JPH05172990A - 原子炉冷却材中への鉄クラッド供給装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉水イオン性放射能濃度を低減して、配管
の表面線量率を低減し、プラント内の放射線被ばく線量
を低くするとともに鉄クラッド濃度のコントロールが容
易にできる。 【構成】純水補給系（ＭＵＷＰ）から導入した純水を脱
気器11で脱気し、炭酸ガス容器12内に導入し、脱気した
純水中に炭酸ガスを吹き込む。炭酸ガスを含んだ水は電
解槽13に送られる。電解槽13において炭素鋼の電気分解
で鉄イオンを発生させる。鉄イオンを含んだ水はクラッ
ド熟成槽14で酸化された鉄イオンはクラッド化される。
鉄クラッドを含んだ水はイオン交換樹脂カラム16を通
り、ポンプ15で系統に注入され、系統から原子炉内に給
水される。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力発電プラ
ントの原子炉冷却材中へ鉄クラッドを供給する原子炉冷
却材中への鉄クラッド供給装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】近年、沸騰水型原子力発電プラントにお
いては各系統の接液部に耐食性の大きい金属材料を採用
し、従来に比べて腐食生成物の発生を大幅に低減させ、
給水系における鉄クラッド濃度を極低濃度（１ｐｐｂ以
下）とすることのできる、いわゆる低クラッドプラント
が開発されている。しかしながら、このような低クラッ
ドプラントでは鉄クラッド濃度が逆に低すぎるために次
のような問題が起きている。

【０００３】すなわち、一般に、沸騰水型原子力発電プ
ラントの運転開始時には、ステンレス鋼製の給水ヒータ
等の初期腐食によってニッケルイオンが溶出し、給水系
から炉水系へと持ち込まれる。また、炉水系において
も、ステンレス鋼製あるいはインコネル製の再循環系配
管、原子炉内構造物等から原子炉水中にニッケルイオン
が溶出する。

【０００４】従来のプラントでは給水系における鉄クラ
ッド濃度が高いので、これらの鉄クラッドが発生したニ
ッケルイオンと反応し、ニッケルスピネル等の複合酸化
物を生成し、これらの酸化物は燃料被覆管の表面におい
て沸騰濃縮現象によって固定される。また、炉内で発生
したイオン性放射能（主にＣｏ−５８、Ｃｏ−６０）も
ニッケルイオンとほぼ同様に移行し、大部分は酸化物と
して燃料表面上に固定される。

【０００５】ところが、上述した低クラッドプラントで
は発生したニッケルイオンと反応するのに充分な鉄クラ
ッドがプラントの運転開始前後の時期には存在せず、鉄
クラッドが不足する環境にある。そのため、過剰なニッ
ケルイオンは原子炉水中に残留し、濃度が高まる（最大
で、数ppb となることが報告されている）。

【０００６】また、イオン性放射能もこの時期に原子炉
水中濃度が非常に高くなる。これは、発生した放射能が
全量酸化物として燃料被覆管に固定されず、原子炉水中
にイオンとして残留するからである。原子炉水中のイオ
ン性放射能は一次系の接液部の配管材料の腐食に伴って
生成される腐食皮膜に取り込まれるが、放射能濃度が高
いと皮膜中に取り込まれる放射能量が多くなり、その結
果、配管表面における放射線量率（配管線量率）が高ま
る。さらに、配管線量率が高まると、プラントの作業環
境の空間線量が高くなり、各種作業員の放射線被ばく線
量を高めることとなる。

【０００７】このため、低クラッドプラントでは運転開
始前後に発生するニッケルイオンを複合酸化物として燃
料被覆管の表面に固定させるため、不足する鉄クラッド
を計画的に一次系に導入し、原子炉水放射能濃度の抑制
を図る水質管理を行っている。

【０００８】鉄クラッドを一次系に導入するための具体
的な方法としては、復水前置ろ過器（ＣＦ）のバイパス
運転および模擬鉄クラッドの注入の２種類の方法がある
が、以下、まず復水前置ろ過器のバイパス運転から説明
する。

