JPH05215893A - 原子炉の冷却水循環系の構造物表面のコバルト６０による放射能汚染を防除する方法 - Google Patents
原子炉の冷却水循環系の構造物表面のコバルト６０による放射能汚染を防除する方法Info
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- JPH05215893A JPH05215893A JP4289797A JP28979792A JPH05215893A JP H05215893 A JPH05215893 A JP H05215893A JP 4289797 A JP4289797 A JP 4289797A JP 28979792 A JP28979792 A JP 28979792A JP H05215893 A JPH05215893 A JP H05215893A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 水冷型原子炉の冷却水循環系のコバルトによ
る汚染を化学的に防除することによって従業員の放射線
被曝の危険性を低減させるための方法を提供する。 【構成】 冷却水のｐＨを約２５℃の水温で測定して約
８の塩基性レベルに調整し、冷却水中の鉄濃度を約２０
０ppb に維持するように鉄化合物の溶液を添加する。鉄
化合物としては、シュウ酸第一鉄、クエン酸第二鉄、並
びに調製したばかりのＦｅ（ＯＨ）3 、Ｆｅ2 Ｏ3 およ
びＦｅ3 Ｏ4 が用いられる。
る汚染を化学的に防除することによって従業員の放射線
被曝の危険性を低減させるための方法を提供する。 【構成】 冷却水のｐＨを約２５℃の水温で測定して約
８の塩基性レベルに調整し、冷却水中の鉄濃度を約２０
０ppb に維持するように鉄化合物の溶液を添加する。鉄
化合物としては、シュウ酸第一鉄、クエン酸第二鉄、並
びに調製したばかりのＦｅ（ＯＨ）3 、Ｆｅ2 Ｏ3 およ
びＦｅ3 Ｏ4 が用いられる。
Description
【０００１】
【発明の背景】本発明は水冷型原子炉の運転および安全
性に関するものである。更に詳しく言えば本発明は、か
かる原子炉の冷却水循環系中に分散した放射線源による
運転員や保守作業員の被曝の危険性を低減させるための
手段に関する。沸騰水型原子炉のごとき水冷型原子炉に
おける重大な危険の１つは、冷却水循環系の全体にわた
って放射性物質が分散することである。運転員および保
守作業員は、原子炉プラントの様々な区域内およびそれ
らの周辺において、上記のごとく広範囲にわたって分散
した放射性物質からの放射線に暴露されることがある。
放射線の増加および原子炉プラント内におけるそれの分
散は、健康上の危険の増大をもたらすばかりでなく、か
かる放射線存在区域内における作業員の作業時被曝線量
が制限されているために経済的負担の増加をももたら
す。
性に関するものである。更に詳しく言えば本発明は、か
かる原子炉の冷却水循環系中に分散した放射線源による
運転員や保守作業員の被曝の危険性を低減させるための
手段に関する。沸騰水型原子炉のごとき水冷型原子炉に
おける重大な危険の１つは、冷却水循環系の全体にわた
って放射性物質が分散することである。運転員および保
守作業員は、原子炉プラントの様々な区域内およびそれ
らの周辺において、上記のごとく広範囲にわたって分散
した放射性物質からの放射線に暴露されることがある。
放射線の増加および原子炉プラント内におけるそれの分
散は、健康上の危険の増大をもたらすばかりでなく、か
かる放射線存在区域内における作業員の作業時被曝線量
が制限されているために経済的負担の増加をももたら
す。
【０００２】原子炉の様々な機構や構造物を構成する部
品中に通例使用されている各種の合金に由来するコバル
トは、放射能の誘起を受けて放射性同位体（特にコバル
ト６０同位体）を生成する。このような放射性のコバル
ト６０同位体のイオンまたは化合物が冷却水循環系中を
循環する冷却水によって運ばれる結果、それらは原子炉
プラントの冷却水循環系または一次ループ系の全体にわ
たって分散しかつ沈着することがある。かかる放射性物
質は、原子炉プラントの冷却水循環系を構成する冷却水
