JPH079477B2 - 原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラント - Google Patents
原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラントInfo
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- JPH079477B2 JPH079477B2 JP62223949A JP22394987A JPH079477B2 JP H079477 B2 JPH079477 B2 JP H079477B2 JP 62223949 A JP62223949 A JP 62223949A JP 22394987 A JP22394987 A JP 22394987A JP H079477 B2 JPH079477 B2 JP H079477B2
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- primary cooling
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- nuclear power
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
- G21C17/0225—Chemical surface treatment, e.g. corrosion
-
- 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
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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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Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子力発電プラントに係り、特に放射能低減
に好適な原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力
発電プラントに関する。
に好適な原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力
発電プラントに関する。
原子力発電プラントでは作業従事者の受ける放射線量を
低減することを一つの目的として、一次冷却水の水質管
理を行つている。一次冷却水系の配管材等から発生する
鉄の酸化物及び水酸化物を主体とする腐食生成物（鉄ク
ラツド）は、放射性核種コバルト58、コバルト60の親核
種のニツケル，コバルトとともに原子炉内に流入する。
原子炉内で鉄クラツドとニツケル、コバルトは、燃料棒
の表面に付着しそこで中性子照射を受け放射化されコバ
ルト58、コバルト60となる。この放射化された核種（コ
バルト58,コバルト60等）が、原子炉水中へ燃料棒表面
より溶出し原子炉系配管に付着、沈積することにより再
循環系、復水系、給水系配管等の放射線量が上昇して放
射線被曝の増大につながる。この放射線量はクラツドを
低減することにより抑制することが可能であると考えら
れる。そのため復水浄化系の整備、給水系への酸素注入
および耐食性材料の使用などによりクラツドの低減が行
われている。
低減することを一つの目的として、一次冷却水の水質管
理を行つている。一次冷却水系の配管材等から発生する
鉄の酸化物及び水酸化物を主体とする腐食生成物（鉄ク
ラツド）は、放射性核種コバルト58、コバルト60の親核
種のニツケル，コバルトとともに原子炉内に流入する。
原子炉内で鉄クラツドとニツケル、コバルトは、燃料棒
の表面に付着しそこで中性子照射を受け放射化されコバ
ルト58、コバルト60となる。この放射化された核種（コ
バルト58,コバルト60等）が、原子炉水中へ燃料棒表面
より溶出し原子炉系配管に付着、沈積することにより再
循環系、復水系、給水系配管等の放射線量が上昇して放
射線被曝の増大につながる。この放射線量はクラツドを
低減することにより抑制することが可能であると考えら
れる。そのため復水浄化系の整備、給水系への酸素注入
および耐食性材料の使用などによりクラツドの低減が行
