JPH068914B2

JPH068914B2 - 沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方法

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Publication number: JPH068914B2
Application number: JP61249168A
Authority: JP
Inventors: 元浩会沢; 克己大角; 久雄伊藤; 卓本田
Original assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Engineering Co Ltd; Hitachi Ltd
Priority date: 1986-10-20
Filing date: 1986-10-20
Publication date: 1994-02-02
Anticipated expiration: 2009-02-02
Also published as: US4940564A; JPS63103999A

Description

【発明の詳細な説明】［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炉水と接する一
次系配管内面などの構造部材表面に蓄積する放射能を低
減する方法に係り、放射性物質の付着抑制効果の高い酸
化皮膜を形成する際に炉水のｐＨを弱アルカリ性に調整
する沸騰水型原子力プラントの放射性物質の付着抑制方
法に関する。

［従来の技術］原子力発電所の一次系冷却水系に使用されている配管、
ポンプ、弁等はステンレス鋼及び炭素鋼及びステライト
等（以下構造部材と略称する）から構成されている。こ
れらの金属はプラント運転開始時よりわずかずつ腐食
し、構成金属元素が一次冷却水中に溶出する。ＢＷＲ型
発電プラントにおいては、これら腐食生成物は復水浄化
装置で除去されるものの、腹水浄化装置で除去し切れな
かった腐食生成物及び復水浄化装置以降の給水系で発生
した腐食生成物は原子炉内に蓄積する。

原子炉内に持ち込まれた腐食生成物の大半は酸化物とな
って燃料棒に付着し、中性子照射を受ける。その結果⁶⁰
Co，⁵⁸Co，⁵¹Co，⁵⁴Mn等の放射性核種が生成する。これ
らの放射性核種は一次系冷却水中に再溶出してイオンあ
るいは不溶性固体（以下クラッドと称する。）として浮
遊する。その一部は炉水浄化用の原子炉浄化系浄化装置
で除去されるが、残りは原子炉一次系を循環しているう
ちに構造部材表面に付着する。このため構造部材表面に
おける線量率が上昇し定期点検時に保守点検を行う際の
作業員の放射線被爆も多くなる。

従って、放射性物質の付着量を低減するため、その源で
ある前記腐食生成物の発生を抑制する方法が提案されて
いる。例えば耐食性のよい材料の使用、あるいは酸素を
給水系に添加して構造部材の腐食を抑制する方法等があ
る。しかし、いずれの方法を用いても給水系をはじめと
し、一次系冷却系の構造部材の腐食を十分に抑制するこ
とはできず、炉水中の放射性物質濃度を十分低減するに
致っていてない。

上記、問題の解決方法として、構造部材に付着した放射
性物質を除去する方法が検討、実施されている。原子炉
一次系の複雑な構成をしている構造部材表面の放射性物
質を除去する方法としては化学性物質によって構造部材
表面に形成された酸化皮膜を溶解し、同皮膜中に存在す
る放射性物質を除去するものである。この方法の問題は
一時的に線料率を低減しても、プラント運転再開始時期
には構造部材は再び高い濃度の放射性物質を含む炉水に
さらされること、および、その際に酸化皮膜が再形成さ
れるため、急速に再汚染されることである。

そこで、放射性物質が無い状態あるいは放射性物質濃度
が極端に低いプラント運転初期にあらかじめ酸化皮膜を
形成し、放射性物質の付着を抑制する方法が特開昭５９
−１２３９０号および特開昭５９−３７４９８号等によ
り提案された。

［発明が解決しようとする問題点］上記従来技術に示される内容は下記に示す通りである。
炉水に溶存する放射性核種はステンレス鋼の腐食によっ
て表面に形成される酸化皮膜内にその形成過程で取り込
まれる。高温水中では酸化皮膜は主に該皮膜と母材金属
との界面において内方向（母材金属側）へ成長し放射性
核種は皮膜内を内方向へ拡散移動した後、同じ界面で酸
化皮膜中に取り込まれる。従って、放射性物質の付着を
抑制するためには、放射性物質の酸化皮膜内の拡散を抑
制すれば良いことになる。

また、放射性物質の付着速度は、皮膜成長速度との相関
を示すので皮膜成長を抑制することが付着低減につなが
る。

即ち、放射性物質の付着速度が皮膜の成長速度と相関関
係を示すのは、放射性物質が皮膜成長点で取り込まれる
からである。従って、皮膜の成長を抑制するとそれだけ
放射性物質が取り込まれる頻度が減少する。即ち取り込
みが抑制されるのである。冷却水中でのステンレス鋼の
皮膜量(m)の増加は(1)式に示すように時間(t)との間に
対数関係が成り立つ。

