JPH05209991A - 原子炉配管の汚染防止方法 - Google Patents
原子炉配管の汚染防止方法Info
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- JPH05209991A JPH05209991A JP4016089A JP1608992A JPH05209991A JP H05209991 A JPH05209991 A JP H05209991A JP 4016089 A JP4016089 A JP 4016089A JP 1608992 A JP1608992 A JP 1608992A JP H05209991 A JPH05209991 A JP H05209991A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】原子力発電所の設計や運転履歴によらず、また
副次的な有害作用を引き起こさない方法で一次系配管へ
の放射性核種の付着を抑制する。 【構成】軽水冷却型原子力発電所の一次系配管への放射
性核種の付着抑制を、一次冷却水中の金属酸イオン濃度
を予め決められた濃度の範囲に維持する。
副次的な有害作用を引き起こさない方法で一次系配管へ
の放射性核種の付着を抑制する。 【構成】軽水冷却型原子力発電所の一次系配管への放射
性核種の付着抑制を、一次冷却水中の金属酸イオン濃度
を予め決められた濃度の範囲に維持する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は軽水冷却型原子力発電所
における一次系配管において、配管内面への放射性核種
の付着を防止する原子炉配管の汚染防止方法に関する。
における一次系配管において、配管内面への放射性核種
の付着を防止する原子炉配管の汚染防止方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】軽水冷却型原子力発電所では、定期検査
を行う際に、原子炉側のシステム配管、つまり一次系配
管の内面に付着した放射性核種からの放射線によって、
作業員が放射線被曝することが問題となっている。
を行う際に、原子炉側のシステム配管、つまり一次系配
管の内面に付着した放射性核種からの放射線によって、
作業員が放射線被曝することが問題となっている。
【０００３】放射線源の遮蔽による作業場所の放射線強
度の低減、放射線強度の高い作業の自動化や遠隔操作化
による高放射線区域への作業員の立ち入り時間の削減は
作業員の放射線被曝防止に有効であるが、配管内面への
放射性核種の付着量を低減することが抜本的な被曝低減
対策となることは、言うまでもないことである。
度の低減、放射線強度の高い作業の自動化や遠隔操作化
による高放射線区域への作業員の立ち入り時間の削減は
作業員の放射線被曝防止に有効であるが、配管内面への
放射性核種の付着量を低減することが抜本的な被曝低減
対策となることは、言うまでもないことである。
【０００４】配管への放射性核種の付着の機構は従来以
下のように説明されている。原子炉一次冷却水中に接す
るステンレス鋼や炭素鋼の配管材料は、原子炉一次冷却
水の温度が約 300℃と高いため原子炉運転中に僅かでは
あるが腐食する。
下のように説明されている。原子炉一次冷却水中に接す
るステンレス鋼や炭素鋼の配管材料は、原子炉一次冷却
水の温度が約 300℃と高いため原子炉運転中に僅かでは
あるが腐食する。
【０００５】腐食生成物の一部は冷却水中に溶解する
が、大部分はマグネタイトなどの酸化物となって配管に
止まって腐食被膜を形成する。冷却水中には原子炉系統
の他の配管や機器から発生したのち、冷却水によって原
子炉炉心に運ばれ放射化された放射性核種が金属イオン
として溶解している。
が、大部分はマグネタイトなどの酸化物となって配管に
止まって腐食被膜を形成する。冷却水中には原子炉系統
の他の配管や機器から発生したのち、冷却水によって原
子炉炉心に運ばれ放射化された放射性核種が金属イオン
として溶解している。
【０００６】この様な放射性核種の代表は60Ｃｏであ
る。60Ｃｏはその半減期が約５年と長いことと放出する
ガンマ線のエネルギーが高いことから、原子力発電所作
業員の被曝線源の主要な核種である。以下60Ｃｏに的を
絞って配管への付着とその抑制方法に関する従来の知見
と技術について述べる。
る。60Ｃｏはその半減期が約５年と長いことと放出する
