣｕリッチ
のクラッド付着が確認された。すなわち、通常の健全燃
料棒におけるＣｕ／Ｆｅ比は、５〜１０％であるのに対
して、破損部では約５０％とかなり高い値を示した。
のクラッド付着が確認された。すなわち、通常の健全燃
料棒におけるＣｕ／Ｆｅ比は、５〜１０％であるのに対
して、破損部では約５０％とかなり高い値を示した。
【００１０】■ ノジュールとノジュールの間にＣｕ
が堆積していることがわかった。
が堆積していることがわかった。
【００１１】■ 腐食の進んだ所では、酸化膜の中に
サンドイッチ状にＣｕ層が形成されていることがわかっ
た。
サンドイッチ状にＣｕ層が形成されていることがわかっ
た。
【００１２】■ 貫通欠陥に近い減肉が確認された。
【００１３】以上の調査結果より、以下に示す破損メカ
ニズムが考えられる。すなわち、耐食性の良くない被覆
管には多数のノジュールが形成されるので、ノジュール
とノジュールの間の熱流束が高くなりその部分に選択的
にＣｕが濃縮・堆積する。
ニズムが考えられる。すなわち、耐食性の良くない被覆
管には多数のノジュールが形成されるので、ノジュール
とノジュールの間の熱流束が高くなりその部分に選択的
にＣｕが濃縮・堆積する。
【００１４】このＣｕは、徐々にノジュール中のクラッ
ク内に浸透し、ＺｒＯ２−Ｃｕ（ＣｕＯ）−ＺｒＯ２層
が形成される。
ク内に浸透し、ＺｒＯ２−Ｃｕ（ＣｕＯ）−ＺｒＯ２層
が形成される。
【００１５】形成されたＣｕ（ＣｕＯ）層は、ガサガサ
で内部に多数の水蒸気層を含むので、熱伝達が悪く、更
にその下部の酸化膜が厚くなる。この際、体積膨張によ
ってＣｕ（ＣｕＯ）層を界面とした剥離が生じる。その
後は、燃料棒表面でのスムースな熱伝達が行われなくな
るので（ガサガサのＣｕ（ＣｕＯ）層が残っている）、
時間と共に酸化，剥離が進み、貫通欠陥が形成される。
で内部に多数の水蒸気層を含むので、熱伝達が悪く、更
にその下部の酸化膜が厚くなる。この際、体積膨張によ
ってＣｕ（ＣｕＯ）層を界面とした剥離が生じる。その
後は、燃料棒表面でのスムースな熱伝達が行われなくな
るので（ガサガサのＣｕ（ＣｕＯ）層が残っている）、
時間と共に酸化，剥離が進み、貫通欠陥が形成される。
【００１６】以上に示すように、ＣＩＬＣ破損は、図２
に示すように以下の３つの条件が揃った時に発生する特
異な事象と考えられる。
に示すように以下の３つの条件が揃った時に発生する特
異な事象と考えられる。
【００１７】（１） 材 料 ： 耐ノジ
ュラー腐食性能の低い被覆管 （２） 使用条件 ： 出力履歴等（３） 水
質 ： Ｃｕ濃度の高い炉水このＣＩＬＣ
破損を防止する方法として、特開昭６３−５８２２３
号公報に示される様に、ジルカロイ材料の耐食性を向上
させ、ノジュラー発生そのものを少なくする方法が報告
されている。しかしながら、水質条件には考慮がなされ
ておらず、耐食性の悪い材料が使用された場合、ＣＩＬ
Ｃ破損が発生する可能性がある。
ュラー腐食性能の低い被覆管 （２） 使用条件 ： 出力履歴等（３） 水
質 ： Ｃｕ濃度の高い炉水このＣＩＬＣ
破損を防止する方法として、特開昭６３−５８２２３
号公報に示される様に、ジルカロイ材料の耐食性を向上
させ、ノジュラー発生そのものを少なくする方法が報告
されている。しかしながら、水質条件には考慮がなされ
ておらず、耐食性の悪い材料が使用された場合、ＣＩＬ
Ｃ破損が発生する可能性がある。
【００１８】また、特開昭５５−６３７９８ 号公報に
、運転初期に給水中の第一鉄イオンの濃度をコントロー
ルして、プラント給水系統の耐食性を向上する方法が報
告されているが、燃料棒表面の酸化抑制については配慮
がなされていない。
、運転初期に給水中の第一鉄イオンの濃度をコントロー
ルして、プラント給水系統の耐食性を向上する方法が報
