JPH0720281A - 加圧水型原子炉の一次冷却材の処理方法 - Google Patents
加圧水型原子炉の一次冷却材の処理方法Info
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- JPH0720281A JPH0720281A JP4233136A JP23313692A JPH0720281A JP H0720281 A JPH0720281 A JP H0720281A JP 4233136 A JP4233136 A JP 4233136A JP 23313692 A JP23313692 A JP 23313692A JP H0720281 A JPH0720281 A JP H0720281A
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
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- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
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Abstract
(57)【要約】
【構成】 エネルギー発生に至るまでに運転した原子炉
の冷却水に、含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却材にな
るよう水和ヒドラジン (NH4 ・ H2 O)を連続添加し、10
0n.ml/kg以下の含量になるまで冷却剤から過剰水素を除
去する、冷却材中の H3 BO3 含量により出力を調整する
加圧水型原子炉の一次冷却剤の処理法。 【効果】 材料腐食の速度と腐食生成物の活性化が低減
でき、さらに原子炉壁でそれら腐食生成物の沈積を減少
させることことができ、γ線量を低く抑え、原子炉汚染
を低減させることができる。
の冷却水に、含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却材にな
るよう水和ヒドラジン (NH4 ・ H2 O)を連続添加し、10
0n.ml/kg以下の含量になるまで冷却剤から過剰水素を除
去する、冷却材中の H3 BO3 含量により出力を調整する
加圧水型原子炉の一次冷却剤の処理法。 【効果】 材料腐食の速度と腐食生成物の活性化が低減
でき、さらに原子炉壁でそれら腐食生成物の沈積を減少
させることことができ、γ線量を低く抑え、原子炉汚染
を低減させることができる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、冷却材中の硼酸含量に
より原子炉出力を調整する加圧水型原子炉と、発電用原
子炉の水収支の調整法に関わる。
より原子炉出力を調整する加圧水型原子炉と、発電用原
子炉の水収支の調整法に関わる。
【０００２】
【従来の技術】燃料の反応性の緩やかな制御に使用され
る、核原子炉の冷却材中の硼酸が材料腐食を増大させる
ことは知られている。核燃料の分裂時には、中性子、γ
線、α粒子またはβ粒子が発生し、それらが水と反応し
て、酸素、水素、その他の酸化物ラジカルに分解し、材
料腐食をさらに増大させる。（IAEAリポート、"Coolant
Technology of Water Reactors", Doc. 0849j, 1991年
３月11日、27−29頁）。
る、核原子炉の冷却材中の硼酸が材料腐食を増大させる
ことは知られている。核燃料の分裂時には、中性子、γ
線、α粒子またはβ粒子が発生し、それらが水と反応し
て、酸素、水素、その他の酸化物ラジカルに分解し、材
料腐食をさらに増大させる。（IAEAリポート、"Coolant
Technology of Water Reactors", Doc. 0849j, 1991年
３月11日、27−29頁）。
【０００３】腐食生成物は、不溶性酸化物の形で中性子
流（燃料要素）を通って放射帯に入り込み、放射性を帯
びて輸送時に冷却循環により原子炉内部に沈殿し、放射
性汚染を生じる。これは、原子炉の操作、修理、点検の
際に相当の技術的困難を引き起こす。（IAEAリポート、
"Coolant Technology of Water Reactors", Doc.0849j.
1991年８月11日、54−55頁）。硼酸の腐食性を低下さ
せるために、加圧水型原子炉の場合、１〜２ppm のLiOH
（IAEAリポート、"Coolant Technology ofWater Reacto
rs", Doc. 0849j, 1991年３月11日、27−29頁）またはL
i+ とNa+のようなイオンの存在を考慮して、0.05〜0.45
mM/kg のKOH を冷却材に添加する。
流（燃料要素）を通って放射帯に入り込み、放射性を帯
びて輸送時に冷却循環により原子炉内部に沈殿し、放射
性汚染を生じる。これは、原子炉の操作、修理、点検の
際に相当の技術的困難を引き起こす。（IAEAリポート、
"Coolant Technology of Water Reactors", Doc.0849j.