ｍ＝Ｋ₁ｌog（Ｋ₂ｔ＋１）・・・・(1) ここでＫ₁，Ｋ₂は定数である。

すなわち、時間の経過に伴う皮膜成長とともにその成長
速度は小さくなる。従って、あらかじめ非放射性の皮膜
形成を行っておけばその後放射性物質が存在する炉水に
さらした際に新たに形成する皮膜量を低減でき、ひいて
は皮膜内への放射性物質の付着量を抑制できる。

一方上記皮膜成長抑制がはかられる処理を言い変えれ
ば、構造部材の腐食を抑制することにほかならず、ひい
ては構造部材からの溶出成分の量を抑制する処理を施す
ことにもなる。従って、非放射性環境下で酸化皮膜形成
をはかる処理は、炉心において直接放射化された構造部
材から溶出してくる放射能の量を低減することができ、
ひいては炉水中の放射能濃度低減にも寄与できる。しか
し、あらかじめ形成しておく酸化皮膜の性状により、放
射性物質の付着挙動は著しく異なってくる。たとえば、
放射性イオンの挙動はあらかじめ形成しておいた酸化皮
膜の荷電状態で異なる。また、放射性物質を含む液に浸
漬したのちに構造部材表面に新たに形成される酸化皮膜
の成長速度も既存の皮膜の形状により変わってくる。従
って、構造部材を、炉水環境条件下に最も適した方法に
より酸化処理を行なうことが必要である。

加えて、上記酸化処理は、実機プラントに適用するため
には、プラントに対する損傷を与えないように、水質管
理基準および運転管理基準の範囲内で実施する必要があ
る。そのためには、その実施時期および、アルカリ性物
質の添加点、酸化処理時のプラント運転方法等に対する
適切な選定が必要となる。

本発明の目的は、放射性物質を含む冷却水と接する原子
力発電プラント構造部材の放射性物質付着をおよび腐食
生成物の溶出量の抑制を可能にすることにある。

［問題点を解決するための手段］本発明の放射性物質の付着抑制方法は、沸騰水型原子力
プラントの建設後に行われる試運転期間内であって、溶
存酸素濃度が200ppb±100ppbの範囲にある炉水環境条件
下で、該原子炉で発生した蒸気をタービンをバイパスさ
せて運転する核加熱運転期間内に、核原子炉の炉水中に
不揮発生のアルカリ生物質を添加して該炉水のpHを７．
８〜８．６の範囲に調整し、このように調整した炉水を
原子炉一次系内に循環させることにより、該原子炉の一
次系構造部材の表面に酸化皮膜を形成することを特徴と
する。

［作用］本発明者らが見出した原子炉一次系構造部材への放射性
物質の付着を抑制する方法を以下に説明する。前述した
ように放射性物質の存在しない環境下で予め皮膜形成処
理を行うと、その後、放射性物質を含む炉水に浸漬した
場合においても、前処理の皮膜のによって炉水中（放射
性物質存在下）における皮膜成長が抑制され、放射性物
質の付着も抑制されることが知られている。さらに前処
理皮膜の特性によって放射性物質の付着抑制効果も大き
く変化する。ここで、本発明者らは第２図に示すよう
に、前処理を炉水のpHを弱アルカリ性に調整して実施す
ることによって、構造部材表面に皮膜量の多いかつ、緻
密な（見掛のポロシテイが小さい）皮膜が形成できるこ
とを発見した。この皮膜は、炉水中の溶存酸素が構造部
材表面へ拡散することに対する障壁となり、一方では、
腐食によって金属母材から溶出した腐食生成物が炉水中
へ拡散する障壁として働く。その結果前処理後、炉水環
境下で形成される新たな皮膜の生成を効果的に抑制する
ものと考えられる。さらに本発明者らは、放射性物質を
含む模擬炉水環境下で放射性物質の付着抑制効果を確認
した。その結果を第３図に示す。第３図に示した結果
は、沸騰水型原子力発電プラントにおける炉水環境条件
である温度２８０℃、溶存酸素濃度200ppb±100ppbの範
囲で確認した結果である。さらに第３図に示す結果よ
り、最も放射性物質の付着量が少ないｐＨ値はｐＨ＝7.
8〜8.6であった。第３図に示すように、特に、酸素濃度
が200±100ppb存在し、かつ、ｐＨが7.8〜8.6の範囲に
存在するのが好ましい理由は、第４図の電位−ｐＨの関
係に基づく構造部材の構成元素の酸化物としての安定性
によるものと判断される。