われている。
しかしながら、給水中の鉄クラツド濃度が極低レベルに
なると炉水中より燃料棒表面に付着するニツケル，コバ
ルトと鉄成分とのバランスがくずれ、鉄に対してニツケ
ル，コバルト量が相対的に高くなる。このため、コバル
ト58,コバルト60の燃料棒表面からの溶出速度が増大
し、炉水放射能を高め原子炉系配管等の放射線量が上昇
する。この放射線量を低減するには、コバルト58、コバ
ルト60の燃料棒表面からの溶出速度を減少させる必要が
ある。これには、ニツケル，コバルトを鉄との複合酸化
物であり溶出速度の小さなニツケルフエライト，コバル
トフエライトとすることが重要である。
なると炉水中より燃料棒表面に付着するニツケル，コバ
ルトと鉄成分とのバランスがくずれ、鉄に対してニツケ
ル，コバルト量が相対的に高くなる。このため、コバル
ト58,コバルト60の燃料棒表面からの溶出速度が増大
し、炉水放射能を高め原子炉系配管等の放射線量が上昇
する。この放射線量を低減するには、コバルト58、コバ
ルト60の燃料棒表面からの溶出速度を減少させる必要が
ある。これには、ニツケル，コバルトを鉄との複合酸化
物であり溶出速度の小さなニツケルフエライト，コバル
トフエライトとすることが重要である。
ニツケルフエライト，コバルトフエライトを形成させる
ためには、化学量論的にはニツケルまたはコバルト１モ
ルに対して鉄２モルが必要であるが、フエライトへの転
化率が100％ではないことから、鉄は過剰量必要であ
る。
ためには、化学量論的にはニツケルまたはコバルト１モ
ルに対して鉄２モルが必要であるが、フエライトへの転
化率が100％ではないことから、鉄は過剰量必要であ
る。
このように、コバルト58、コバルト60の配管表面放射線
量を低減するには、ニツケルおよびコバルトをニツケル
フエライト、コバルトフエライトにすることが有効であ
る。そこで、沸騰水型原子力発電プラントでは、ニツケ
ルおよびコバルト（特に量的に多いニツケル）に対して
鉄濃度の制御を行つている。鉄濃度の制御方法として
は、二重に配置された復水浄化装置のうち復水ろ過器を
一部バイパスし復水を流通させることにより、炉内への
鉄クラツド量をコントロールする方法がある。また、特
開昭61−240196号公報、同61−245093号公報に記載のよ
うに、復水浄化装置の下流側から原子炉までの間の配管
内の一部冷却水中に、系外より、鉄の水酸化物、酸化物
およびイオンを注入する方法がある。
量を低減するには、ニツケルおよびコバルトをニツケル
フエライト、コバルトフエライトにすることが有効であ
る。そこで、沸騰水型原子力発電プラントでは、ニツケ
ルおよびコバルト（特に量的に多いニツケル）に対して
鉄濃度の制御を行つている。鉄濃度の制御方法として
は、二重に配置された復水浄化装置のうち復水ろ過器を
一部バイパスし復水を流通させることにより、炉内への
鉄クラツド量をコントロールする方法がある。また、特
開昭61−240196号公報、同61−245093号公報に記載のよ
うに、復水浄化装置の下流側から原子炉までの間の配管
内の一部冷却水中に、系外より、鉄の水酸化物、酸化物
およびイオンを注入する方法がある。
上記従来技術では、鉄成分（鉄の水酸化物、酸化物及び
イオン）とニッケルの反応によるニッケルフェライトへ
の転化率が低く、十分な放射能低減効果が得られない。
イオン）とニッケルの反応によるニッケルフェライトへ
の転化率が低く、十分な放射能低減効果が得られない。
本発明の目的は、一次冷却水循環系路の配管及び機器の
放射能を効果的に低減する原子力発電プラントの放射能
低減法、及び原子力発電プラント、並びにこれに用いる
ベリリウム注入装置を提供することにある。
放射能を効果的に低減する原子力発電プラントの放射能
低減法、及び原子力発電プラント、並びにこれに用いる
ベリリウム注入装置を提供することにある。
上記目的を達成するための第１の手段は、原子力発電プ
ラントの一次冷却水循環系路の一次冷却水中に系外から
金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒子を流入す
ることにより、前記一次冷却水循環系路の一次冷却水が
接する表面に主にフェライト化合物からなる皮膜を形成
するようにしたものである。
ラントの一次冷却水循環系路の一次冷却水中に系外から
金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒子を流入す