1991年８月11日、54−55頁）。硼酸の腐食性を低下さ
せるために、加圧水型原子炉の場合、１〜２ppm のLiOH
（IAEAリポート、"Coolant Technology ofWater Reacto
rs", Doc. 0849j, 1991年３月11日、27−29頁）またはL
i+ とNa+のようなイオンの存在を考慮して、0.05〜0.45
mM/kg のKOH を冷却材に添加する。
【０００４】水の放射能分解を減少させるために、加圧
水型原子炉の場合は水素を、水・水原子炉の場合はアン
モニアを加える。水素を遊離させる（IAEAリポート"Coo
lantTechnology of Water Reactors", Doc. 0849j, 199
1年３月11日、27頁）。この方法は、原子炉の運転を可
能にはするが、原子炉の汚染を相当に減少させることは
できず、蒸気発生器の個々の部分のγ線量は３〜30R/h
に及ぶ。（IAEAリポート、"Coolant Technology of Wat
er Reactors", Doc. 0849j, 1991年３月11日、27−28頁
参照）。
水型原子炉の場合は水素を、水・水原子炉の場合はアン
モニアを加える。水素を遊離させる（IAEAリポート"Coo
lantTechnology of Water Reactors", Doc. 0849j, 199
1年３月11日、27頁）。この方法は、原子炉の運転を可
能にはするが、原子炉の汚染を相当に減少させることは
できず、蒸気発生器の個々の部分のγ線量は３〜30R/h
に及ぶ。（IAEAリポート、"Coolant Technology of Wat
er Reactors", Doc. 0849j, 1991年３月11日、27−28頁
参照）。
【０００５】原子炉は、図１による公知の方法で下記の
ように作動する：一次循環に含まれるのは、原子炉１、
主循環ポンプ２、冷却材浄化のためのイオン交換フィル
ター３、蒸気発生器４、二次循環の蒸気管５、冷却材排
出用のポンプ６、追加排気装置７、大径の循環導管８、
供給ポンプ９、圧力維持器10、排気装置用の圧力低下装
置11、燃料要素12、冷却材Ａである。新しい燃料が装入
される原子炉１の一次循環には、12〜15ｇ/lの硼酸液を
添加する。冷却材Ａの浄化のためのイオン交換フィルタ
ー３は、NH3 と混ぜたH3 BO3 とKOH で、均衡濃度にな
るまで飽和させられる。原子炉１を80℃以下の温度で運
転する前に、酸素の化学結合のために、測定 O2 含量の
３倍以上の過剰濃度で水和ヒドラジン溶液を冷却材Ａに
添加する。上記作業工程を実施後、制御した最低出力
（Ｗ＝10-6％）を達成するために、物理的に運転を加速
する。
ように作動する：一次循環に含まれるのは、原子炉１、
主循環ポンプ２、冷却材浄化のためのイオン交換フィル
ター３、蒸気発生器４、二次循環の蒸気管５、冷却材排
出用のポンプ６、追加排気装置７、大径の循環導管８、
供給ポンプ９、圧力維持器10、排気装置用の圧力低下装
置11、燃料要素12、冷却材Ａである。新しい燃料が装入
される原子炉１の一次循環には、12〜15ｇ/lの硼酸液を
添加する。冷却材Ａの浄化のためのイオン交換フィルタ
ー３は、NH3 と混ぜたH3 BO3 とKOH で、均衡濃度にな
るまで飽和させられる。原子炉１を80℃以下の温度で運
転する前に、酸素の化学結合のために、測定 O2 含量の
３倍以上の過剰濃度で水和ヒドラジン溶液を冷却材Ａに
添加する。上記作業工程を実施後、制御した最低出力
（Ｗ＝10-6％）を達成するために、物理的に運転を加速
する。
【０００６】次に、原子炉施設の物理的パラメーターに
ついて必要な測定を行った後、原子炉出力をさらに上
げ、エネルギーを発生させる。この時点で、測定 H3 BO
3 量に対応する量の、しかし0.45mMol/kg 以下の量のKO
H と、冷却材に対し５〜10mg/kg 量のNH3 を冷却材に加
える。その後、放射性分解の結果、冷却材に対しで30〜
60n.ml/kg 量の H2 がNH2 から遊離する。このような化
学パラメーターでもって、水・水原子炉の商業運転が開
始される。水の放射性分解は放射線作用の下で高速で進
み、酸化物ラジカルの再結合は H2 との反応の間すぐに
は起こらないので、水の酸化物ラジカルが材料腐食を引
き起こし、それにより不溶性のCo, Mn, Ni, Cr, Feその
他の元素（酸化化合物を含む）が生じる。
ついて必要な測定を行った後、原子炉出力をさらに上
げ、エネルギーを発生させる。この時点で、測定 H3 BO