収容構造物の表面上において自然に生成しかつ次第に蓄
積する酸化膜中に取込まれる傾向がある。
品中に通例使用されている各種の合金に由来するコバル
トは、放射能の誘起を受けて放射性同位体（特にコバル
ト６０同位体）を生成する。このような放射性のコバル
ト６０同位体のイオンまたは化合物が冷却水循環系中を
循環する冷却水によって運ばれる結果、それらは原子炉
プラントの冷却水循環系または一次ループ系の全体にわ
たって分散しかつ沈着することがある。かかる放射性物
質は、原子炉プラントの冷却水循環系を構成する冷却水
収容構造物の表面上において自然に生成しかつ次第に蓄
積する酸化膜中に取込まれる傾向がある。
【０００３】このように冷却水循環系の全体にわたって
放射性物質が分散すると共に、冷却水循環系を構成する
構造物の表面上に自然に生成する酸化膜中にそれらが取
込まれるという問題に関しては、幾つかの解決策が考察
されかつ提唱されている。危険性のあるコバルト放射線
源を防除するための方法の１つは、１９８８年７月１２
日付けの米国特許第４７５６８７４号および１９８８年
７月２６日付けの同第４７５９９００号をはじめとする
数件の米国特許の明細書中に開示されているごとくに亜
鉛を使用するというものであった。
放射性物質が分散すると共に、冷却水循環系を構成する
構造物の表面上に自然に生成する酸化膜中にそれらが取
込まれるという問題に関しては、幾つかの解決策が考察
されかつ提唱されている。危険性のあるコバルト放射線
源を防除するための方法の１つは、１９８８年７月１２
日付けの米国特許第４７５６８７４号および１９８８年
７月２６日付けの同第４７５９９００号をはじめとする
数件の米国特許の明細書中に開示されているごとくに亜
鉛を使用するというものであった。
【０００４】
【発明の概要】本発明は、水冷型原子炉プラントの冷却
水循環系を構成する構造物の表面のコバルト６０同位体
による放射能汚染を防除するための方法に関する。本発
明の方法は、水冷型原子炉プラント内において冷却水を
循環させるための一次冷却水循環系を構成する金属部品
または構造物の表面からコバルト６０同位体を除染する
と共に、以後におけるそれの蓄積を防止するために役立
つ化学的手段および物理的条件を使用することから成っ
ている。
水循環系を構成する構造物の表面のコバルト６０同位体
による放射能汚染を防除するための方法に関する。本発
明の方法は、水冷型原子炉プラント内において冷却水を
循環させるための一次冷却水循環系を構成する金属部品
または構造物の表面からコバルト６０同位体を除染する
と共に、以後におけるそれの蓄積を防止するために役立
つ化学的手段および物理的条件を使用することから成っ
ている。
【０００５】
【発明の詳しい説明】本発明は、水冷型原子炉プラント
の冷却水循環系を構成する金属構造物の表面（たとえ
ば、配管、導管、容器、タンク、内室などの内面）上に
生成するようなコバルトで汚染された酸化膜を除去する
ための化学的方法から成っている。原子炉プラント内に
おいて使用されている合金材料に由来するコバルトは主
要な放射線源を成し、従って原子炉構造物の周辺におい
て働く運転員および保守作業員に対する健康災害の一因
となることが知られている。かかるコバルト（とりわけ
コバルト６０同位体）は冷却水によって冷却水循環系の
全域に運ばれ、そして冷却水循環系を構成する容器、導
管などの露出金属面上において通例生成しかつ成長する
酸化物中に取込まれる。コバルトを含まない合金でコバ
ルト含有合金を置換してコバルトの供給源をできるだけ
少なくすることによってコバルトの存在量を低減させる
ことは、多大の費用を必要とするために実際的でない場
合が多い。
の冷却水循環系を構成する金属構造物の表面（たとえ
ば、配管、導管、容器、タンク、内室などの内面）上に
生成するようなコバルトで汚染された酸化膜を除去する
ための化学的方法から成っている。原子炉プラント内に
おいて使用されている合金材料に由来するコバルトは主
要な放射線源を成し、従って原子炉構造物の周辺におい
て働く運転員および保守作業員に対する健康災害の一因
となることが知られている。かかるコバルト（とりわけ