ることにより、前記一次冷却水循環系路の一次冷却水が
接する表面に主にフェライト化合物からなる皮膜を形成
するようにしたものである。
また、第２の手段は、原子力発電プラントの一次冷却水
循環系路の構成材として金属ベリリウム又はベリリウム
含有合金を用いることにより、前記一次冷却水循環系路
の一次冷却水が接する表面に主にフェライト化合物から
なる皮膜を形成するようにしたものである。
循環系路の構成材として金属ベリリウム又はベリリウム
含有合金を用いることにより、前記一次冷却水循環系路
の一次冷却水が接する表面に主にフェライト化合物から
なる皮膜を形成するようにしたものである。
また、第３の手段は、原子力発電プラントの一次冷却水
循環系路に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金を設
置して一次冷却水に接触させることにより、前記一次冷
却水循環系路の一次冷却水が接する表面に主にフェライ
ト化合物からなる皮膜を形成するようにしたものであ
る。
循環系路に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金を設
置して一次冷却水に接触させることにより、前記一次冷
却水循環系路の一次冷却水が接する表面に主にフェライ
ト化合物からなる皮膜を形成するようにしたものであ
る。
また、第４の手段は、原子力発電プラントの一次冷却水
循環系路の一次冷却水中に金属ベリリウム又はベリリウ
ム含有合金と、鉄イオン又は鉄クラッドとを注入して循
環させ、前記一次冷却水循環系路の一次冷却水が接する
表面に主にフェライト化合物からなる皮膜を形成するよ
うにしたものである。
循環系路の一次冷却水中に金属ベリリウム又はベリリウ
ム含有合金と、鉄イオン又は鉄クラッドとを注入して循
環させ、前記一次冷却水循環系路の一次冷却水が接する
表面に主にフェライト化合物からなる皮膜を形成するよ
うにしたものである。
また、第５の手段は、原子力発電プラントにおいて、一
次冷却水循環系路の脱塩器と原子炉との間の一次冷却水
中に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒子を注
入する注入装置を設けたものである。
次冷却水循環系路の脱塩器と原子炉との間の一次冷却水
中に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒子を注
入する注入装置を設けたものである。
また、第６の手段は、原子力発電プラントにおいて、一
次冷却水循環系路の原子炉に直結した戻り配管の一次冷
却水中に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒子
を注入する注入装置を設けたものである。
次冷却水循環系路の原子炉に直結した戻り配管の一次冷
却水中に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒子
を注入する注入装置を設けたものである。
また、第７の手段は、原子力発電プラントの一次冷却水
循環系路に接続され一次冷却水を流入させる入口と、該
入口から流入した一次冷却水を前記一次冷却水循環系路
に戻すと出口とを備え、金属ベリリウム又はベリリウム
含有合金を内蔵し、前記入口から前記出口へ循環する一
次冷却水に前記金属ベリリウム又はベリリウム含有合金
を接触させる構造を有するベリリウム注入装置としたも
のである。
循環系路に接続され一次冷却水を流入させる入口と、該
入口から流入した一次冷却水を前記一次冷却水循環系路
に戻すと出口とを備え、金属ベリリウム又はベリリウム
含有合金を内蔵し、前記入口から前記出口へ循環する一
次冷却水に前記金属ベリリウム又はベリリウム含有合金
を接触させる構造を有するベリリウム注入装置としたも
のである。
上記第１乃至第３の手段によれば、金属ベリリウム又は
ベリリウム含有合金は、一次冷却水中の鉄クラッドとニ
ッケル及びコバルトが反応してニッケルフェライト及び
コバルトフェライト等のフェライト化合物を生成する反
応において、反応速度を効果的に速める触媒作用がある
ので、原子炉の燃料棒表面には短時間で主にフェライト
化合物が付着することになる。フェライト化合物は溶出
速度が遅いので、燃料棒表面で放射化されても路水中の
放射能濃度を低レベルに維持でき、一次冷却水循環系路