第４図は、Ｆｅ，Ｎｉ，Ｃｒの酸化物の安定領域を300
℃における電位とｐＨの関係で示したものである。ここ
で、炉水中の溶存酸素濃度は電位変化に影響を及ぼし、
溶存酸化濃度が高い場合は電位は貴な方向に移行し、逆
に溶存酸素濃度が低い場合は電位は卑な方向に移行す
る。例えば、脱気水中のステンレス鋼の電位は-0.5(Vvs
SHE)以下となる。酸素を溶存した高温水で、ｐＨが高く
なると、ステンレス鋼母材中のＣｒは第４図に示すよう
に酸化物安定領域の境界に存在しクロメートイオンとし
て溶出するが、ＦｅおよびＮｉは酸化物として安定化
し、溶解度が減少する。その結果、構造部材表面全体が
Ｆｅと、Ｎｉ主体の緻密な酸化皮膜で覆われ、優れた放
射性物質の付着抑制効果を発揮する。

ところで、定格運転中の沸騰水型原子炉水環境において
は、通常約２００ppbの酸素を溶存する酸化性雰囲気で
あり、Ｃｒが溶出しやすい。それ故、脱気（超低溶存酸
素濃度）環境下で酸化処理してＣｒの多い皮膜を形成し
た場合には、沸騰水型原子炉の定格運転時の炉水環境下
に長時間さらされたとき、皮膜中のＣｒがクロメートイ
オンとして再溶解してしまい、皮膜欠陥が増え、皮膜の
保護性が失われる。しかし、本発明における前述したｐ
Ｈ＝7.8〜8.6という弱アルカリ性の処理条件下ではＦｅ
とＮｉが主体でＣｒの少ない皮膜が形成されるため、こ
の皮膜は沸騰水型原子炉水環境において長期に亘り安定
に存在し、保護作用を示し、優れた放射性物質の付着抑
制効果を示すものとなる。

本発明において、もし脱気操作あるいは脱気操作に加え
て水素添加を行なった場合（超低酸素濃度）には、Ｎｉ
は溶解する領域となりＣｒとＦｅ主体の酸化物となる。
従って、処理後、沸騰水型原子炉水環境下に長期間さら
された場合には、Ｃｒが溶出し皮膜欠陥が増え皮膜の保
護性が失われるため好ましくない。

前述の弱アルカリ水中における構造部材表面酸化皮膜形
成処理を実機プラントへ適用するに当っては、実機プラ
ントのシステム構成およびプラント設計条件に基づく水
質管理基準および運転管理基準値等を考慮し、プラント
健全性維持をはかるとともに、経済面においても安価な
方法を採用する必要がある。

そこで、本発明者らは、上記の点を十分考慮した炉水ｐ
Ｈ制御の最適化を行なった。

炉水と接する構造部材表面の酸化皮膜形成法の適用時期
は、構造部材全域を一度に処理できるプラント建設完了
後に実施することが最も合理的である。さらに、酸化皮
膜形成のためには熱源が必要となるが、プラント建設後
には炉内に燃料が装荷され、燃料の燃焼熱によって炉水
を加熱することが可能である。この点からもプラント建
設後に実施することが望ましい。又、燃料装荷後の実施
時期としては、炉水中の放射能濃度が非常に低いプラン
ト運転初期、いわゆる核加熱運転期間（沸騰水型原子力
プラントの建設後に行われる初期の試運転期間内であっ
て、且つ原子炉で発生した蒸気をタービンをバイパスさ
せて運転する期間。これを核加熱運転期間という）内に
実施することが最も望ましい。この時期は炉水が最初に
１００℃以上となる時期であるため構造部材表面に最初
に酸化皮膜が形成されるとともに、燃料が燃焼する最初
の時期であるため炉水中の放射性物質濃度も通常運転中
の濃度の１／１００以下と非常に低い。又、核加熱運転
期間中は燃料の放射線分解とともに冷却水の放射線分解
により酸素が発生するため溶存酸素濃度が一定量存在す
る環境下である。従って、この時期に炉水のｐＨを7.8
〜8.6の範囲に調整して核加熱運転を実施することによ
って、第３図に示したような放射性物質の負荷抑制効果
の高い酸化皮膜形成が可能となる。