コバルト６０同位体）は冷却水によって冷却水循環系の
全域に運ばれ、そして冷却水循環系を構成する容器、導
管などの露出金属面上において通例生成しかつ成長する
酸化物中に取込まれる。コバルトを含まない合金でコバ
ルト含有合金を置換してコバルトの供給源をできるだけ
少なくすることによってコバルトの存在量を低減させる
ことは、多大の費用を必要とするために実際的でない場
合が多い。
【０００６】冷却水を収容する構造物の表面からコバル
トで汚染された酸化膜を除去するための除染方法はこれ
までにも提唱されている。かかる方法に従えば、化学的
手段による酸化膜の除去によって危険な放射線の場を実
質的に低減させることができる。しかしながら、腐食速
度が極めて早いため、除染された表面は循環する冷却水
からコバルト６０を急速に採取し、そして露出した表面
上に成長する酸化膜中にそれを保持する。その結果、除
染から１サイクル後に測定される放射線レベルは除染前
と同等である場合が多いのである。
トで汚染された酸化膜を除去するための除染方法はこれ
までにも提唱されている。かかる方法に従えば、化学的
手段による酸化膜の除去によって危険な放射線の場を実
質的に低減させることができる。しかしながら、腐食速
度が極めて早いため、除染された表面は循環する冷却水
からコバルト６０を急速に採取し、そして露出した表面
上に成長する酸化膜中にそれを保持する。その結果、除
染から１サイクル後に測定される放射線レベルは除染前
と同等である場合が多いのである。
【０００７】本発明に従えば、顕著な初期汚染前または
除染後において水冷型原子炉プラントの冷却水循環系の
汚染を防除しかつ（あるいは）抑制するための化学的方
法が提供される。再汚染を抑制することにより、本発明
の化学的方法は原子炉プラント内において働く従業員の
放射線被曝を低減させるための一層有効な手段となり得
る。
除染後において水冷型原子炉プラントの冷却水循環系の
汚染を防除しかつ（あるいは）抑制するための化学的方
法が提供される。再汚染を抑制することにより、本発明
の化学的方法は原子炉プラント内において働く従業員の
放射線被曝を低減させるための一層有効な手段となり得
る。
【０００８】本発明の化学的方法は、原子炉冷却水中に
おける可溶性（イオン状態）のコバルト６０の濃度を低
下させると共に、冷却水収容構造物の表面を予め酸化し
てコバルト６０を実質的に含まない酸化膜を生成させる
ような条件の組合せを使用するものである。すなわち、
本発明の化学的方法は、(a) 冷却水循環系中を循環する
冷却水のｐＨを約２５℃の水温で測定して約８という僅
かに塩基性のレベルに調整し、かつ(b) 冷却水循環系中
を循環する冷却水中の可溶性鉄濃度を約２００ppb に維
持するのに十分な量で鉄化合物の溶液を添加することを
特徴とする。有用な鉄化合物としては、Ｆｅ（Ｏ
Ｈ）3 、Ｆｅ2 Ｏ3 およびＦｅ3 Ｏ4 のごとき調製した
ばかりの不溶性鉄化合物、並びにシュウ酸第一鉄および
クエン酸第二鉄のごとき水溶性鉄化合物が挙げられる。
好ましくは水温を上昇させながら上記のごとき条件を使
用した場合、冷却水中における可溶性（イオン状態）の
コバルト６０は効果的に除去される。その上、冷却水中
における可溶性コバルトの濃度を低下させると共に、冷
却水収容構造物の表面を酸化することにより、初期運転
前またはコバルト除染後においてコバルトを実質的に含
まない保護膜を形成することができる。
おける可溶性（イオン状態）のコバルト６０の濃度を低
下させると共に、冷却水収容構造物の表面を予め酸化し
てコバルト６０を実質的に含まない酸化膜を生成させる
ような条件の組合せを使用するものである。すなわち、
本発明の化学的方法は、(a) 冷却水循環系中を循環する
冷却水のｐＨを約２５℃の水温で測定して約８という僅
かに塩基性のレベルに調整し、かつ(b) 冷却水循環系中
を循環する冷却水中の可溶性鉄濃度を約２００ppb に維
持するのに十分な量で鉄化合物の溶液を添加することを
特徴とする。有用な鉄化合物としては、Ｆｅ（Ｏ
Ｈ）3 、Ｆｅ2 Ｏ3 およびＦｅ3 Ｏ4 のごとき調製した
ばかりの不溶性鉄化合物、並びにシュウ酸第一鉄および