ガンマ線のエネルギーが高いことから、原子力発電所作
業員の被曝線源の主要な核種である。以下60Ｃｏに的を
絞って配管への付着とその抑制方法に関する従来の知見
と技術について述べる。
【０００７】冷却水中の60Ｃｏは上記配管に生成する腐
食被膜のマグネタイトなどの酸化物中に容易に取り込ま
れる。従来の研究によれば、腐食被膜に取り込まれる60
Ｃｏの量は冷却水中の60Ｃｏイオン濃度と配管に生成す
る腐食被膜の厚さに比例する事が分かっている。
食被膜のマグネタイトなどの酸化物中に容易に取り込ま
れる。従来の研究によれば、腐食被膜に取り込まれる60
Ｃｏの量は冷却水中の60Ｃｏイオン濃度と配管に生成す
る腐食被膜の厚さに比例する事が分かっている。
【０００８】従って、冷却水中の60Ｃｏイオン濃度の抑
制と配管の腐食被膜生成を抑制することの少なくともい
ずれか一方によって配管への60Ｃｏの付着が抑制される
こととなる。
制と配管の腐食被膜生成を抑制することの少なくともい
ずれか一方によって配管への60Ｃｏの付着が抑制される
こととなる。
【０００９】冷却水中の60Ｃｏの濃度の抑制方法として
は、原子炉構造材料中に微量不純物として含まれるＣｏ
の含有量を規制することや、Ｃｏを主成分とするステラ
イト材をＣｏを含まない材料に代替するなどの方策が採
られている。
は、原子炉構造材料中に微量不純物として含まれるＣｏ
の含有量を規制することや、Ｃｏを主成分とするステラ
イト材をＣｏを含まない材料に代替するなどの方策が採
られている。
【００１０】配管の腐食被膜生成を抑制する方法として
は、配管を予め予備酸化し耐蝕性の高い酸化皮膜を生成
せしめ原子炉が運転を開始し冷却水中に60Ｃｏが含まれ
るようになってからの配管の酸化皮膜生成を抑制するプ
レフィルミングや、配管をあらかじめ研磨処理して表面
を平滑化することにより、実効的な表面積を減少させ、
60Ｃｏ付着密度を抑制することなどが行われている。
は、配管を予め予備酸化し耐蝕性の高い酸化皮膜を生成
せしめ原子炉が運転を開始し冷却水中に60Ｃｏが含まれ
るようになってからの配管の酸化皮膜生成を抑制するプ
レフィルミングや、配管をあらかじめ研磨処理して表面
を平滑化することにより、実効的な表面積を減少させ、
60Ｃｏ付着密度を抑制することなどが行われている。
【００１１】また、冷却水中に微量の亜鉛イオンが含ま
れていると配管への60Ｃｏの付着が抑制されるとして、
亜鉛イオンを原子炉一次冷却水に注入している例も知ら
れている。
れていると配管への60Ｃｏの付着が抑制されるとして、
亜鉛イオンを原子炉一次冷却水に注入している例も知ら
れている。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】上述の従来技術のう
ち、原子炉構造材料中に微量不純物として含まれるＣｏ
の含有量を規制することや、Ｃｏを主成分とするステラ
イト材をＣｏを含まない材料に代替するなどの方策は60
Ｃｏの生成量を抑制する目的で有効な方策である。
ち、原子炉構造材料中に微量不純物として含まれるＣｏ
の含有量を規制することや、Ｃｏを主成分とするステラ
イト材をＣｏを含まない材料に代替するなどの方策は60
Ｃｏの生成量を抑制する目的で有効な方策である。
【００１３】しかしながら、既に建設され運転が行われ
ている原子力発電所に対しては、構造材料をＣｏ含有量
が規制された材料に変更することは、経済的な観点から
一部の範囲に限られてしまう。また、発電所で使用され
ているＣｏを主成分とする材料の代替材料をすべて開発
することは時間のかかるものである。
ている原子力発電所に対しては、構造材料をＣｏ含有量
が規制された材料に変更することは、経済的な観点から
一部の範囲に限られてしまう。また、発電所で使用され
ているＣｏを主成分とする材料の代替材料をすべて開発
することは時間のかかるものである。
【００１４】さらに、一次冷却水中の60Ｃｏ濃度はプラ
ントの運転状態によって変化しその変化に関する要因の
すべてが解明されているわけではないので、プラントに
よっては特異的に一次冷却水中の60Ｃｏ濃度の上昇が起
こることがある。
ントの運転状態によって変化しその変化に関する要因の
すべてが解明されているわけではないので、プラントに
よっては特異的に一次冷却水中の60Ｃｏ濃度の上昇が起
こることがある。
【００１５】また、上述の従来の技術のうち、プレフィ
ルミングは運転初期には効果的であるが、運転が進むに