3 量に対応する量の、しかし0.45mMol/kg 以下の量のKO
H と、冷却材に対し５〜10mg/kg 量のNH3 を冷却材に加
える。その後、放射性分解の結果、冷却材に対しで30〜
60n.ml/kg 量の H2 がNH2 から遊離する。このような化
学パラメーターでもって、水・水原子炉の商業運転が開
始される。水の放射性分解は放射線作用の下で高速で進
み、酸化物ラジカルの再結合は H2 との反応の間すぐに
は起こらないので、水の酸化物ラジカルが材料腐食を引
き起こし、それにより不溶性のCo, Mn, Ni, Cr, Feその
他の元素（酸化化合物を含む）が生じる。
【０００７】腐食生成物は、冷却材循環により核燃料の
作用範囲に達し、発生する熱電力の作用により燃料要素
の壁に引き寄せられて、強い中性子流に曝され、アイソ
トープ58Co, 60Co, 54Mn, 51Cr, 59Fe等に転換する。
作用範囲に達し、発生する熱電力の作用により燃料要素
の壁に引き寄せられて、強い中性子流に曝され、アイソ
トープ58Co, 60Co, 54Mn, 51Cr, 59Fe等に転換する。
【０００８】原子炉の負荷が一定の場合、活性化された
腐食生成物は徐々に冷却材の水中に移行する。一方、負
荷変動が著しい場合は、この生成物は燃料部の壁から強
く洗い落とされる。しかし、どちらの場合も、金属酸化
物の粒子は冷却循環を通じて分布させられ、アイソトー
プ交換または単に原子炉内面への収着により（収着係数
Ｋ+ １×10-4sec.-1）原子炉壁に沈着し、その結果汚染
を引き起こす。そこで、冷却材浄化装置を用いて冷却材
を一定量除去することにより、係数Ｋ+ １×10-5sec.-1
で冷却材中の活性化生成物の含量を減少させる。しか
し、これでは、冷却材の完全浄化はできず、原子炉内部
に放射性アイソトープが徐々に増え、原子炉内面に堆積
し汚染につながる。従来公知の汚染を減少させるための
技術では原子炉の運転は可能であるが、原子炉汚染を大
幅に減少させることはできず、即ち、蒸気発生器の個々
のパーツでのγ線量が３〜30R/h の範囲に達する。水・
水原子炉では一次循環にKOH とNH3 を加えればγ線量が
最少になる。しかし、これでは、ロヴィサ発電所（フィ
ンランド）がその一例であるが、γ線量はまだ非常に高
い（平均３〜７R/h ）。「ウェスティング・ハウス」型
と「ジーメンス」型(KWU) の加圧水型原子炉の場合、γ
線量範囲はそれぞれ３〜40R/h または３〜45R/h になる
（IAEAリポート、"Coolant Technology of Water React
ors", Doc.0849j, 1991年３月11日、54−55頁参照）。
腐食生成物は徐々に冷却材の水中に移行する。一方、負
荷変動が著しい場合は、この生成物は燃料部の壁から強
く洗い落とされる。しかし、どちらの場合も、金属酸化
物の粒子は冷却循環を通じて分布させられ、アイソトー
プ交換または単に原子炉内面への収着により（収着係数
Ｋ+ １×10-4sec.-1）原子炉壁に沈着し、その結果汚染
を引き起こす。そこで、冷却材浄化装置を用いて冷却材
を一定量除去することにより、係数Ｋ+ １×10-5sec.-1
で冷却材中の活性化生成物の含量を減少させる。しか
し、これでは、冷却材の完全浄化はできず、原子炉内部
に放射性アイソトープが徐々に増え、原子炉内面に堆積
し汚染につながる。従来公知の汚染を減少させるための
技術では原子炉の運転は可能であるが、原子炉汚染を大
幅に減少させることはできず、即ち、蒸気発生器の個々
のパーツでのγ線量が３〜30R/h の範囲に達する。水・
水原子炉では一次循環にKOH とNH3 を加えればγ線量が
最少になる。しかし、これでは、ロヴィサ発電所（フィ
ンランド）がその一例であるが、γ線量はまだ非常に高
い（平均３〜７R/h ）。「ウェスティング・ハウス」型
と「ジーメンス」型(KWU) の加圧水型原子炉の場合、γ
線量範囲はそれぞれ３〜40R/h または３〜45R/h になる
（IAEAリポート、"Coolant Technology of Water React
ors", Doc.0849j, 1991年３月11日、54−55頁参照）。
【０００９】従って、現在稼働中の原子力発電所には、
水化学的運転に関して、下記の短所がある： − H2 作用下での酸化物ラジカルの再結合の速度が不十
分であるため、原子炉材料に腐食が生じる； −燃料要素壁に腐食生成物が著しく蓄積し、これが活性
化して冷却循環により移動する； −活性化した腐食生成物の収着係数は沈降速度との関係