クエン酸第二鉄のごとき水溶性鉄化合物が挙げられる。
好ましくは水温を上昇させながら上記のごとき条件を使
用した場合、冷却水中における可溶性（イオン状態）の
コバルト６０は効果的に除去される。その上、冷却水中
における可溶性コバルトの濃度を低下させると共に、冷
却水収容構造物の表面を酸化することにより、初期運転
前またはコバルト除染後においてコバルトを実質的に含
まない保護膜を形成することができる。
【０００９】本発明を実施するための好適な条件は、冷
却水のｐＨを約７．５〜約８に調整し、約２００ppb の
鉄濃度を維持するのに十分な量のＦｅ（ＯＨ）3 を添加
し、かつ冷却水の温度を少なくとも約２３０℃に維持す
ることから成っている。一般に、これらのｐＨ、鉄濃度
および温度条件が冷却水循環系中を循環する冷却水中に
おいて少なくとも約５００時間にわたり維持された場合
に最適の効果が得られる。
却水のｐＨを約７．５〜約８に調整し、約２００ppb の
鉄濃度を維持するのに十分な量のＦｅ（ＯＨ）3 を添加
し、かつ冷却水の温度を少なくとも約２３０℃に維持す
ることから成っている。一般に、これらのｐＨ、鉄濃度
および温度条件が冷却水循環系中を循環する冷却水中に
おいて少なくとも約５００時間にわたり維持された場合
に最適の効果が得られる。
【００１０】起動前の処理に際しては、核分裂によって
発生される熱を使用することなく、任意適宜の手段また
は熱源によって冷却水の温度条件を達成することができ
る。そのためには、たとえば、冷却水循環系中において
冷却水を駆動する再循環ポンプによって発生される熱を
使用することができる。典型的な起動前処理操作に従え
ば、約２５℃の水温で測定して約８のｐＨおよび約２０
０ppb の鉄濃度を達成するのに十分な量で水酸化第二鉄
の弱塩基性水溶液が冷却水中に注入される。冷却水の温
度は少なくとも約２３０℃に維持される。これらの条件
が満たされれば、冷却水中の可溶性コバルト６０濃度は
冷却水中における全コバルト６０濃度の約１％未満にま
で低下させることができる。
発生される熱を使用することなく、任意適宜の手段また
は熱源によって冷却水の温度条件を達成することができ
る。そのためには、たとえば、冷却水循環系中において
冷却水を駆動する再循環ポンプによって発生される熱を
使用することができる。典型的な起動前処理操作に従え
ば、約２５℃の水温で測定して約８のｐＨおよび約２０
０ppb の鉄濃度を達成するのに十分な量で水酸化第二鉄
の弱塩基性水溶液が冷却水中に注入される。冷却水の温
度は少なくとも約２３０℃に維持される。これらの条件
が満たされれば、冷却水中の可溶性コバルト６０濃度は
冷却水中における全コバルト６０濃度の約１％未満にま
で低下させることができる。
【００１１】コバルト６０を除去した後における冷却水
循環系の構造物表面の酸化を促進するため、冷却水中の
溶存酸素含量が約２００〜約４００ppb に維持される。
これは、制御棒駆動装置用の水のごとき酸素含有水を導
入するか、あるいは酸素を注入することによって達成す
ることができる。冷却水循環系からコバルト６０を除去
するためのｐＨ調整および鉄化合物溶液の添加並びに溶
存酸素含量の調節は、原子炉の起動前においてできるだ
け長い時間（たとえば、少なくとも約５００時間）にわ
たって実施することが好ましい。
循環系の構造物表面の酸化を促進するため、冷却水中の
溶存酸素含量が約２００〜約４００ppb に維持される。
これは、制御棒駆動装置用の水のごとき酸素含有水を導
入するか、あるいは酸素を注入することによって達成す
ることができる。冷却水循環系からコバルト６０を除去
するためのｐＨ調整および鉄化合物溶液の添加並びに溶
存酸素含量の調節は、原子炉の起動前においてできるだ
け長い時間（たとえば、少なくとも約５００時間）にわ
たって実施することが好ましい。
【００１２】水冷型原子炉の起動後には、冷却水中の鉄
濃度は急速に低下するから、少なくとも約５０〜約１０
０ppb の鉄濃度を維持するために鉄化合物溶液の注入速
度を増大させる必要が生じることもある。なお、冷却水
のｐＨは約７．５〜約８に維持する必要がある。このよ
うにして、原子炉を所定の条件下で約５００時間にわた