告されているが、燃料棒表面の酸化抑制については配慮
がなされていない。
【００１９】
【発明が解決しようとする課題】本発明では、給水中の
Ｆｅ，Ｃｕ濃度をコントロールすることにより、ＣＩＬ
Ｃ燃料棒へのＣｕ付着量を抑制し、ひいては燃料体の破
損を防ぐことを目的としている。
Ｆｅ，Ｃｕ濃度をコントロールすることにより、ＣＩＬ
Ｃ燃料棒へのＣｕ付着量を抑制し、ひいては燃料体の破
損を防ぐことを目的としている。
【００２０】
【課題を解決するための手段】上記目的は、原子炉，タ
−ビン，復水器，浄化装置及び給水ヒ−タを主たる構成
要素として順次含む水冷却直接サイクル型原子力プラン
トにおいて、冷却水中の鉄及び銅濃度を測定する装置，
炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を算出し、設定値以下の場合
には、設定値以上となる鉄分量を冷却水中に供給するた
め、前記鉄及び銅濃度の測定デ−タから鉄濃度の不足量
を算出し、冷却水中の鉄分を最適量に制御する装置を備
えた鉄注入装置を設けたことを特徴とする水冷却直接サ
イクル型原子力プラントにより達成される。
−ビン，復水器，浄化装置及び給水ヒ−タを主たる構成
要素として順次含む水冷却直接サイクル型原子力プラン
トにおいて、冷却水中の鉄及び銅濃度を測定する装置，
炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を算出し、設定値以下の場合
には、設定値以上となる鉄分量を冷却水中に供給するた
め、前記鉄及び銅濃度の測定デ−タから鉄濃度の不足量
を算出し、冷却水中の鉄分を最適量に制御する装置を備
えた鉄注入装置を設けたことを特徴とする水冷却直接サ
イクル型原子力プラントにより達成される。
【００２１】
【作用】本発明は、冷却水中の鉄及び銅濃度を測定し、
測定されたデ−タから炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を算出
し、算出された濃度比が２以上となるように冷却水中の
鉄濃度を鉄注入装置から注入する鉄の量により制御する
ものである。炉水中に存在するＣｕ２＋イオンは、鉄ク
ラッドが存在しないとき燃料棒表面に沸騰析出する際、
Ｃｕ２Ｏとして付着するので、そのイオン価数が＋２か
ら＋１に変化する。このイオン価数の変化がジルコニウ
ム（Ｚｒ）の酸化を促進させるため、燃料被覆管の腐食
が加速されること、さらに、硝酸イオン等の酸化性不純
物が共存すると、図３に示すように、Ｃｕイオンが触媒
的に働き腐食加速が繰り返されることを新たに見出した
。 これに対して、炉水中のＦｅ／Ｃｕ比を２以上に保つこ
とは燃料棒表面に付着する銅の化学形態を安定なフェラ
イト酸化物（ＣｕＦｅ２Ｏ４）として固定化することに
より、炉水中のＣｕ２＋イオンが燃料表面に析出する際
に、炉水中のＣｕイオン価数と燃料付着物中のＣｕイオ
ン価数が変化しないため燃料被覆管表面での腐食反応を
加速させることがなくなり、燃料棒の健全性を確保する
ことができる。すなわち、炉水中のＣｕ２＋イオンは燃
料棒表面上で鉄クラッドと下記の反応を起こし、熱力学
的により安定なフェライト酸化物を形成する。
測定されたデ−タから炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を算出
し、算出された濃度比が２以上となるように冷却水中の
鉄濃度を鉄注入装置から注入する鉄の量により制御する
ものである。炉水中に存在するＣｕ２＋イオンは、鉄ク
ラッドが存在しないとき燃料棒表面に沸騰析出する際、
Ｃｕ２Ｏとして付着するので、そのイオン価数が＋２か
ら＋１に変化する。このイオン価数の変化がジルコニウ
ム（Ｚｒ）の酸化を促進させるため、燃料被覆管の腐食
が加速されること、さらに、硝酸イオン等の酸化性不純