本発明において、核加熱運転期間内とは核加熱運転期間
の一部又は全てを意味する。十分な皮膜を形成させるた
めに必要なアルカリ性物質の注入処理時間は、一般的に
は、１０日間以上処理することが好ましい。

次に、核加熱運転時におけるプラントの運転状態を第５
図を使って示す。核加熱運転は、タービン１、２をバイ
パスさせた状態でかつ２０％以下の低出力で運転され、
核系統および機器の運転状態を確認することを目的に実
施される。核加熱試験は、燃料集合体３中に挿入してあ
る制御棒４を引き抜き、燃料の燃焼度を上げ、炉水を加
温加圧する。定格圧力の７０kg／cm²に達した後、主蒸
気バイパス弁５を開とし、発生した蒸気をタービ１、２
をバイパスして復水器６へ導き凝縮させる。凝縮水は復
水ポンプ７によって復水フィルター８、復水脱塩器９へ
導かれ、不純物が除去される。その後、復水昇圧ポンプ
１０によって給水系へ送られ、給水ヒータ１１および給
水ポンプ１２を経て炉内へ戻る循環ループとなる。一
方、280℃、７０気圧となった炉水は再循環ポンプ１３
および再循環配管１４により循環されるとともに一部は
原子炉浄化系ポンプ１５より原子炉浄化系フィルター１
６へ導かれ不純物が除去される。浄化された炉水は給水
系へ戻り再び炉内に戻る。又、復水脱塩器９の出口水の
一部はスピルオーバライン１７を経てＣＲＤポンプ１８
で昇圧され制御棒駆動装置１９より炉内に入る。さらに
制御棒駆動水ポンプ出口水の一部はミニマムフローライ
ン２０を通って復水貯蔵タンク２１へ戻る。上記のよう
な沸騰水型原子力発電プラントの核加熱運転状態におい
て、炉水中のｐＨを7.8〜8.6に調整するためには炉内に
アルカリ性物質を炉外より添加する必要がある。さら
に、アルカリ性物質を炉水中に共存させるための方法は
大きく分けて２つ存在し、その１つは、炉内に冷却水が
流入する系統（給・復水系，制御棒駆動水系，原子炉浄
化系）よりアルカリ性物質を添加する方法であり、他の
１つの方法は、復水脱塩器樹脂或いは、原子炉浄化系の
フィルタ樹脂にアルカリ生物質をあらかじめ負荷させて
おき、そのアルカリ生物質を冷却水中の水素イオン（Ｈ
⁺）との分配平衡を利用して冷却水中に溶出させ、炉内
へ添加する方法がある。

上記方法の中で本発明者らは、後者のイオン交換樹脂に
アルカリ物質を負荷する方法を原子炉浄化系（ＣＵＷ
系）フィルタ１６に採用することにより最も容易な運転
が可能であることを発見した。仮りに上記の方法を採用
しなかった場合は炉内に添加したアルカリ性物質の一部
はＣＵＷフィルタを通る際ＣＵＷフィルタ１６のイオン
交換樹脂に捕捉される。従って炉水ｐＨ調整期間中アル
カリ性物質を連続的に炉水に添加する必要があり、アル
カリ生物質の添加管理を常時実施する必要がある。それ
に対してＣＵＷフィルタ樹脂にアルカリ性物質を負荷さ
せた樹脂を採用した場合は、一度炉水中に溶出させたア
ルカリ性物質が再びＣＵＷフィルタへ戻った場合にで
も、既にアルカり性物質がイオン交換樹脂に付着してい
るため除去されることなく通過する。従って一度炉水の
ｐＨを目標値に設定すれば、長期間に渡り安定した運転
が可能となり運転性の面で大きなメリットを有する。こ
の方法は、イオン交換樹脂中及び環境水中のアルカリ性
物質濃度と水素イオン濃度は(2)式に示すような分配平
衡を示す特性を利用するものである。

ここで、〔Ｒ−Ｍ〕：樹脂中のアルカリ性物質濃度〔Ｒ−Ｈ〕：樹脂中の水素イオン濃度〔Ｈ⁺〕：冷却水中の水素イオン濃度〔Ｍ⁺〕：冷却水中のアルカリイオン濃度 ▲Ｋ^M _H▼：選択係数 (2)式における選択係数はアルカリ性物質の種類によっ
て決まる値であり、２５℃の純水中ではナトリウム（▲
Ｋ^M _H▼＝1.56）,カリウム(▲Ｋ^M _H▼＝2.28),リチウム
(▲Ｋ^M _H▼＝0.79)であることが知られている。