したがって自然に生成する腐食被膜の自己防食効果によ
ってその効果が最終的には認められなくなる。配管を予
め研摩処理してその研摩面を平滑化する方法について
も、運転が進み腐食が進行するとともに表面粗さが増大
し効果が薄れるものと考えられる。
ルミングは運転初期には効果的であるが、運転が進むに
したがって自然に生成する腐食被膜の自己防食効果によ
ってその効果が最終的には認められなくなる。配管を予
め研摩処理してその研摩面を平滑化する方法について
も、運転が進み腐食が進行するとともに表面粗さが増大
し効果が薄れるものと考えられる。
【００１６】さらに、亜鉛イオンを原子炉一次冷却水に
注入する方法では、亜鉛の同位体である64Ｚｎが放射化
し65Ｚｎが生成するので、この核種による被曝が増大
し、60Ｃｏの蓄積効果が相殺される課題がある。
注入する方法では、亜鉛の同位体である64Ｚｎが放射化
し65Ｚｎが生成するので、この核種による被曝が増大
し、60Ｃｏの蓄積効果が相殺される課題がある。
【００１７】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子力発電所の設計や運転履歴によらず、ま
た、副次的な有害作用を引き起こさない方法で、軽水冷
却型原子力発電所の一次系配管への放射性核種の付着を
抑制することができる原子炉配管の汚染防止方法を提供
することにある。
たもので、原子力発電所の設計や運転履歴によらず、ま
た、副次的な有害作用を引き起こさない方法で、軽水冷
却型原子力発電所の一次系配管への放射性核種の付着を
抑制することができる原子炉配管の汚染防止方法を提供
することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】本発明は軽水冷却型原子
力発電所の一次系配管への放射性核種の付着抑制を、一
次冷却水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の
範囲に維持することを特徴とする。
力発電所の一次系配管への放射性核種の付着抑制を、一
次冷却水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の
範囲に維持することを特徴とする。
【００１９】ここで言うところの金属酸イオンは、クロ
ム酸イオン、モリブデン酸イオン、タングステン酸イオ
ンの少なくとも一つである。予め決められた金属酸イオ
ンの濃度範囲は５ppb から400ppbである。
ム酸イオン、モリブデン酸イオン、タングステン酸イオ
ンの少なくとも一つである。予め決められた金属酸イオ
ンの濃度範囲は５ppb から400ppbである。
【００２０】一次冷却水中の金属酸イオン濃度を予め決
められた濃度の範囲に維持するのは、原子炉給水に金属
酸イオンを注入するか、原子炉一次冷却水に直接に金属
酸イオンを注入することによって行われる。
められた濃度の範囲に維持するのは、原子炉給水に金属
酸イオンを注入するか、原子炉一次冷却水に直接に金属
酸イオンを注入することによって行われる。
【００２１】給水または直接原子炉一次系に注入する金
属酸イオン量は原子炉一次冷却水中の金属酸イオン濃度
を連続的に監視測定し、測定値から注入する金属酸イオ
ン量を制御するための薬液注入量制御装置によって効果
的かつ適切に行うことができる。
属酸イオン量は原子炉一次冷却水中の金属酸イオン濃度
を連続的に監視測定し、測定値から注入する金属酸イオ
ン量を制御するための薬液注入量制御装置によって効果
的かつ適切に行うことができる。
【００２２】
【作用】軽水炉一次系の配管に生成する腐食被膜中には
鉄、ニッケル、クロムが含まれるが、被膜中クロムの含
有率が高いほど防食効果が高いとされている。一次冷却
水中のクロム酸イオン濃度は通常２〜５ppb であるが、
この濃度は構造材料の腐食電位に依存するので、一次冷
却水中の溶存酸素などの酸化剤の濃度を変えない限り、
おおむね一定である。
鉄、ニッケル、クロムが含まれるが、被膜中クロムの含
有率が高いほど防食効果が高いとされている。一次冷却
水中のクロム酸イオン濃度は通常２〜５ppb であるが、
この濃度は構造材料の腐食電位に依存するので、一次冷
却水中の溶存酸素などの酸化剤の濃度を変えない限り、
おおむね一定である。
【００２３】配管材料に生成する腐食被膜中のクロム含
有量も腐食電位に依存し、一次冷却水中の溶存酸素など
の酸化剤の濃度を変えない限り、おおむね一定である。