【０００９】図２に示すように低クラッドプラントでは
沸騰水型原子炉１内で発生し、高圧タービン２、低圧タ
ービン３で仕事をした蒸気を復水器４で凝縮させ、この
復水を復水前置ろ過器５と復水脱塩器（ＣＤ）６の２シ
ステムからなる復水浄化系で浄化し、しかる後、給水加
熱器７を経由して再び原子炉１に循環させている。

【００１０】また、復水前置ろ過器５にはバイパス経路
８が設けられており、このバイパス経路８によって復水
を全部、あるいは一部バイパスすることにより、復水脱
塩器６にクラッド負荷をかける。復水脱塩器６は本来、
イオン性の不純物を除去するために設置されたものであ
るので、鉄クラッドは一部復水脱塩器６を通り抜けるこ
ととなる。すなわち、意図的に復水浄化系の鉄クラッド
除去能力を低下させて、給水中の鉄クラッド濃度を高め
る方法である。

【００１１】図４は実際の沸騰水型原子力発電プラント
において、復水前置ろ過器５のバイパス運転によって原
子炉水中のイオン性放射能の１つであるＣｏ−５８の放
射能濃度が大幅に減少したデータ例を示すものである。
この図に示されるように、上記プラントでは、運転開始
直後からＣｏ−５８の濃度が次第に高まり、約1.5 ×10
^-3μＣｉ／ｍｌまで上昇した。

【００１２】上記プラントでは、その時点で復水前置ろ
過器５のバイパス運転を開始したので、原子炉水の放射
能濃度はその直後から激減し安定した。これは復水前置
ろ過器５をバイパスしたことによって鉄クラッドが原子
炉水まで到達し、燃料被覆管の表面における沸騰濃縮現
象により、Ｃｏ−５８のが被覆管に固定されたことによ
る。

【００１３】しかしながら、この方法では復水前置ろ過
器５のバイパスによって復水脱塩器６にクラッド負荷を
かけるため復水脱塩器６が汚染される。復水脱塩器６を
浄化するには復水脱塩器６を構成するイオン交換樹脂の
逆洗、再生を必要とし、それによって発生する廃棄物や
その手間は膨大である。また、復水脱塩器６は数塔ある
がその間の流量バランスが崩れるなど、復水前置ろ過器
５のバイパス運転による２次的な障害も報告されてい
る。さらに、復水脱塩器６をリークする鉄クラッドを利
用するため、濃度のコントロールが難しい等の問題があ
る。

【００１４】一方、プラントで自然発生する鉄クラッド
の代用として、系外で発生させた鉄クラッド（模擬クラ
ッド）を注入する方法では、図２に示したように復水脱
塩器６の下流側に接続された鉄クラッド供給装置10によ
り鉄クラッドを発生させ、それをポンプ15で導き系内に
注入する。

【００１５】図５は鉄クラッド供給装置10の一例を示す
もので、この鉄クラッド供給装置10では純水補給水系
（ＭＵＷＰ）から導入した純水をまだ脱気器11で脱気
し、この後、炭酸ガス容器12内に導入し、炭酸ガス容器
12内で脱気した純水中に炭酸ガス（ＣＯ₂ ）を吹き込
む。これは純水中では電解電圧が高くなる（電気が流れ
にくい）ため、炭酸ガスを吹き込んだ炭酸イオンを発生
させ、電気を流れやすくするためである。

【００１６】次に、炭酸ガスを含んだ水は電解槽13に送
られ、ここで炭素鋼の電気分解によって鉄イオンを発生
させる。そして、発生した鉄イオンはその下流側のクラ
ッド熟成槽14に送られ、空気の吹き込みにより酸化され
粒子化（クラッド化）される。そして、鉄クラッドを含
んだ水はポンプ15で系統へ注入される。なお、鉄イオン
をそのまま系統へ注入すると、注入点から注入目標点
（原子炉）までの各配管に付着してしまうので、発生し
た鉄イオンをクラッド化するものである。

【００１７】また、図２に示すように、鉄クラッド供給
装置10を復水脱塩器６の下流側に接続することにより、
復水脱塩器６の鉄クラッドによる汚染を防止でき、さら
に濃度のコントロールも容易である。しかしながら、こ
の方法には以下のような課題がある。