(O.D.Bonner,L.Smith;J.Phys.chem.61.326.('57))又、
〔M⁺〕濃度にはイオン交換樹脂からアルカ性物質を溶離
させて設定する冷却水中のアルカリ濃度を代入し、
〔H⁺〕濃度には上記冷却水中にアルカリが溶離すること
によって決まる冷却水中の水素イオン濃度を代入する。
これによって(1)式中で〔R-M〕/〔R-H〕の値が決まる。

〔R-M〕/〔R-H〕の比率を変えることによって、浄化装
置出口のアルカリ性物質濃度を調整することが可能とな
る。

又、一方ではＣＵＷフィルタ樹脂にアルカリ性物質を負
荷させた場合のように、浄化装置入口にアルカリ性物質
が戻る個所においては、冷却水中のアルカリ性物質濃度
および水素イオン濃度(pH＝7.8〜8.6の場合は6.3×10^-7
〜4.0×10^-6moｌ/)を(2)式に代入することによって入
口，出口が炉水とほぼ同一になる〔R-M〕/〔R-H〕が求
まる。上記方法によって、炉水のpHを目標値にコントロ
ールすることが可能となるが、イオン交換樹脂から溶離
されるアルカリ性物質濃度は6.3×10^-7〜4.0×10^-6moｌ
/と非常に微量であるため、炉水中に含まれる他の微
量不純物の共存よって炉水中のｐＨが多少変化する可能
性を持つとともに、核加熱試験期間中の出力変動に伴う
炉水位調整操作（炉水ブロー）により炉水中のアルカリ
性物質が系外へ放出される。従って、皮膜形成処理期間
中においては間欠的にアルカリ性物質を補給する必要が
ある。

アルカリ性物質の補給系統としては、下記ケースが考え
られる。

(1) 原子炉浄化系（ＣＵＷ系）へアルカリ性物質を添
加する。

(2) ＣＲＤ系（制御棒駆動水系）へアルカリ性物質を
添加する。

(3) 給復水系へアルカリ性物質を添加する。

(4) 再循環系（ＰＬＲ系）へアルカリ性物質を添加す
る。

この中で(1)，(3)及び(4)の場合は添加系の設計条件に
合った添加装置および添加点を準備するのみでアルカリ
性物質の添加が可能であるが、(2)のＣＲＤ系への添加
においては第５図に示したようにＣＲＤポンプ出口水は
ポンプミニマムフロー戻り水による復水貯蔵タンクへの
アルカリ性物質の混入があるため、上記ポンプミニマム
フロー水の回収システムの追設が必要となる。

［実施例］以下、本発明の実施例を示す。

実施例１第１図に、実用的な炉水ｐＨ制御機構の実施例を示す。
第１図に示す実施例は、原子炉浄化装置のフィルタ用ろ
材のカチオン樹脂にアルカリ性物質を負荷させて使用す
る場合のシステム及び炉水のｐＨを目標値である7.8〜
8.6の範囲に精度良く調整するために採用するアルカリ
性物質の添加方法及びプラントの運転方法について示
す。運転手順としては、燃料装荷後、核加熱運転期間
（前述）に制御棒を引き抜き、燃料を燃焼させ炉水を昇
温する。炉水温度が１００℃になる前に原子炉浄化装置
フィルタ１６の１塔にアルカリ性物質を負荷したカチオ
ン樹脂をプリコートし待機させる。本実施例では、Ｂ系
フィルタにアルカリ性物質としＮａを負荷した樹脂をプ
リコートする例で示す。Ｂ系へのアルカリ性物質負荷樹
脂のプリコート完了状態では、Ｂ系待機状態とさせてお
き、もう一方のＡ系フィルタは、通常の再生済イオン交
換樹脂をプリコートした状態で炉水を浄化する。炉水温
度が１００℃以上に達したらＢ系に炉水を通水し、樹脂
に負荷させたアルカリ性物質を溶出させ、炉内へアルカ
リ性物質を添加する。Ｂ系に炉水を通水する操作が終了
したら、Ａ系フィルタの流量を徐々に絞りＡ系フィルタ
への炉水の通水を停止させ待機させるとともに原子炉浄
化装置のバイパス弁２２を開き、原子炉浄化系の定格流
量を確保する。Ｂ系フィルタの通水に伴って炉水中のア
ルカリ性物質の濃度が上昇し、炉水ｐＨが上昇する。こ
の場合炉水のｐＨが目標ｐＨの上限pH＝8.6を超えると
判断された場合には、待機状態にしてあるＡ系フィルタ
へ炉水を通水し、炉水中のアルカリ性物質の除去を行
い、炉水ｐＨが8.6を超えないよう管理する。一方、炉
水ｐＨが目標ｐＨの下限pH＝7.8に達しなかった場合に
は、再度、Ａ系に炉水を通水し、Ｂ系を隔離しＢ系フィ
ルタにアルカリ性物質を負荷させた樹脂をプリコート
し、炉水中のアルカリ性物質濃度の上昇をはかる。又、
第１図に示すように、Ｂ系のフィルタ入口あるいは出口
にアルカリ性物質の添加ラインを設け、その添加ライン
からアルカリ性物質の微量添加を行う。アルカリ性物質
を添加する添加装置は、第１図に示すようにアルカリ性
物質調整タンク２３およびラインフィルタ２４、アルカ
リ性物質添加ポンプ２５、ダンパー２６、圧力計２７か
らなり、アルカリ性物質添加ライン２８との取り合いは
フランジ２９にて行うシステムが望ましい。又第１図に
示したアルカリ性物質添加装置はアルカリ性物質添加タ
ンクレベル計３０によって空気の添加を防止し、又、圧
力計２７によって指示される圧力が系統圧力以上となら
ないよう添加圧力高によって作動する安全装置を追加す
ることが望ましい。アルカリ性物質調整タンクレベル低
および添加圧力高の信号は添加ポンプ２５の電源を切る
システム構成とすることによって、より安全なアルカリ
性物質の添加が可能なる。