このような事象が起こるのは、次の反応の平衡が維持さ
れるためである。 Ｃｒ2 Ｏ3 ＋５Ｈ2 Ｏ＝２ＣｒＯ4 2-- ＋10Ｈ+ ＋６ｅ-
有量も腐食電位に依存し、一次冷却水中の溶存酸素など
の酸化剤の濃度を変えない限り、おおむね一定である。
このような事象が起こるのは、次の反応の平衡が維持さ
れるためである。 Ｃｒ2 Ｏ3 ＋５Ｈ2 Ｏ＝２ＣｒＯ4 2-- ＋10Ｈ+ ＋６ｅ-
【００２４】そこで、腐食被膜中のクロムの濃度をあげ
るためには、一次冷却水中のクロム酸イオン濃度を通常
の２〜５ppb より高く維持する必要がある。このような
一次冷却水中のクロム酸イオン濃度のコントロールは、
クロム酸イオンを原子炉給水にクロム酸イオンを注入す
るか、原子炉一次冷却水に直接にクロム酸イオンを注入
することによって行われる。
るためには、一次冷却水中のクロム酸イオン濃度を通常
の２〜５ppb より高く維持する必要がある。このような
一次冷却水中のクロム酸イオン濃度のコントロールは、
クロム酸イオンを原子炉給水にクロム酸イオンを注入す
るか、原子炉一次冷却水に直接にクロム酸イオンを注入
することによって行われる。
【００２５】また、クロム酸は配管材料に対して酸化剤
として働くため、一次冷却水中のクロム酸イオン濃度を
通常の２〜５ppb より高く維持することにより、配管材
料を加速酸化し、防食性の高い酸化皮膜を形成すること
ができる。このように、一次冷却水中のクロム酸濃度を
通常より高く維持することにより、配管材料の腐食を抑
制し、配管への60Ｃｏの付着を抑制できる。
として働くため、一次冷却水中のクロム酸イオン濃度を
通常の２〜５ppb より高く維持することにより、配管材
料を加速酸化し、防食性の高い酸化皮膜を形成すること
ができる。このように、一次冷却水中のクロム酸濃度を
通常より高く維持することにより、配管材料の腐食を抑
制し、配管への60Ｃｏの付着を抑制できる。
【００２６】化学的挙動がクロム酸とほぼ同一であるモ
リブデン酸、タングステン酸でも同じ効果が得られる。
すなわちモリブデン、タングステンは周期律表でクロム
と同じ族に属し、次の反応が可能である。 Ｍｏ2 Ｏ3 ＋５Ｈ2 Ｏ＝２ＭｏＯ4 2-＋10Ｈ+ ＋６ｅ- Ｗ2 Ｏ3 ＋５Ｈ2 Ｏ＝２ＷＯ4 2-＋10Ｈ+ ＋６ｅ-
リブデン酸、タングステン酸でも同じ効果が得られる。
すなわちモリブデン、タングステンは周期律表でクロム
と同じ族に属し、次の反応が可能である。 Ｍｏ2 Ｏ3 ＋５Ｈ2 Ｏ＝２ＭｏＯ4 2-＋10Ｈ+ ＋６ｅ- Ｗ2 Ｏ3 ＋５Ｈ2 Ｏ＝２ＷＯ4 2-＋10Ｈ+ ＋６ｅ-
【００２７】
【実施例】本発明の実施例を図面を参照しながら説明す
る。図１は、本発明による原子炉配管の汚染防止方法の
一実施例を示すものである。沸騰水型原子力発電所では
原子炉圧力容器２内で発生した蒸気は、主蒸気系配管４
を経由してタービン５を回転させ、給水ポンプ１により
再び原子炉圧力容器２に戻る。原子炉圧力容器２では炉
心３に装荷されている燃料表面において沸騰により再び
蒸気が生成される。
る。図１は、本発明による原子炉配管の汚染防止方法の
一実施例を示すものである。沸騰水型原子力発電所では
原子炉圧力容器２内で発生した蒸気は、主蒸気系配管４
を経由してタービン５を回転させ、給水ポンプ１により
再び原子炉圧力容器２に戻る。原子炉圧力容器２では炉
心３に装荷されている燃料表面において沸騰により再び
蒸気が生成される。
【００２８】沸騰水型原子力発電所では原子炉圧力容器
２内の一次冷却水を再循環ポンプ８により再循環系配管
７内を循環させている。原子炉圧力容器２内の一次冷却
水は再循環系配管７から分岐され原子炉水浄化系ポンプ
９により浄化装置10を経由することによって浄化され
る。
２内の一次冷却水を再循環ポンプ８により再循環系配管
７内を循環させている。原子炉圧力容器２内の一次冷却
水は再循環系配管７から分岐され原子炉水浄化系ポンプ
９により浄化装置10を経由することによって浄化され
る。
【００２９】本実施例では、薬液調製装置11から金属酸
イオン溶液を薬液注入ポンプ12に導き薬液注入ポンプ12
により金属酸イオン溶液を給水に注入する。給水中の金
属酸イオン濃度は給水濃度測定装置13によって自動的に
測定され、測定結果は薬液注入量制御装置15に伝達され
る。
イオン溶液を薬液注入ポンプ12に導き薬液注入ポンプ12
により金属酸イオン溶液を給水に注入する。給水中の金