って運転した後、鉄化合物溶液の注入が停止される。こ
の状態において、冷却水中の鉄濃度は約５ppb に維持さ
れる必要がある。これは給水の水質管理によって達成す
ることができる。
濃度は急速に低下するから、少なくとも約５０〜約１０
０ppb の鉄濃度を維持するために鉄化合物溶液の注入速
度を増大させる必要が生じることもある。なお、冷却水
のｐＨは約７．５〜約８に維持する必要がある。このよ
うにして、原子炉を所定の条件下で約５００時間にわた
って運転した後、鉄化合物溶液の注入が停止される。こ
の状態において、冷却水中の鉄濃度は約５ppb に維持さ
れる必要がある。これは給水の水質管理によって達成す
ることができる。
Claims (10)
- 【請求項１】 水冷型原子炉の冷却水循環系を構成する
構造物の表面のコバルト６０による放射能汚染を防除す
るための方法において、(a) 水冷型原子炉の冷却水循環
系中を循環する冷却水のｐＨを約２５℃の水温で測定し
て約８の塩基性レベルに調整し、かつ(b) 前記冷却水循
環系中を循環する冷却水中の鉄濃度を約２００ppb に維
持するために、シュウ酸第一鉄、クエン酸第二鉄並びに
調製したばかりのＦｅ（ＯＨ）3 、Ｆｅ2 Ｏ3 およびＦ
ｅ3 Ｏ4 から成る群より選ばれた少なくとも１種の鉄化
合物の溶液を添加することを特徴とする方法。 - 【請求項２】 前記冷却水循環系中を循環する冷却水中
の溶存酸素含量が同時に約２００〜約４００ppb に維持
される請求項１記載の方法。 - 【請求項３】 前記冷却水循環系中を循環する冷却水の
温度が少なくとも約２３０℃に維持される請求項１記載
の方法。 - 【請求項４】 前記冷却水循環系中を循環する冷却水の
前記ｐＨおよび鉄濃度条件が少なくとも約５００時間に
わたって維持される請求項１記載の方法。 - 【請求項５】 水冷型原子炉の冷却水循環系を構成する
構造物の表面のコバルト６０による放射能汚染を防除す
るための方法において、(a) 水冷型原子炉の冷却水循環
系中を循環する冷却水のｐＨを約２５℃の水温で測定し
て約７．５〜約８の塩基性レベルに調整し、(b) 前記冷
却水循環系中を循環する冷却水中の鉄濃度を約２００pp
b に維持するために、シュウ酸第一鉄、クエン酸第二鉄
並びに調製したばかりのＦｅ（ＯＨ）3 、Ｆｅ2 Ｏ3 お
よびＦｅ3 Ｏ4 から成る群より選ばれた少なくとも１種
の鉄化合物の溶液を添加し、かつ(c) 前記冷却水循環系
中を循環する冷却水中の溶存酸素含量を約２００〜約４
００ppb に維持することを特徴とする方法。 - 【請求項６】 前記冷却水循環系中を循環する冷却水の
温度が少なくとも約２３０℃に維持される請求項５記載
の方法。 - 【請求項７】 前記冷却水循環系中を循環する冷却水の
前記ｐＨおよび鉄濃度条件が少なくとも約５００時間に
わたって維持される請求項５記載の方法。 - 【請求項８】 前記原子炉が運転停止状態にある間に前
記ｐＨ調整および前記鉄化合物溶液の添加が実施され、
そしてそれに続く前記原子炉の運転中においても前記冷
却水中の鉄濃度を約５０〜約１００ppb に維持するよう
にして同じ処理が継続される請求項５記載の方法。 - 【請求項９】 水冷型原子炉の冷却水循環系を構成する
構造物の表面のコバルト６０による放射能汚染を防除す
るための方法において、(a) 水冷型原子炉の冷却水循環
系中を循環する冷却水のｐＨを約２５℃の水温で測定し
て約８の塩基性レベルに調整し、(b) 前記冷却水循環系
中を循環する冷却水中の鉄濃度を約２００ppb に維持す
るために、シュウ酸第一鉄、クエン酸第二鉄並びに調製
したばかりのＦｅ（ＯＨ）3 、Ｆｅ2 Ｏ3 およびＦｅ3
Ｏ4 から成る群より選ばれた少なくとも１種の鉄化合物
の溶液を添加し、(c) 前記冷却水循環系中を循環する冷
却水の温度を少なくとも約２３０℃に維持し、そして
(d) 前記ｐＨ調整、前記鉄化合物溶液の添加および前記
温度の維持を少なくとも約５００時間にわたって継続す
ることを特徴とする方法。 - 【請求項１０】 前記原子炉の炉心が運転停止状態にあ
る間に前記ｐＨ調整、前記鉄化合物溶液の添加および前
記温度の維持が実施され、そしてそれに続く前記原子炉