物が共存すると、図３に示すように、Ｃｕイオンが触媒
的に働き腐食加速が繰り返されることを新たに見出した
。 これに対して、炉水中のＦｅ／Ｃｕ比を２以上に保つこ
とは燃料棒表面に付着する銅の化学形態を安定なフェラ
イト酸化物（ＣｕＦｅ２Ｏ４）として固定化することに
より、炉水中のＣｕ２＋イオンが燃料表面に析出する際
に、炉水中のＣｕイオン価数と燃料付着物中のＣｕイオ
ン価数が変化しないため燃料被覆管表面での腐食反応を
加速させることがなくなり、燃料棒の健全性を確保する
ことができる。すなわち、炉水中のＣｕ２＋イオンは燃
料棒表面上で鉄クラッドと下記の反応を起こし、熱力学
的により安定なフェライト酸化物を形成する。
【００２２】
【化１】
Ｃｕ（ＯＨ）２＋α・Ｆｅ２Ｏ３→ＣｕＦｅ２Ｏ４＋Ｈ
２Ｏ
２Ｏ
【００２３】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図１により説明す
る。図１は沸騰水型原子力プラント一次冷却系の系統を
示した図であり、復水器２を出た腐食生成物を含む復水
は復水ポンプ３により復水プレフィルタ４及び復水脱塩
器５を通過する際その腐食生成物の大部分が除去される
。浄化された水は給水ポンプ６、低圧給水加熱器７，昇
圧ポンプ８，高圧給水加熱器９を通って原子炉圧力容器
１０に導かれる。原子炉圧力容器１０に持ち込まれる鉄
や銅等の腐食生成物は、復水脱塩器５で除去されなかっ
たものに、給水系配管等の腐食によって発生するものが
加わったものとなる。また、原子炉圧力容器１０に持ち
込まれた腐食生成物の一部は、原子炉再循環ポンプ１１
の上流側から分岐された位置に設置されている原子炉浄
化装置１２により除去される。したがって、炉水中の腐
食生成物濃度は、給水からの持ち込みと炉内における付
着，溶出，剥離及び浄化系での除去のバランスによって
定まっている。
る。図１は沸騰水型原子力プラント一次冷却系の系統を
示した図であり、復水器２を出た腐食生成物を含む復水
は復水ポンプ３により復水プレフィルタ４及び復水脱塩
器５を通過する際その腐食生成物の大部分が除去される
。浄化された水は給水ポンプ６、低圧給水加熱器７，昇
圧ポンプ８，高圧給水加熱器９を通って原子炉圧力容器
１０に導かれる。原子炉圧力容器１０に持ち込まれる鉄
や銅等の腐食生成物は、復水脱塩器５で除去されなかっ
たものに、給水系配管等の腐食によって発生するものが
加わったものとなる。また、原子炉圧力容器１０に持ち
込まれた腐食生成物の一部は、原子炉再循環ポンプ１１
の上流側から分岐された位置に設置されている原子炉浄
化装置１２により除去される。したがって、炉水中の腐
食生成物濃度は、給水からの持ち込みと炉内における付
着，溶出，剥離及び浄化系での除去のバランスによって
定まっている。
【００２４】炉水中の鉄及び銅濃度は、原子炉浄化装置
１２の上流側に設置されているサンプリングライン１３
を通して採取された試料を濃度測定装置１４により測定
することから知ることができる。本発明では、このよう
に測定された炉水中の鉄及び銅濃度からＦｅ／Ｃｕ濃度
比を算出し、この比の値が２より小さい時には、復水脱
塩器出口側に鉄発生装置１５から給水中に注入する鉄の
量を注入制御弁１６の開度を大きくして、炉水中のＦｅ
／Ｃｕ濃度比が２以上になるまで注入する鉄の量を増加
させる。このようにして、炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を
２以上に制御することにより、燃料棒表面に付着する銅
を安定なフェライト酸化物の化学形態に固定化すること
ができ、燃料被覆管の主要構成元素であるジルコニウム
の腐食の加速を防止することが可能となる。
１２の上流側に設置されているサンプリングライン１３
を通して採取された試料を濃度測定装置１４により測定