属酸イオン濃度は給水濃度測定装置13によって自動的に
測定され、測定結果は薬液注入量制御装置15に伝達され
る。
【００３０】原子炉一次冷却水中の金属酸イオン濃度は
原子炉一次冷却水サンプリング系の原子炉水濃度測定装
置14によって自動的に測定され、測定結果は薬液注入量
制御装置15に伝達される。薬液注入ポンプ12の流量は薬
液注入量制御装置15からの信号により、原子炉一次冷却
水中の濃度が予め定められた濃度になるようにコントロ
ールされる。
原子炉一次冷却水サンプリング系の原子炉水濃度測定装
置14によって自動的に測定され、測定結果は薬液注入量
制御装置15に伝達される。薬液注入ポンプ12の流量は薬
液注入量制御装置15からの信号により、原子炉一次冷却
水中の濃度が予め定められた濃度になるようにコントロ
ールされる。
【００３１】図２は、一次冷却水中のクロム酸濃度と配
管への60Ｃｏの付着量の関係を示したものである。冷却
水中のクロム酸濃度が５ppb 以上の領域で60Ｃｏの付着
量が抑制されていることが分かる。この時の配管材料表
面の腐食被膜中のクロム含有量は図３のように５ppb 以
上で増加していることが分かる。
管への60Ｃｏの付着量の関係を示したものである。冷却
水中のクロム酸濃度が５ppb 以上の領域で60Ｃｏの付着
量が抑制されていることが分かる。この時の配管材料表
面の腐食被膜中のクロム含有量は図３のように５ppb 以
上で増加していることが分かる。
【００３２】図２および図３によると、一次冷却水中の
クロム酸濃度が高いほど60Ｃｏの付着抑制効果が期待で
きるが、原子炉一次冷却水の導電率の規制値が１μＳ／
ｃｍであることから、原子炉水中のクロム酸濃度の上限
値は、原子炉一次冷却水の導電率が１μＳ／ｃｍとなる
400ppbに決められる。
クロム酸濃度が高いほど60Ｃｏの付着抑制効果が期待で
きるが、原子炉一次冷却水の導電率の規制値が１μＳ／
ｃｍであることから、原子炉水中のクロム酸濃度の上限
値は、原子炉一次冷却水の導電率が１μＳ／ｃｍとなる
400ppbに決められる。
【００３３】この様な濃度のクロム酸を注入してもクロ
ムから生成する放射性核種は51Ｃｒのみであり半減期が
短く、かつまた放射するガンマ線のエネルギーが低いの
で作業員の被曝に影響するようなことはない。また、原
子力発電所の運転期間に連続して注入することにより、
常に良好な耐蝕性を維持することができる。
ムから生成する放射性核種は51Ｃｒのみであり半減期が
短く、かつまた放射するガンマ線のエネルギーが低いの
で作業員の被曝に影響するようなことはない。また、原
子力発電所の運転期間に連続して注入することにより、
常に良好な耐蝕性を維持することができる。
【００３４】この実施例ではクロム酸を薬剤として用い
た例を示したが、化学的挙動がクロム酸とほぼ同一であ
るモリブデン酸、タングステン酸でも同じ効果が得られ
る。モリブデン、タングステンから生成される放射性核
種も作業員の被曝に影響するような核種は生成しない。
た例を示したが、化学的挙動がクロム酸とほぼ同一であ
るモリブデン酸、タングステン酸でも同じ効果が得られ
る。モリブデン、タングステンから生成される放射性核
種も作業員の被曝に影響するような核種は生成しない。
【００３５】図４は金属酸のアルカリ塩水溶液を入れる
薬液注入タンク20と、金属酸のアルカリ塩水溶液からア
ルカリ金属イオンを除去するための陽イオン型イオン交
換樹脂からなる薬液調製装置11を示す一つの例である。
図４中、符号17はレベル計、18は陽イオン交換樹脂カラ
ム、19は陽イオン交換樹脂、20は薬液注入タンクを示し
ている。
薬液注入タンク20と、金属酸のアルカリ塩水溶液からア
ルカリ金属イオンを除去するための陽イオン型イオン交
換樹脂からなる薬液調製装置11を示す一つの例である。
図４中、符号17はレベル計、18は陽イオン交換樹脂カラ
ム、19は陽イオン交換樹脂、20は薬液注入タンクを示し
ている。
【００３６】注入する金属酸イオンの対となる陽イオン
はアルカリ金属イオンか、アルカリ土類金属イオンか、
他の金属イオンか、または水素イオンが適当である。例
えばクロム酸カリウムのような化合物は市販されてお
り、容易に利用できる。また、対イオンを水素イオンと
する場合には、金属酸の金属塩を図４に示した装置を通
すことにより、金属イオンを水素イオンに変換して注入
することができる。
はアルカリ金属イオンか、アルカリ土類金属イオンか、