原子炉浄化装置１６のアルカリ性物質以外の不純物の除
去性能管理は、浄化装置の入口サンプリングライン３１
およびＢ系フィルタ出口サンプリンググライン３２より
系統水をサンプリングし、除去性能の監視を行う。

アルカリ性物質以外の不純物の除去性能が９０％以下と
なった場合には、再度Ｎａ負荷樹脂をプリコートするこ
とによって、炉水ｐＨ制御運転は可能となる。

実施例２第６図に、制御棒駆動水系ＣＲＤ系よりアルカリ性物質
を添加する例について示す。ＣＲＤ系へのアルカリ性物
質添加点は、系統圧力が約１４kg／cm²と比較的小さい
ＣＲＤポンプ１８入口が望ましい。ＣＲＤポンプ入口に
添加されたアルカリ性物質は炉内に入る一方ポンプミニ
マムフローライン２０を通って復水貯蔵タンク２１へ混
入する。これを防止するため、新たにポンプミニマムフ
ローラインの止弁３３、ポンプミニマムフローライン２
０とスピルオバーライン１７を結ぶライン３４および前
記ライン中に止弁３５を追設する。前記ラインの追設に
よってミニマムフローラインの止弁３３を閉、ライン１
４中の止弁３５を開とすことによって添加したアルカリ
性物質の全量を炉内に添加することが可能となる。この
ような循環ループを形成した後に薬品添加ポンプ２５を
用いてアルカリ性物質の添加を行う。添加方法は実施例
１に示した方法に準じる。

又、ＣＵＷフィルタ１６にアルカリ性物質を負荷した樹
脂を採用する場合には運転経過に伴い必要量を間欠的に
添加する。一方ＣＵＷフィルタ１６にアルカリ性物質を
負荷しない場合にいは、0.076〜0.48mol/hのアルカリ性
物質を連続で添加することになる。

実施例３第７図に、給復水系よりアルカリ性物質を添加する例に
ついて示す。給復水系へのアルカリ性物質の添加点は系
統圧力が低い復水昇圧ポンプ１０入口が望ましい。実施
例１に示した装置と同様の添加装置を復水昇圧ポンプ入
口に設置し、連続添加または間欠添加を行う。

実施例４第８図に、再循環系よりアルカリ性物質を添加する例に
ついて示す。添加点はＰＬＲポンプ１３の入口とする。
運転方法は実施例の１および実施例の２に準じた運転と
なる。