することから知ることができる。本発明では、このよう
に測定された炉水中の鉄及び銅濃度からＦｅ／Ｃｕ濃度
比を算出し、この比の値が２より小さい時には、復水脱
塩器出口側に鉄発生装置１５から給水中に注入する鉄の
量を注入制御弁１６の開度を大きくして、炉水中のＦｅ
／Ｃｕ濃度比が２以上になるまで注入する鉄の量を増加
させる。このようにして、炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を
２以上に制御することにより、燃料棒表面に付着する銅
を安定なフェライト酸化物の化学形態に固定化すること
ができ、燃料被覆管の主要構成元素であるジルコニウム
の腐食の加速を防止することが可能となる。
【００２５】ただし、必要以上の鉄の炉内への持ち込み
は、炉内で鉄が中性子照射を受けることにより、５４Ｍ
ｎ，５９Ｆｅ等の放射性核種が生成されるので、プラン
トの線量当量率を高くすることになるので好ましくない
。 したがって、炉水中の銅濃度に応じた鉄濃度制御が必要
になる。
は、炉内で鉄が中性子照射を受けることにより、５４Ｍ
ｎ，５９Ｆｅ等の放射性核種が生成されるので、プラン
トの線量当量率を高くすることになるので好ましくない
。 したがって、炉水中の銅濃度に応じた鉄濃度制御が必要
になる。
【００２６】実施例２
第１の実施例では、炉水中の鉄と銅の濃度比だけで、給
水中の鉄濃度を制御するものであったが、銅の濃度が十
分に低ければ銅イオンが燃料に付着する際のイオン価数
変化によるジルコニウムの腐食加速効果が存在したとし
ても、燃料棒の供用期間中にジルコニウムの腐食量は問
題にならないと考えられる。図４に鉄クラッド濃度≒０
で燃料被覆材（Ｚｒｙ−２）を１０００時間ＢＷＲプラ
ントの炉心模擬条件下で腐食試験した時の腐食増量を共
存するＣｕイオン濃度の関数として調べた結果を示す。 縦軸の腐食増量は、Ｃｕイオンを含まない時の腐食増量
を１とした相対値で示した。図４からＣｕイオン濃度が
１ｐｐｂ以上でＣｕイオンによる腐食加速効果が顕著に
なることがわかる。したがって、炉水中の銅イオン濃度
が１ｐｐｂ未満（望ましくは、０．５ ｐｐｂ以下）の
時は鉄濃度を制御する必要がないので、１ｐｐｂ（望ま
しくは、０．５ ｐｐｂ）を超えた場合にだけ、炉水中
のＦｅ／Ｃｕ濃度比を２以上に保つように給水中の鉄濃
度を制御することにより、燃料被覆管の健全性を燃料の
供用期間中にわたって維持することができる。
水中の鉄濃度を制御するものであったが、銅の濃度が十
分に低ければ銅イオンが燃料に付着する際のイオン価数
変化によるジルコニウムの腐食加速効果が存在したとし
ても、燃料棒の供用期間中にジルコニウムの腐食量は問
題にならないと考えられる。図４に鉄クラッド濃度≒０
で燃料被覆材（Ｚｒｙ−２）を１０００時間ＢＷＲプラ
ントの炉心模擬条件下で腐食試験した時の腐食増量を共
存するＣｕイオン濃度の関数として調べた結果を示す。 縦軸の腐食増量は、Ｃｕイオンを含まない時の腐食増量
を１とした相対値で示した。図４からＣｕイオン濃度が
１ｐｐｂ以上でＣｕイオンによる腐食加速効果が顕著に
なることがわかる。したがって、炉水中の銅イオン濃度
が１ｐｐｂ未満（望ましくは、０．５ ｐｐｂ以下）の
時は鉄濃度を制御する必要がないので、１ｐｐｂ（望ま
しくは、０．５ ｐｐｂ）を超えた場合にだけ、炉水中
のＦｅ／Ｃｕ濃度比を２以上に保つように給水中の鉄濃
度を制御することにより、燃料被覆管の健全性を燃料の
供用期間中にわたって維持することができる。
【００２７】本実施例では、銅イオンレベルが低い時の
鉄注入が不要となるので、必要以上の鉄の炉内への持ち
込みによって生成される５４Ｍｎ，５９Ｆｅ等の放射性
核種を少なくできるので、プラントの線量当量率をより
低く保つことができる効果がある。さらに、炉水中の銅