他の金属イオンか、または水素イオンが適当である。例
えばクロム酸カリウムのような化合物は市販されてお
り、容易に利用できる。また、対イオンを水素イオンと
する場合には、金属酸の金属塩を図４に示した装置を通
すことにより、金属イオンを水素イオンに変換して注入
することができる。
【００３７】図５は本発明による原子炉配管の汚染防止
方法の第２の実施例を説明するためのものである。な
お、図５中図１と同一部分には同一符号を付して重複す
る部分の説明は省略する。この第２の実施例では、金属
酸イオンの注入を、原子炉一次冷却水に直接金属酸イオ
ンを注入することにより原子炉一次冷却水中の金属酸イ
オン濃度をコントロールしている。注入点は再循環系配
管７の原子炉水再循環系ポンプ８の出口である。
方法の第２の実施例を説明するためのものである。な
お、図５中図１と同一部分には同一符号を付して重複す
る部分の説明は省略する。この第２の実施例では、金属
酸イオンの注入を、原子炉一次冷却水に直接金属酸イオ
ンを注入することにより原子炉一次冷却水中の金属酸イ
オン濃度をコントロールしている。注入点は再循環系配
管７の原子炉水再循環系ポンプ８の出口である。
【００３８】図６は、本発明による原子炉配管の汚染防
止方法の第３の実施例を説明するためのものである。な
お、図６中図１と同一部分には同一符号を付して重複す
る部分の説明は省略する。この第３の実施例では、金属
酸イオンの注入を原子炉一次冷却水に直接金属酸イオン
を注入することにより原子炉一次冷却水中の金属酸イオ
ン濃度をコントロールしている。注入点は原子炉一次冷
却水浄化装置10の出口である。
止方法の第３の実施例を説明するためのものである。な
お、図６中図１と同一部分には同一符号を付して重複す
る部分の説明は省略する。この第３の実施例では、金属
酸イオンの注入を原子炉一次冷却水に直接金属酸イオン
を注入することにより原子炉一次冷却水中の金属酸イオ
ン濃度をコントロールしている。注入点は原子炉一次冷
却水浄化装置10の出口である。
【００３９】本発明による実施態様は次のとおりであ
る。 (1) 軽水冷却型原子力発電所の一次系配管への放射性核
種の付着を、一次冷却水中の金属酸イオン濃度を予め決
められた濃度の範囲に維持することにより抑制するこ
と。 (2) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、予め決
められた濃度の範囲に維持される金属酸イオンがクロム
酸イオン、モリブデン酸イオン、タングステン酸イオン
の少なくとも一つであること。 (3) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、予め決
められた金属酸イオンの濃度範囲は５ppb か400ppbであ
ること。 (4) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、一次冷
却水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の範囲
に維持するために、原子炉給水に金属酸イオンを注入す
ること。 (5) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、一次冷
却水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の範囲
に維持するために、原子炉一次冷却水に金属酸イオンを
注入すること。 (6) (1) を実施するための装置として、原子炉一次冷却
水中の金属酸イオン濃度を連続的に監視測定する原子炉
水濃度測定装置と、給水濃度測定装置と、これら測定装
置の測定値を基に注入する金属酸イオン量を制御するた
めの、薬液注入量制御装置と、この薬液注入量制御装置
からの出力信号により薬液注入ポンプを作動して一次冷
却水中に金属酸イオンを注入する薬液調製装置とからな
ること。 (7) 薬液調製装置は金属酸の金属塩水溶液を入れるタン
クのみで構成される薬液注入装置を持つこと。 (8) の薬液調製装置は金属酸の金属塩水溶液を入れる薬
液注入タンクと金属酸の金属塩水溶液から金属イオンを
除去するための陽イオン型イオン交換樹脂からなる薬液
注入装置を持つこと。
る。 (1) 軽水冷却型原子力発電所の一次系配管への放射性核
種の付着を、一次冷却水中の金属酸イオン濃度を予め決
められた濃度の範囲に維持することにより抑制するこ