で浄化係数を上回り、その結果、浄化装置の性能が上が
っても、原子炉の汚染を防ぐことはできない。
水化学的運転に関して、下記の短所がある： − H2 作用下での酸化物ラジカルの再結合の速度が不十
分であるため、原子炉材料に腐食が生じる； −燃料要素壁に腐食生成物が著しく蓄積し、これが活性
化して冷却循環により移動する； −活性化した腐食生成物の収着係数は沈降速度との関係
で浄化係数を上回り、その結果、浄化装置の性能が上が
っても、原子炉の汚染を防ぐことはできない。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、材料
腐食の速度と腐食生成物の活性化を低下させ、原子炉壁
でそれらの沈積を減少させることにより、γ線量を好ま
しくは＜３R/h に抑えて原子炉汚染を低減させることに
ある。
腐食の速度と腐食生成物の活性化を低下させ、原子炉壁
でそれらの沈積を減少させることにより、γ線量を好ま
しくは＜３R/h に抑えて原子炉汚染を低減させることに
ある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】この目的は下記の説明に
従って達成される。即ち、原子炉内を循環する冷却材に
水和ヒドラジン（N 2 H 4 ・ H2 O ）をその含量が冷却
材１kgあたり５×10-6〜５×10-2ｇ、好ましくは２×10
-5〜１×10-4g/kgになるように連続添加し、それによ
り、水素濃度を 100n.ml/l以下、好ましくは30〜60n.ml
/lの範囲に保つように、原子炉循環から過剰水素を連続
的に取り出す。
従って達成される。即ち、原子炉内を循環する冷却材に
水和ヒドラジン（N 2 H 4 ・ H2 O ）をその含量が冷却
材１kgあたり５×10-6〜５×10-2ｇ、好ましくは２×10
-5〜１×10-4g/kgになるように連続添加し、それによ
り、水素濃度を 100n.ml/l以下、好ましくは30〜60n.ml
/lの範囲に保つように、原子炉循環から過剰水素を連続
的に取り出す。
【００１２】稼働中の原子炉内の冷却材に水和ヒドラジ
ンの連続添加が行われたことはまだ一度もない。その理
由は、水和ヒドラジンは10〜20秒以内に窒素と水素に分
解するが、水素濃度が60n.ml/kg 冷却材以上に上昇し続
ける間に、Zr合金製の燃料要素被覆を破壊させることに
なるからである。驚くべきことに、稼働中の原子炉の強
い中性子流とγ線の作用下では、水和ヒドラジン、アン
モニア及び水素から成る系で新しい反応が引き起こされ
る、しかもNH3 から生じる水和ヒドラジンとその分解生
成物との間で放射線で誘起される反応に至ることが確認
された。しかし、NH3 と H2 とからの水和ヒドラジンの
逆合成は水和ヒドラジンの分解より非常にゆっくり進行
する。反応は下記の化学式で表せる： ここで、ｎは中性子をγはγ線を意味する。
ンの連続添加が行われたことはまだ一度もない。その理
由は、水和ヒドラジンは10〜20秒以内に窒素と水素に分
解するが、水素濃度が60n.ml/kg 冷却材以上に上昇し続
ける間に、Zr合金製の燃料要素被覆を破壊させることに
なるからである。驚くべきことに、稼働中の原子炉の強
い中性子流とγ線の作用下では、水和ヒドラジン、アン
モニア及び水素から成る系で新しい反応が引き起こされ
る、しかもNH3 から生じる水和ヒドラジンとその分解生
成物との間で放射線で誘起される反応に至ることが確認
された。しかし、NH3 と H2 とからの水和ヒドラジンの
逆合成は水和ヒドラジンの分解より非常にゆっくり進行
する。反応は下記の化学式で表せる： ここで、ｎは中性子をγはγ線を意味する。
【００１３】反応の平衡状態を維持するために、冷却材
に上記の量の水和ヒドラジンを連続添加し、過剰 H2 を
除去する。強力な還元剤である水和ヒドラジンは、金属
・水系で電気化学的電位（Eh）を相当に低下させる。公
知の方法では、電位は、 H2 電極に対して最高−700 mV
の値に達する。その時、ステンレススチールの腐食速度
は、１時間あたり約 0.5mg/m2 になる。その場合、VVER
-440型の水・水原子炉では、約7000時間の運転期間中
に、約30〜50kgの腐食生成物が発生する。Kh電位をマイ
ナス域にさらに低下させることは不可能である。水和ヒ
ドラジンの連続添加だけが、ｐＨ値をさらに低下させ、
腐食速度を著しく低下させることができる。水和ヒドラ
ジンは O2 および酸化物ラジカルと激しく反応し、水
素、窒素、水を生成する。