イオン濃度を制御不要限界の指標として用いたことによ
り、銅イオン濃度の測定精度が給水に比べて高く、制御
限界に対する信頼性が高くなる効果がある。
鉄注入が不要となるので、必要以上の鉄の炉内への持ち
込みによって生成される５４Ｍｎ，５９Ｆｅ等の放射性
核種を少なくできるので、プラントの線量当量率をより
低く保つことができる効果がある。さらに、炉水中の銅
イオン濃度を制御不要限界の指標として用いたことによ
り、銅イオン濃度の測定精度が給水に比べて高く、制御
限界に対する信頼性が高くなる効果がある。
【００２８】実施例３
実施例２では、炉水中の銅イオン濃度を制御不要限界の
指標として用いたが、給水中の銅イオン濃度を制御不要
限界の指標として用いることも考えられる。すなわち、
図１に示してあるように、高圧給水加熱器９と原子炉圧
力容器１０の間に設置されている給水サンプリングライ
ン１７から採取した冷却水中の銅イオン濃度を濃度測定
装置１４で測定し、測定した銅イオン濃度が、炉内での
濃縮倍率を考慮して、１ｐｐｂ未満におさまる時は鉄濃
度を制御する必要がないので、炉内で１ｐｐｂを超えた
場合にだけ、炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を２以上に保つ
ように給水中の鉄濃度を制御することにより、燃料被覆
管の健全性を燃料の供用期間中にわたって維持すること
ができる。
指標として用いたが、給水中の銅イオン濃度を制御不要
限界の指標として用いることも考えられる。すなわち、
図１に示してあるように、高圧給水加熱器９と原子炉圧
力容器１０の間に設置されている給水サンプリングライ
ン１７から採取した冷却水中の銅イオン濃度を濃度測定
装置１４で測定し、測定した銅イオン濃度が、炉内での
濃縮倍率を考慮して、１ｐｐｂ未満におさまる時は鉄濃
度を制御する必要がないので、炉内で１ｐｐｂを超えた
場合にだけ、炉水中のＦｅ／Ｃｕ濃度比を２以上に保つ
ように給水中の鉄濃度を制御することにより、燃料被覆
管の健全性を燃料の供用期間中にわたって維持すること
ができる。
【００２９】例えば、原子炉浄化系の容量を１％とする
と、炉内での濃縮倍率は１００となり、給水濃度が０．
０１ｐｐｂ を超した場合にだけＦｅ／Ｃｕ濃度比の制
御を行えばよい。浄化系容量を可変制御して濃縮倍率を
変化させ、給水中のＣｕイオン濃度の制限値を可変設定
することもできる。
と、炉内での濃縮倍率は１００となり、給水濃度が０．
０１ｐｐｂ を超した場合にだけＦｅ／Ｃｕ濃度比の制
御を行えばよい。浄化系容量を可変制御して濃縮倍率を
変化させ、給水中のＣｕイオン濃度の制限値を可変設定
することもできる。
【００３０】
【発明の効果】本発明によれば、燃料棒表面に付着する
銅の化学形態をフェライト酸化物とすることにより、炉
水中の銅イオンの価数と同じに保つことができるので、
ジルコニウムの腐食を加速することがなく、燃料被覆管
の健全性を燃料の供用期間中にわたって維持できる効果
がある。
銅の化学形態をフェライト酸化物とすることにより、炉
水中の銅イオンの価数と同じに保つことができるので、
ジルコニウムの腐食を加速することがなく、燃料被覆管
の健全性を燃料の供用期間中にわたって維持できる効果
がある。
【図１】本発明の一実施例を示すための沸騰水型原子力
プラント一次冷却系の系統図である。
プラント一次冷却系の系統図である。
【図２】ＣＩＬＣ破損が発生する条件を示した図である
。
。
【図３】ＣｕイオンによるＺｒの腐食加速メカニズムを
示した図である。
示した図である。
【図４】Ｃｕイオン濃度とＺｒの腐食増量の関係を示し
た図である。
た図である。
１…タービン、２…復水器、３…復水ポンプ、４…復水
プレフィルタ、５…復水脱塩器、６…給水ポンプ、７…