と。 (2) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、予め決
められた濃度の範囲に維持される金属酸イオンがクロム
酸イオン、モリブデン酸イオン、タングステン酸イオン
の少なくとも一つであること。 (3) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、予め決
められた金属酸イオンの濃度範囲は５ppb か400ppbであ
ること。 (4) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、一次冷
却水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の範囲
に維持するために、原子炉給水に金属酸イオンを注入す
ること。 (5) (1) の原子炉配管の汚染防止方法において、一次冷
却水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の範囲
に維持するために、原子炉一次冷却水に金属酸イオンを
注入すること。 (6) (1) を実施するための装置として、原子炉一次冷却
水中の金属酸イオン濃度を連続的に監視測定する原子炉
水濃度測定装置と、給水濃度測定装置と、これら測定装
置の測定値を基に注入する金属酸イオン量を制御するた
めの、薬液注入量制御装置と、この薬液注入量制御装置
からの出力信号により薬液注入ポンプを作動して一次冷
却水中に金属酸イオンを注入する薬液調製装置とからな
ること。 (7) 薬液調製装置は金属酸の金属塩水溶液を入れるタン
クのみで構成される薬液注入装置を持つこと。 (8) の薬液調製装置は金属酸の金属塩水溶液を入れる薬
液注入タンクと金属酸の金属塩水溶液から金属イオンを
除去するための陽イオン型イオン交換樹脂からなる薬液
注入装置を持つこと。
【００４０】
【発明の効果】本発明によれば、軽水冷却型原子力発電
所の一次系配管への放射性核種の付着抑制を、一次冷却
水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の範囲に
維持することにより達成することができる。
所の一次系配管への放射性核種の付着抑制を、一次冷却
水中の金属酸イオン濃度を予め決められた濃度の範囲に
維持することにより達成することができる。
【図１】本発明に係る原子炉配管の汚染防止方法の第１
の実施例を説明するためのブロック図。
の実施例を説明するためのブロック図。
【図２】冷却水中のクロム酸濃度と配管への60Ｃｏの付
着量の関係を示す曲線図。
着量の関係を示す曲線図。
【図３】配管材料表面の腐食被膜中のクロム含有量と冷
却水中のクロム酸濃度の関係を示す曲線図。
却水中のクロム酸濃度の関係を示す曲線図。
【図４】図１における薬液調製装置の例を示す模式図。
【図５】本発明に係る原子炉配管の汚染防止方法の第２
の実施例を説明するためのブロック図。
の実施例を説明するためのブロック図。
【図６】本発明に係る原子炉配管の汚染防止方法の第３
の実施例を説明するためのブロック図。
の実施例を説明するためのブロック図。
１…原子炉給水ポンプ、２…原子炉圧力容器、３…炉
心、４…主蒸気系配管、５…タービン、６…復水器、７
…再循環系配管、８…再循環ポンプ、９…原子炉水浄化
系ポンプ、10…原子炉一次冷却水浄化装置、11…薬液調
製装置、12…薬液注入ポンプ、13…給水濃度測定装置、
14…原子炉水濃度測定装置、15…薬液注入量制御装置、
16…復水浄化装置、17…レベル計、18…陽イオン交換樹
脂カラム、19…陽イオン交換樹脂、20…薬液注入タン
ク。
心、４…主蒸気系配管、５…タービン、６…復水器、７
…再循環系配管、８…再循環ポンプ、９…原子炉水浄化
系ポンプ、10…原子炉一次冷却水浄化装置、11…薬液調
製装置、12…薬液注入ポンプ、13…給水濃度測定装置、
14…原子炉水濃度測定装置、15…薬液注入量制御装置、
16…復水浄化装置、17…レベル計、18…陽イオン交換樹
脂カラム、19…陽イオン交換樹脂、20…薬液注入タン
ク。
Claims (1)
- 【請求項１】 軽水冷却型原子力発電所の一次系配管へ
の放射性核種の付着抑制を、一次冷却水中の金属酸イオ
ン濃度を予め決められた濃度の範囲に維持することを特