の配管及び機器の放射能を効果的に低減することができ
る。尚、一次冷却水の循環は通常一次冷却水循環系路に
設けられたポンプで行なうので、このポンプの発熱で一
次冷却水は昇温されるが、このような温度上昇は金属ベ
リリウム又はベリリウム含有合金の触媒作用をより効果
的にする。
ベリリウム含有合金は、一次冷却水中の鉄クラッドとニ
ッケル及びコバルトが反応してニッケルフェライト及び
コバルトフェライト等のフェライト化合物を生成する反
応において、反応速度を効果的に速める触媒作用がある
ので、原子炉の燃料棒表面には短時間で主にフェライト
化合物が付着することになる。フェライト化合物は溶出
速度が遅いので、燃料棒表面で放射化されても路水中の
放射能濃度を低レベルに維持でき、一次冷却水循環系路
の配管及び機器の放射能を効果的に低減することができ
る。尚、一次冷却水の循環は通常一次冷却水循環系路に
設けられたポンプで行なうので、このポンプの発熱で一
次冷却水は昇温されるが、このような温度上昇は金属ベ
リリウム又はベリリウム含有合金の触媒作用をより効果
的にする。
また、第４の手段によれば、上記第１の手段による作用
に加えて、全てのニッケル及びコバルトを反応させるた
めに必要な鉄の量が一次冷却水中に含まれていない場合
においても、鉄イオン又は鉄クラッドの必要量を供給で
きるので、一次冷却水中の鉄の量によらず、一次冷却水
循環系路の配管及び機器の放射能を確実に低減すること
ができる。
に加えて、全てのニッケル及びコバルトを反応させるた
めに必要な鉄の量が一次冷却水中に含まれていない場合
においても、鉄イオン又は鉄クラッドの必要量を供給で
きるので、一次冷却水中の鉄の量によらず、一次冷却水
循環系路の配管及び機器の放射能を確実に低減すること
ができる。
また、第５の手段によれば、一次冷却水中に注入した金
属ベリリウム又はベリリウム含有合金が脱塩器で除去さ
れ原子炉に供給されなかったり、原子炉への供給量が著
しく減少することはない。従って、原子炉の燃料棒表面
にフェライト化合物を短時間で確実に付着させることが
でき、一次冷却水循環系路の配管及び機器の放射能を確
実に低減することができる。
属ベリリウム又はベリリウム含有合金が脱塩器で除去さ
れ原子炉に供給されなかったり、原子炉への供給量が著
しく減少することはない。従って、原子炉の燃料棒表面
にフェライト化合物を短時間で確実に付着させることが
でき、一次冷却水循環系路の配管及び機器の放射能を確
実に低減することができる。
また、第６の手段によれば、一次冷却水中に注入した金
属ベリリウム又はベリリウム含有合金が一次冷却水循環
系路の機器表面に付着して原子炉に供給されなかった
り、原子炉への供給量が著しく減少することはない。従
って、原子炉の燃料棒表面にフェライト化合物を短時間
で確実に付着させることができるので、一次冷却水循環
系路の配管及び機器の放射能を確実に低減することがで
きる。
属ベリリウム又はベリリウム含有合金が一次冷却水循環
系路の機器表面に付着して原子炉に供給されなかった
り、原子炉への供給量が著しく減少することはない。従
って、原子炉の燃料棒表面にフェライト化合物を短時間
で確実に付着させることができるので、一次冷却水循環
系路の配管及び機器の放射能を確実に低減することがで
きる。
また、第７の手段によれば、ベリリウム注入装置内にお
いて、一次冷却水中に金属ベリリウム又はベリリウム含
有合金を供給することができるので、その効果的な触媒
作用を利用して、上述したように一次冷却水循環系路の
配管及び機器の放射能を低減することができる。
いて、一次冷却水中に金属ベリリウム又はベリリウム含
有合金を供給することができるので、その効果的な触媒
作用を利用して、上述したように一次冷却水循環系路の
配管及び機器の放射能を低減することができる。
以下、一次冷却水中の鉄クラッドとニッケル及びコバル
トが反応して、ニッケルフェライト及びコバルトフェラ
イト等のフェライト化合物を生成する反応におけるベリ
リウムの触媒作用について、より詳細に説明する。
トが反応して、ニッケルフェライト及びコバルトフェラ
イト等のフェライト化合物を生成する反応におけるベリ
リウムの触媒作用について、より詳細に説明する。
Be存在下における、鉄クラッドを構成する鉄化合物とニ
ッケル及びコバルトとの反応では第１表に示すようなニ
ッケルフェライト及びコバルトフェライトが形成され