実施例５第９図に、復水脱塩器樹脂９にアルカリ性物質を負荷さ
せておき、溶出させる方法を示す。この場合には復水、
給水が流れている間は一定濃度のアルカリ性物質が炉内
に添加できる。例えばＮａの場合(1)式における〔R-M〕
/〔R-H〕≒0.75に調整して採用すると出口水中には約４
ppbのNaが溶出してくる。従って添加量は給水流量に比
例して変化させることが可能になる。炉内に添加された
ＮａはＣＵＷ系フィルタ１６で除去される量とバランス
する。この例の場合にはＣＵＷフィルタ１６樹脂にアル
カリ性物質を負荷させる方法との並用は採用しないこと
が望ましい。これは核加熱期間中は常に給水より炉内に
冷却水が流れるため、過剰分を常に除去する必要があた
めである。又、本法の場合は樹脂から溶離したアルカリ
性物質の一部がＣＲＤ系へ流れ復水貯蔵タンク２１へ混
入する。従って実施例２に示したと同様の循環ラインを
ＣＲＤ系に追設する必要がある。

［発明の効果］本発明の効果について以下に解説する。

本発明は沸騰水型原子炉一次系構造部材の表面に放
射性物質が付着することを防止する目的のものである。

放射性物質の付着は、一次系構造部材の表面に酸化
膜がある程度形成されると、それ以降放射性物質が付着
しにくくなる。

しかし、何もしないで営業運転期間中に酸化膜が形
成されるのを待っていては、形成された酸化膜は放射性
物質が付着したものとなってしまう。従って、放射性物
質の付着の少ない酸化膜を予め一次系構造部材の表面に
形成しておけば、一次系構造部材に放射性物質がその後
付着することを少なくすることができる。予め放射性物
質が付着していない酸化膜を形成するには、炉水中の放
射性物質の濃度が少ない水環境の時期に酸化膜を形成す
ればよい。

放射性物質の濃度が最も少ない水環境の時期は核燃
料を装荷する前の時期であるが、しかし、この時期に酸
化膜を形成するには炉水の温度、溶存酸素濃度を酸化膜
形成に必要な温度、濃度にそれぞれ上げるために特別な
装置を必要とするという難点がある。

これに対し、核加熱運転期間（即ち、原子力プラン
トの建設後に行われる初期の試運転期間内であって且つ
原子炉で発生した蒸気をタービンをバイパスさせて運転
する試運転期間）では、放射性物質の濃度が少ない炉水
環境であり、また酸化膜を形成するための炉水の温度、
溶存酸素濃度も、特別の装置を設けなくとも、得られ
る。

しかし、この核加熱運転期間の炉水環境下で特にpH
調整をせずに酸化膜を形成すると、Crの含有量の多い酸
化膜ができ、この酸化膜は営業運転時の炉水環境下（即
ち、溶存酸素量が核加熱運転期間よりも多い炉水環境
下）に置かれると、酸化膜中のCrが溶出して皮膜欠陥の
多い酸化膜となってしまい、放射性物質が付着しやすく
なってしまう。営業運転時にCrが溶出して皮膜欠陥の多
い酸化膜となるのを防ぐためには（すなわち、営業運転
時でも緻密な皮膜保護性の高い酸化膜とするために
は）、核加熱運転期間内に、Cr含有量の少ない酸化膜を
形成すればよい。そのために、本発明では核加熱運転期
間内に炉水のpHを7.8〜8.6の範囲に調整することによっ
て、Cr含有量の少ない酸化膜を形成するようにしたもの
である。このようにして形成した酸化膜は営業運転時の
炉水環境下に置いてもCrの溶出が少ないので緻密な皮膜
保護性の高い酸化膜となる。

即ち、本発明では、核加熱運転期間（上述）内に炉水の
pHを7.8〜8.6の範囲に調整することにより、放射性物質
の付着が少なく、かつ皮膜欠陥の少ない酸化膜を形成す
るのであり、これにより、営業運転時における一次系構
造部材表面への放射性物質の付着を抑制することができ
る。

本発明によれば、優れた放射能付着抑制効果を持つ皮膜
形成処理が実機プラントおいて容易に、かつ経時的に実
施することが可能となる。第３図に示したpH＝7.8〜8.6
の調整処理によって、従来より30〜５０％増の放射能付
着抑制が達成できるものと推定される。