に上記の量の水和ヒドラジンを連続添加し、過剰 H2 を
除去する。強力な還元剤である水和ヒドラジンは、金属
・水系で電気化学的電位（Eh）を相当に低下させる。公
知の方法では、電位は、 H2 電極に対して最高−700 mV
の値に達する。その時、ステンレススチールの腐食速度
は、１時間あたり約 0.5mg/m2 になる。その場合、VVER
-440型の水・水原子炉では、約7000時間の運転期間中
に、約30〜50kgの腐食生成物が発生する。Kh電位をマイ
ナス域にさらに低下させることは不可能である。水和ヒ
ドラジンの連続添加だけが、ｐＨ値をさらに低下させ、
腐食速度を著しく低下させることができる。水和ヒドラ
ジンは O2 および酸化物ラジカルと激しく反応し、水
素、窒素、水を生成する。
【００１４】水和ヒドラジンの放射性分解では、水素原
子、アンモニア、窒素が発生する。従って、ラジカルが
再結合して水になるのは、NH3 の放射性分解の場合より
相当早い。水和ヒドラジンを添加した場合の生成物の収
着・脱着プロセスを調べた結果、燃料要素壁には腐食生
成物が蓄積しないことが明らかになった。収着係数Ｋ+
は約１×10-5〜 0.5×10-5sec.-1に低下しており、これ
は浄化係数と一致する。このため、汚染された表面は不
活性化し、表面は汚染されない。これにより、γ線量が
最高約１R/h の場合にも汚染低下が可能になるが、これ
は現在稼働中の原子力発電所における汚染をはるかに下
回る。本発明の方法は、既に稼働中の原子力発電所にお
いても、これから運転される発電所においても実施可能
である。
子、アンモニア、窒素が発生する。従って、ラジカルが
再結合して水になるのは、NH3 の放射性分解の場合より
相当早い。水和ヒドラジンを添加した場合の生成物の収
着・脱着プロセスを調べた結果、燃料要素壁には腐食生
成物が蓄積しないことが明らかになった。収着係数Ｋ+
は約１×10-5〜 0.5×10-5sec.-1に低下しており、これ
は浄化係数と一致する。このため、汚染された表面は不
活性化し、表面は汚染されない。これにより、γ線量が
最高約１R/h の場合にも汚染低下が可能になるが、これ
は現在稼働中の原子力発電所における汚染をはるかに下
回る。本発明の方法は、既に稼働中の原子力発電所にお
いても、これから運転される発電所においても実施可能
である。
【００１５】稼働中の原子力発電所では、本方法は次の
ように実施される： −まず、排気装置を通じてまたは他の方法で、冷却材か
ら水素を連続除去する。これは、実際には、５〜15t/h
の量の冷却材脱気に相当する； −次に、冷却材の他のパラメーターを変更せずに、NH3
の添加を停止する； −次に、NH3 の代わりに、補充水に水和ヒドラジンを連
続添加する。添加量は含量が５×10-8〜５×10-2g/kg冷
却材になるようにする； −水和ヒドラジンの連続添加と、この場合は初期段階で
過剰に存在するNH3 からの放射能分解による合成によ
り、水和ヒドラジン系で下記の平衡が起きる； 系の平衡状態では、電位のＲｈ値は著しくマイナス域に
移動し、それにより原子炉の汚染低下に有利に働く効果
が得られる。
ように実施される： −まず、排気装置を通じてまたは他の方法で、冷却材か
ら水素を連続除去する。これは、実際には、５〜15t/h
の量の冷却材脱気に相当する； −次に、冷却材の他のパラメーターを変更せずに、NH3
の添加を停止する； −次に、NH3 の代わりに、補充水に水和ヒドラジンを連
続添加する。添加量は含量が５×10-8〜５×10-2g/kg冷
却材になるようにする； −水和ヒドラジンの連続添加と、この場合は初期段階で
過剰に存在するNH3 からの放射能分解による合成によ
り、水和ヒドラジン系で下記の平衡が起きる； 系の平衡状態では、電位のＲｈ値は著しくマイナス域に
移動し、それにより原子炉の汚染低下に有利に働く効果
が得られる。
【００１６】
【実施例】下記では、例に基づいて、本発明を詳細に説
明する：
明する：
【００１７】例１ 原子炉をエネルギー発生の運転状態にした後、補充水に
水和ヒドラジンを原子炉から採取した試料中の含量が、
２×10-5〜４×10-5g/kg冷却材になるよう添加する。水
和ヒドラジンの放射性分解で生じる水素の連続除去は、
装入量６t/h の排気装置・添加システムでの冷却材脱気
により行なわれた。この場合KOH 量は、H3 BO3 濃度に
応じて、0.45〜0.05mM/kg 冷却材の範囲に維持する。長
時間のテスト後、蒸気発生器の低温および高温の受溜器
の軸で測定されたγ線量は１R/hを上回らず、しかも 0.