る。
ッケル及びコバルトとの反応では第１表に示すようなニ
ッケルフェライト及びコバルトフェライトが形成され
る。
特にこの触媒的効果はヘマタイト（α−Fe2O3）とニツ
ケルとの間の反応において顕著である。α−Fe2O3とニ
ツケルとは従来の炉水条件では反応せずニツケルフエラ
イトへは転化しないが、ベリリウムが存在する条件下で
は反応しニツケルフエライトへと転化する。また、α−
Fe2O3と同じくニツケルフエライトを生成しないα−FeO
OHに関しても、ベリリウムはα−Fe2O3の場合と同様の
効果をもたらし、短時間でニツケルフエライトへと転化
する。また、鉄クラツドの各成分、例えば、Fe（OH）3,
FeOOH、γ−FeOOHに関しても、ベリリウムは触媒的効果
をもたらし、ニツケルおよびコバルトと反応しニツケル
フエライトおよびコバルトフエライトへ転化する反応に
おいて、反応速度を上昇させるとともに、それらフエラ
イトへの転化率が大幅に上昇させる。
ケルとの間の反応において顕著である。α−Fe2O3とニ
ツケルとは従来の炉水条件では反応せずニツケルフエラ
イトへは転化しないが、ベリリウムが存在する条件下で
は反応しニツケルフエライトへと転化する。また、α−
Fe2O3と同じくニツケルフエライトを生成しないα−FeO
OHに関しても、ベリリウムはα−Fe2O3の場合と同様の
効果をもたらし、短時間でニツケルフエライトへと転化
する。また、鉄クラツドの各成分、例えば、Fe（OH）3,
FeOOH、γ−FeOOHに関しても、ベリリウムは触媒的効果
をもたらし、ニツケルおよびコバルトと反応しニツケル
フエライトおよびコバルトフエライトへ転化する反応に
おいて、反応速度を上昇させるとともに、それらフエラ
イトへの転化率が大幅に上昇させる。
上記ベリリウム種の触媒的効果は以下によつて達成され
る。
る。
（１）鉄クラツドとニツケルおよびコバルトとの反 応において均一相を通してもたらされ、すなわち、一次
冷却水中にベリリウムイオンまたはベリリウム化合物溶
液として含有させることにより生じる。
冷却水中にベリリウムイオンまたはベリリウム化合物溶
液として含有させることにより生じる。
（２）鉄クラツドとニツケルおよびコバルトとが反応す
る際に、ベリリウム単体、固相のベリリウム化合物また
はベリリウム合金と接触することにより生じる。
る際に、ベリリウム単体、固相のベリリウム化合物また
はベリリウム合金と接触することにより生じる。
このようにベリリウム存在下においては、その触媒的効
果により鉄クラツドとニツケルおよびコバルトからニツ
ケルフエライトおよびコバルトフエライトへの転化率が
ほぼ100％に到達するとともに、その転化の反応速度も
大きくなる。
果により鉄クラツドとニツケルおよびコバルトからニツ
ケルフエライトおよびコバルトフエライトへの転化率が
ほぼ100％に到達するとともに、その転化の反応速度も
大きくなる。
このため、鉄クラツド量は最低限の量、すなわちニツケ
ルフエライトおよびコバルトフエライトの化学量論量で
あるニツケルおよびコバルトに対する２倍量あればよ
い。
ルフエライトおよびコバルトフエライトの化学量論量で
あるニツケルおよびコバルトに対する２倍量あればよ
い。
このように鉄クラツド、ニツケルおよびコバルトがニツ
ケルフエライトおよびコバルトフエライトとなり、これ
らが燃料棒表面に付着し放射化されても、その溶出速度
が小さいことから、炉水中の放射能濃度は低レベルに維
持でき、配管表面線量率の抑制もできる。
ケルフエライトおよびコバルトフエライトとなり、これ
らが燃料棒表面に付着し放射化されても、その溶出速度
が小さいことから、炉水中の放射能濃度は低レベルに維
持でき、配管表面線量率の抑制もできる。
また、化学量論量の鉄量で十分であることから、鉄クラ
ツドの炉底部への沈積量の低減ができるとともに、放射
性核種を含む沈降性の鉄クラツドの低減も可能となる。
ツドの炉底部への沈積量の低減ができるとともに、放射
性核種を含む沈降性の鉄クラツドの低減も可能となる。
実施例１ ベリリウムが鉄クラツドにニツケルからニツケルフエラ
イトを生成する反応に及ぼす影響を明らかにするため
に、以下のような実験を実施した。
イトを生成する反応に及ぼす影響を明らかにするため
に、以下のような実験を実施した。
第８図は実験に用いた実験装置を表わすものである。内
容積100cm3のオートクレーブ16に鉄クラツドとニツケル