の炉心の運転中においても前記冷却水中の鉄濃度を約５
０〜約１００ppb に維持するようにして同じ処理が継続
される請求項９記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/785,649 US5245642A (en) | 1991-10-31 | 1991-10-31 | Method of controlling co-60 radiation contamination of structure surfaces of cooling water circuits of nuclear reactors |
| US785649 | 1991-10-31 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05215893A true JPH05215893A (ja) | 1993-08-27 |
Family
ID=25136182
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4289797A Withdrawn JPH05215893A (ja) | 1991-10-31 | 1992-10-28 | 原子炉の冷却水循環系の構造物表面のコバルト６０による放射能汚染を防除する方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US5245642A (ja) |
| EP (1) | EP0540201A1 (ja) |
| JP (1) | JPH05215893A (ja) |
| TW (1) | TW198760B (ja) |
Cited By (3)
| 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 |
| WO2010053079A1 (ja) * | 2008-11-04 | 2010-05-14 | 株式会社東芝 | 放射線被ばく低減方法 |
| US7844024B2 (en) | 2004-07-22 | 2010-11-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Suppression method of radionuclide deposition on reactor component of nuclear power plant and ferrite film formation apparatus |
Families Citing this family (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP2808970B2 (ja) * | 1992-03-19 | 1998-10-08 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント及びその水質制御方法並びにその運転方法 |
| JP2912525B2 (ja) * | 1993-07-01 | 1999-06-28 | 株式会社日立製作所 | Ｂｗｒプラントの炉水制御方法およびその装置 |
| US5608766A (en) * | 1993-10-29 | 1997-03-04 | General Electric Company | Co-deposition of palladium during oxide film growth in high-temperature water to mitigate stress corrosion cracking |
| US5602888A (en) * | 1993-10-29 | 1997-02-11 | General Electric Company | Radiation-induced palladium doping of metals to protect against stress corrosion cracking |
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