徴とする原子炉配管の汚染防止方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4016089A JPH05209991A (ja) | 1992-01-31 | 1992-01-31 | 原子炉配管の汚染防止方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4016089A JPH05209991A (ja) | 1992-01-31 | 1992-01-31 | 原子炉配管の汚染防止方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05209991A true JPH05209991A (ja) | 1993-08-20 |
Family
ID=11906803
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4016089A Pending JPH05209991A (ja) | 1992-01-31 | 1992-01-31 | 原子炉配管の汚染防止方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05209991A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009264973A (ja) * | 2008-04-25 | 2009-11-12 | Toshiba Corp | 炉水放射能低減方法および原子力発電プラント |
| JP2011089942A (ja) * | 2009-10-26 | 2011-05-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 沸騰水型原子力プラントの水質制御方法 |
| JP2014523228A (ja) * | 2011-07-22 | 2014-09-08 | バブコック・アンド・ウィルコックス・ニュークリアー・オペレーションズ・グループ・インコーポレイテッド | 環境的に頑強な電磁石、及び該電磁石を用いた、原子炉で使用するための電動機 |
| CN115613018A (zh) * | 2022-09-26 | 2023-01-17 | 深圳惠科新材料有限公司 | 铜箔防氧化处理系统及处理方法 |
-
1992
- 1992-01-31 JP JP4016089A patent/JPH05209991A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009264973A (ja) * | 2008-04-25 | 2009-11-12 | Toshiba Corp | 炉水放射能低減方法および原子力発電プラント |
| JP2011089942A (ja) * | 2009-10-26 | 2011-05-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 沸騰水型原子力プラントの水質制御方法 |
| JP2014523228A (ja) * | 2011-07-22 | 2014-09-08 | バブコック・アンド・ウィルコックス・ニュークリアー・オペレーションズ・グループ・インコーポレイテッド | 環境的に頑強な電磁石、及び該電磁石を用いた、原子炉で使用するための電動機 |
| US9985488B2 (en) | 2011-07-22 | 2018-05-29 | RWXT Nuclear Operations Group, Inc. | Environmentally robust electromagnets and electric motors employing same for use in nuclear reactors |
| US10770942B2 (en) | 2011-07-22 | 2020-09-08 | Bwxt Nuclear Operations Group, Inc. | Environmentally robust electromagnets and electric motors employing same for use in nuclear reactors |
| CN115613018A (zh) * | 2022-09-26 | 2023-01-17 | 深圳惠科新材料有限公司 | 铜箔防氧化处理系统及处理方法 |
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