低圧給水加熱器、８…昇圧ポンプ、９…高圧給水加熱器
、１０…原子炉圧力容器、１１…再循環ポンプ、１２…
原子炉浄化装置、１３…サンプリングライン、１４…濃
度測定装置、１５…鉄注入装置、１６…鉄注入量制御弁
、１７…給水サンプリングライン。
プレフィルタ、５…復水脱塩器、６…給水ポンプ、７…
低圧給水加熱器、８…昇圧ポンプ、９…高圧給水加熱器
、１０…原子炉圧力容器、１１…再循環ポンプ、１２…
原子炉浄化装置、１３…サンプリングライン、１４…濃
度測定装置、１５…鉄注入装置、１６…鉄注入量制御弁
、１７…給水サンプリングライン。
Claims (7)
- 【請求項１】沸騰水型原子炉の炉水中の鉄濃度と銅濃度
との比を（Ｆｅ／Ｃｕ）が、所定値以上となるように、
給水系の鉄と銅濃度を制御することを特徴とする沸騰水
型原子炉一次冷却系の水質制御方法。 - 【請求項２】沸騰水型原子炉の炉水中の鉄濃度と銅濃度
との比の所定値を２とすることを特徴とする請求項１記
載の沸騰水型原子炉一次冷却系の水質制御方法。 - 【請求項３】炉水中の銅イオン濃度を指標とし、銅イオ
ン濃度が設定値を超えた場合に、炉水中の鉄濃度と銅濃
度との比を（Ｆｅ／Ｃｕ）が、所定値以上となるように
、給水系の鉄濃度を制御することを特徴とする沸騰水型
原子炉一次冷却系の水質制御方法。 - 【請求項４】炉水中の銅イオン濃度の設定値を１ｐｐｂ
とすることを特徴とする請求項３記載の沸騰水型原子炉
一次冷却系の水質制御方法。 - 【請求項５】給水系の銅イオン濃度を指標とし、銅イオ
ン濃度が設定値を超えた場合に、炉水中の鉄濃度と銅濃
度との比を（Ｆｅ／Ｃｕ）が、所定値以上となるように
、給水系の鉄濃度を制御することを特徴とする沸騰水型
原子炉一次冷却系の水質制御方法。 - 【請求項６】給水系の銅イオン濃度の設定値を０．０１
ｐｐｂとすることを特徴とする請求項５記載の沸騰水
型原子炉一次冷却系の水質制御方法。 - 【請求項７】少なくとも給水又は炉水中の銅イオン濃度
分析装置と、給水又は炉水中のＦｅ／Ｃｕ比制御装置を
備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉一次冷却系の水
質制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3004240A JPH04236400A (ja) | 1991-01-18 | 1991-01-18 | 沸騰水型原子炉一次冷却系の水質制御方法及び装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3004240A JPH04236400A (ja) | 1991-01-18 | 1991-01-18 | 沸騰水型原子炉一次冷却系の水質制御方法及び装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04236400A true JPH04236400A (ja) | 1992-08-25 |
Family
ID=11579028
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3004240A Pending JPH04236400A (ja) | 1991-01-18 | 1991-01-18 | 沸騰水型原子炉一次冷却系の水質制御方法及び装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04236400A (ja) |
-
1991
- 1991-01-18 JP JP3004240A patent/JPH04236400A/ja active Pending
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