3〜1.0 R/h の範囲にあった。
水和ヒドラジンを原子炉から採取した試料中の含量が、
２×10-5〜４×10-5g/kg冷却材になるよう添加する。水
和ヒドラジンの放射性分解で生じる水素の連続除去は、
装入量６t/h の排気装置・添加システムでの冷却材脱気
により行なわれた。この場合KOH 量は、H3 BO3 濃度に
応じて、0.45〜0.05mM/kg 冷却材の範囲に維持する。長
時間のテスト後、蒸気発生器の低温および高温の受溜器
の軸で測定されたγ線量は１R/hを上回らず、しかも 0.
3〜1.0 R/h の範囲にあった。
【００１８】例２ 既に５年以上NH3 、カリウム、硼素が使用されていた原
子炉の補充水に、NH3添加を停止した後、過剰な H2 の
連続除去は行ったままで、例１と同様にして対応量の水
和ヒドラジンを添加した。テスト実施後、蒸気発生器の
受溜器軸で測定されたγ線量は 7.4R/h から1.25R/h に
低下していた。水和ヒドラジンの連続添加は、KOH およ
びLiOHで冷却材を調整することにより、 H3 BO3 原子炉
で使用可能である。
子炉の補充水に、NH3添加を停止した後、過剰な H2 の
連続除去は行ったままで、例１と同様にして対応量の水
和ヒドラジンを添加した。テスト実施後、蒸気発生器の
受溜器軸で測定されたγ線量は 7.4R/h から1.25R/h に
低下していた。水和ヒドラジンの連続添加は、KOH およ
びLiOHで冷却材を調整することにより、 H3 BO3 原子炉
で使用可能である。
【００１９】
【発明の効果】本発明の処理方法によれば、材料腐食の
速度と腐食生成物の活性化が低減でき、さらに原子炉壁
でそれら腐食生成物の沈積を減少させることことがで
き、γ線量を低く抑え、原子炉汚染を低減させることが
できる。
速度と腐食生成物の活性化が低減でき、さらに原子炉壁
でそれら腐食生成物の沈積を減少させることことがで
き、γ線量を低く抑え、原子炉汚染を低減させることが
できる。
【図１】従来の原子炉の構成をしめす概略図である。
１ 原子炉 ３ イオン交換フィルター ４ 蒸気発生器 12 燃料要素 Ａ 冷却材
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ドミートリィ ウラディミローヴィチ パ シェヴィチ ロシア連邦、ムイチィーシチ、モスクワ オブラスティ、ウル．セマスコ，ディー. 19，ケーヴィ．８
Claims (3)
- 【請求項１】 エネルギー発生の運転状態にされる原子
炉の冷却材に、その含量が５×10-6〜５×10-2g/kg冷却
材になるように水和ヒドラジンを連続添加し、 100n.ml/kg 以下の含量になるように冷却材から過剰水
素を除去する、工程を有する、冷却材中の H3 BO3 含量
により出力を調整する加圧水型原子炉の一次冷却材の処
理法。 - 【請求項２】 過剰水素を排気により除去する、請求項
１に記載の方法。 - 【請求項３】 過剰水素を50〜60n.ml/kg の含量になる
ように冷却材から除去する、請求項１又は２に記載の方
法。
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|---|---|---|---|---|
| KR20200019821A (ko) * | 2017-07-11 | 2020-02-25 | 조인트-스톡 컴퍼니 사이언티픽 리서치 앤드 디자인 인스티튜트 포 에너지 테크놀로지스 아톰프로엑트 (제이에스씨 아톰프로엑트) | 원자력 발전소의 기술 회로 장비의 부식 속도 제어 방법 |
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