さらに、上記方法の採用によって、プラントの放射能レ
ベルを低く保つことは、将来プラント寿命を延長する各
種施策を実施する上で被ばく低減上効果的である。

【図面の簡単な説明】第１図はＣＵＷフィルタにアルカリ性物質を負荷させ、
かつアルカリ性物質の添加方法を示す図、第２図は弱ア
ルカリ水中で形成される皮膜特性を示す図、第３図は前
処理水中のｐＨと前処理後の放射性物質の付着抑制効果
を確認した結果を示す図、第４図は炉水と接する構成部
材の元素の炉水環境下における酸化物安定領域を示す電
位−ｐＨ図、第５図は核加熱運転状態を示す図、第６図
はＣＲＤ系よりアルカリ性物質を添加する例を示す図、
第７図は給・復水系よりアルカリ性物質を添加する例を
示す図、第８図はＰＬＲ系よりアルカリ性物質を添加す
る例を示す図、第９図は復水脱塩器樹脂にアルカリ性物
質を負荷させて炉水ｐＨ調整を行う例を示す図である。１…高圧タービン２…低圧タービン３…燃料４…制御棒５…主蒸気バイパス弁６…復水器７…復水ポンプ８…復水フィルタ９…復水脱塩器１０…復水昇圧ポンプ１１…給水加熱器１２…給水ポンプ１３…再循環ポンプ１４…再循環系１５…原子炉浄化系ポンプ１６…原子炉浄化フィルタ１７…スピルオーバライン１８…制御棒駆動水ポンプ２０…ポンプミニマムフローライン２１…復水貯蔵タンク２２…原子炉浄化系フィルタバイパス弁２３…薬液タンク２４…ラインフィルター２５…定量ポンプ２６…ダンパー２７…圧力計２８…アルカリ性物質添加ライン２９…添加装置継手３０…レベル計３１…原子炉浄化系フィルタ入口サンプリングライン３２…原子炉浄化系フィルタ出口サンプリングライン３３…ポンプミニマムフローライン止弁３４…アルカリ性物質回収ライン３５…アルカリ性物質回収ライン止弁

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者伊藤久雄茨城県日立市幸町３丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (72)発明者本田卓茨城県日立市久慈町4026番地株式会社日立製作所日立研究所内 (56)参考文献特開昭54−116595（ＪＰ，Ａ) 特開昭61−111500（ＪＰ，Ａ) 特開昭61−170697（ＪＰ，Ａ) 特開昭59−12390（ＪＰ，Ａ)

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】沸騰水型原子力プラントの建設後に行われ
る試運転期間内であって、溶存酸素濃度が２００ppb±
１００ppbの範囲にある炉水環境条件下で、該原子炉で
発生した蒸気をタービンをバイパスさせて運転する核加
熱運転期間内に、該原子炉の炉水中に不揮発性のアルカ
リ性物質を添加して該炉水のpHを７．８〜８．６の範囲
に調整し、このように調整した炉水を原子炉一次系内に
循環させることにより、該原子炉の一次系構造部材の表
面に酸化皮膜を形成することを特徴とする沸騰水型原子
炉力プラントの放射性物質の付着抑制方法。
【請求項２】前項記載のアルカリ性物質の添加は、原子
炉浄化系の一部から炉水中に添加することにより行われ
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水
型原子炉力プラントの放射性物質の付着抑制方法。
【請求項３】前項記載の原子炉浄化系の一部から炉水中
へのアルカリ性物質の添加は、原子炉浄化系のフィルタ
のイオン交換樹脂にアルカリ性物質を予め負荷させてお
き、該アルカリ性物質を炉水中の水素イオンとの分配平
衡を利用して炉水中に溶出させることにより行われるこ
とを特徴とする特許請求の範囲第２項記載の騰水型原子
炉力プラントの放射性物質の付着抑制方法。
【請求項４】前記第１項記載のアルカリ性物質の添加
は、原子炉給復水系の一部から炉水中に添加することに
より行われることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の騰水型原子炉力プラントの放射性物質の付着抑制方
法。
【請求項５】前項記載の原子炉給復水系の一部から炉水
中へのアルカリ性物質の添加は、原子炉給復水系の復水
脱塩器のイオン交換樹脂にアルカリ性物質を予め負荷さ
せておき、該アルカリ性物質を炉水中の水素イオンとの
分配平衡を利用して炉水中に溶出させることにより行わ
れることを特徴とする特許請求の範囲第４項記載の騰水
型原子炉力プラントの放射性物質の付着抑制方法。
【請求項６】前記第１項記載のアルカリ性物資の添加
は、原子炉制御棒駆動水系の一部から炉水中に添加する
ことにより行われることを特徴とする特許請求の範囲第
１項記載の騰水型原子炉力プラントの放射性物質の付着
抑制方法。
【請求項７】前記第１項記載のアルカリ物質の添加は、
原子炉再循環系の一部から炉水中に添加することにより
行われることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
騰水型原子炉力プラントの放射性物質の付着抑制方法。