【００１８】図６は実際のプラントにおいて、上述の鉄
クラッド供給装置10を用いて原子炉冷却材中へ鉄クラッ
ドを供給した場合のイオン性Ｃｏ−５８濃度の推移を復
水前置ろ過器５のバイパス運転によって原子炉冷却材中
へ鉄クラッドを供給した場合と比較して示すものであ
る。この図に示されるように、鉄クラッド供給装置10を
用いた場合には、復水前置ろ過器５のバイパス運転に比
較してＣｏ−５８濃度の減少度合いが少なく、安定した
後の濃度レベルがやや高いという現象が生じた。この結
果、配管表面の腐食皮膜に取り込まれる放射能量がやや
多くなり、配管線量率が復水前置ろ過器５のバイパス運
転に比較して高いという問題がある。

【００１９】このような方法では、注入される鉄クラッ
ドがプラントで自然発生する鉄クラッドとは結晶形態、
粒径、形状等の性状が必ずしも同一ではなく、プラント
で自然発生する鉄クラッドに比較して、イオン性放射能
と反応し複合酸化物を生成し、燃料被覆管表面に固定す
る能力がやや劣るものと考えられている。

【００２０】

【発明が解決しようとする課題】上述したように、従来
の原子炉冷却材中への鉄クラッド供給装置では、プラン
トで自然発生する鉄クラッドに比較して、イオン性放射
能と反応し複合酸化物を生成し、燃料被覆管の表面に固
定する能力がやや劣る鉄クラッドしか原子炉冷却材中に
供給できないため、原子炉水イオン性放射能濃度をあま
り減少できないという課題がある。

【００２１】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉イオン性放射能濃度を復水前置ろ過器
５のバイパス運転と同程度に減少でき、また配管の表面
線量率を低減し、プラント内の放射線被ばく線量を低く
するとともに鉄クラッド濃度のコントロールが容易な原
子炉冷却材中への鉄クラッド供給装置を提供することに
ある。

【００２２】

【課題を解決するための手段】本発明は沸騰水型原子力
発電プラントの原子炉冷却材中へ鉄クラッドを供給する
装置において、原子炉冷却材中へ供給する鉄クラッドを
含む供給水をイオン交換樹脂に通してから原子炉冷却材
中へ供給する系統を設けてなることを特徴とする。

【００２３】

【作用】本発明に係る原子炉冷却材中への鉄クラッド供
給装置では供給する鉄クラッドを含む供給水をイオン交
換樹脂に通してから原子炉冷却材中へ供給する。そのた
め、プラントで自然発生する鉄クラッドに近い性状の鉄
クラッド、すなわち、イオン性放射能と反応し複合酸化
物を生成する。燃料被覆管の表面に固定する能力の高い
鉄クラッドを原子炉冷却材中に供給できるため、原子炉
水イオン性放射能濃度を大きく減少できる。

【００２４】

【実施例】本発明に係る原子炉冷却材中への鉄クラッド
供給装置の一実施例について図面を参照しながら説明す
る。図２は低クラッド沸騰水型原子力発電プラントの構
成を示すもので、図において符号１は沸騰水型原子炉を
示している。この沸騰水型原子炉１内で発生し、高圧タ
ービン２、低圧タービン３で仕事をした蒸気は復水器４
で凝縮され復水となる。そして、この復水は復水前置ろ
過器５と復水脱塩器６の２システムで浄化され、しかる
後、給水加熱器７を経由して再び沸騰水型原子炉１に循
環させるよう構成されている。また、復水脱塩器６の下
流側には鉄クラッド供給装置10が接続されている。

【００２５】そして、この実施例装置では例えば図１に
示したように、純水補給水系（ＭＵＷＰ）から導入した
純水をまず脱気器11で脱気し、この後、炭酸ガス容器12
内に導入し、炭酸ガス容器12内で脱気した純水中に炭酸
ガス（ＣＯ₂ ）を吹き込む。これは純水中では電解電圧
が高くなる（電気が流れにくい）ため、炭酸ガスを吹き
込んで炭酸イオンを発生させ、電気を流れやすくするた
めである。

【００２６】次に、炭酸ガスを含んだ水は電解槽13に送
られ、ここで炭素鋼の電気分解によって鉄イオンを発生
させる。そして、発生した鉄イオンを含んだ水はその下
流側のクラッド熟成槽14に送られ、空気の吹き込みによ
り酸化され粒子化（クラッド化）される。そして、鉄ク
ラッドを含んだ水は粒状のイオン交換樹脂を充填層とし
たイオン交換樹脂カラム16を通り、ポンプ15で系統へ注
入する。

【００２７】すなわち、この実施例装置によれば、図５
に示したような従来の鉄クラッド供給装置10によって生
成された鉄クラッドを含んだ水を、さらにイオン交換樹
脂で処理しているため、イオン性放射線と反応し複合酸
化物を生成し、燃料被覆管の表面に固定する能力の高い
鉄クラッドを原子炉冷却材中に供給できる。イオン交換
樹脂で処理した鉄クラッドはその性状、すなわち、結晶
形態、粒径、形状等がプラントで自然発生する鉄クラッ
ドに近い性状となる。

【００２８】本実施例装置を用いて鉄クラッドを、原子
炉冷却材中に供給した場合の原子炉水中のＣｏ−５８イ
オン性放射性濃度の推多を図３に示す。図３には、比較
例として、復水前置ろ過器５のバイパス運転を行った場
合の濃度推多と、図５に示した従来の鉄クラッド供給装
置を用いた場合の濃度推移も示した。

【００２９】この図に示されるように、本実施例装置を
用いて鉄クラッドを原子炉冷却材中に供給すると、原子
炉水イオン性Ｃｏ−５８濃度は、従来の鉄クラッド供給
装置を用いて鉄クラッドを原子炉冷却材中に供給した場
合に比較して低いレベルで安定し、復水前置ろ過器５の
バイパス運転を行った場合の濃度推移と同レべルで安定
した。

【００３０】したがって、本実施例装置では、プラント
で自然発生する鉄クラッドに近い性状の鉄クラッド、す
なわち、イオン性放射性と反応し複合酸化物を生成し、
燃料被覆管の表面に固定する能力の高い鉄クラッドを原
子炉冷却材中に供給できるため、原子炉水イオン性放射
能濃度を大きく減少できる。

【００３１】

【発明の効果】本発明によれば、プラントで自然発生す
る鉄クラッドに近い性状の鉄クラッド、すなわち、イオ
ン性放射能性と反応し複合酸化物を生成し、燃料被覆管
の表面に固定する能力の高い鉄クラッドを原子炉冷却材
中に供給できる。そのため原子炉水イオン性放能濃度を
大きく減少でき、ひいては配管表面の線量率を低減し、
プラント内の各種作業員の放射線被ばく線量を低めるこ
とができるとともに、鉄クラッドによる復水脱塩器の汚
染を防ぐことができ、さらに、供給する鉄クラッド濃度
のコントロールも容易にできる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉冷却材中への鉄クラッド供
給装置の一実施例を示す系統図。

【図２】本発明および従来の鉄クラッド供給装置を説明
するための沸騰水型原子力発電プラントの概略構成を示
す系統図。

【図３】本発明に係る鉄クラッド供給装置により鉄クラ
ッドを供給した場合の原子炉水イオン性Ｃｏ−５８濃度
の変化を示す特性図。

【図４】復水前置ろ過器のバイパス運転を行った場合の
原子炉水イオン性Ｃｏ−５８濃度の変化を示す特性図。

【図５】従来の鉄クラッド供給装置の構成を示す系統
図。

【図６】従来の鉄クラッド供給装置により鉄クラッドを
供給した場合の原子炉水イオン性Ｃｏ−５８濃度の変化
を示す特性図。

【符号の説明】

１…沸騰水型原子炉、２…高圧タービン、３…低圧ター
ビン、４…復水器、５…復水前置ろ過器（ＣＦ）、６…
復水脱塩器（ＣＤ）、７…給水加熱器、８…復水前置ろ
過器バイパス経路、10…鉄クラッド供給装置、11…脱気
器、12…炭酸ガス容器、13…電解槽、14…クラッド熟成
槽、15…ポンプ、16…イオン交換樹脂カラム。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 沸騰水型原子力発電プラントの原子炉冷
   却材中へ鉄クラッドを供給する鉄クラッド供給装置にお
   いて、原子炉冷却材中へ供給する鉄クラッドを含む供給
   水をイオン交換樹脂に通してから原子炉冷却材中へ供給
   する系統を設けてなることを特徴とする原子炉冷却材中
   への鉄クラッド供給装置。