を含有する試料水17を入れ、さらに接触材18を封入しヒ
ーター19によつて加熱する。
容積100cm3のオートクレーブ16に鉄クラツドとニツケル
を含有する試料水17を入れ、さらに接触材18を封入しヒ
ーター19によつて加熱する。
第２表は比較のために行つたもので、各種鉄酸化物（平
均粒径１μｍ）と水酸化ニツケル（平均粒径0.7μｍ）
とをFe2モルに対しNiを１モルとし、純水１中50mgに
なるように配合した。
均粒径１μｍ）と水酸化ニツケル（平均粒径0.7μｍ）
とをFe2モルに対しNiを１モルとし、純水１中50mgに
なるように配合した。
第２表は、触媒を用いずに鉄クラツドを構成している各
種鉄化合物を炉水を模擬した条件の温度285℃、溶存酸
素濃度100PPb、pH＝７で水酸化ニツケルと３時間反応を
行わせニツケルフエライトの生成実験を行つた結果であ
る。表より明らかなように鉄クラツドからニツケルフエ
ライトへの転化率は最高でも53％であり、低い。系外か
ら一次冷却水中に鉄成分を注入する方法によつて、ニツ
ケルフエライトへの転化率の大きな水酸化鉄を注入した
としても、鉄成分はニツケルに対する化学量論比よりも
過剰量必要である。
種鉄化合物を炉水を模擬した条件の温度285℃、溶存酸
素濃度100PPb、pH＝７で水酸化ニツケルと３時間反応を
行わせニツケルフエライトの生成実験を行つた結果であ
る。表より明らかなように鉄クラツドからニツケルフエ
ライトへの転化率は最高でも53％であり、低い。系外か
ら一次冷却水中に鉄成分を注入する方法によつて、ニツ
ケルフエライトへの転化率の大きな水酸化鉄を注入した
としても、鉄成分はニツケルに対する化学量論比よりも
過剰量必要である。
ニツケルフエライトへ転化するFe（OH）３、FeOOH,γ−
FeOOHまたはα−FeOOHの水酸化鉄は炉水条件下では高温
水中で安定な形態であるα−Fe2O3へと移行する。α−F
e2O3は第２表よりニツケルフエライトに転化しない。し
たがつて、水酸化鉄はα−Fe2O3へ移行する前にニツケ
ルと反応しなければニツケルフエライトへは転化しな
い。ところが、ニツケルは原子カプラントにおいては、
そのほとんどが給水ヒーター及び炉内構造材という高温
水中において溶出してくる。そのため、水酸化鉄は一部
α−Fe2O3へと移行してしまい、ニツケルフエライトへ
の転化率は低くなり、ニツケルに対して化学量論より過
剰量の鉄成分が必要となる。
FeOOHまたはα−FeOOHの水酸化鉄は炉水条件下では高温
水中で安定な形態であるα−Fe2O3へと移行する。α−F
e2O3は第２表よりニツケルフエライトに転化しない。し
たがつて、水酸化鉄はα−Fe2O3へ移行する前にニツケ
ルと反応しなければニツケルフエライトへは転化しな
い。ところが、ニツケルは原子カプラントにおいては、
そのほとんどが給水ヒーター及び炉内構造材という高温
水中において溶出してくる。そのため、水酸化鉄は一部
α−Fe2O3へと移行してしまい、ニツケルフエライトへ
の転化率は低くなり、ニツケルに対して化学量論より過
剰量の鉄成分が必要となる。
過剰量の鉄を炉内に持ち込むことは、炉底部への鉄クラ
ツドの沈積量を増し原子炉を保守していく上で望ましく
ない。また鉄クラツド量の増加は放射性物質の炉の底部
および再循環配管等への沈積量の増加を引きおこす恐れ
もある。
ツドの沈積量を増し原子炉を保守していく上で望ましく
ない。また鉄クラツド量の増加は放射性物質の炉の底部
および再循環配管等への沈積量の増加を引きおこす恐れ
もある。
第３表は各種の触媒を用いて反応させた実験結果の一例
である。試料として前述の粒径のヘマタイト（α−Fe2O
3）粉末と水酸化ニツケル（Ni（OH）２）粉末を等モル
ずつ混合したもの20mgを100cm3の純水に分散させて用い
た。反応条件は炉水模擬条件（温度285℃,pH＝7,溶存酸
素濃度100PPb）とし、３時間反応させた。接触材はSUS3
04銅製、純銅製、ジルカロイ製およびベリリウム銅合金
製でそれぞれ試料水との接触面積が25cm3のものを用い
た。ここで用いたベリリウム融合金はベリリウム２％、
銅97.6％，鉄0.2％，ニツケル0.2％含むものである。ま
た、ジルカロイはジルコニウム98.28％、スズ1.5％，鉄
0.1％，クロム0.08％，ニツケル0.04％より構成され
る。第３表より明らかなように、ベリリウム銅合金を接
触材とした場合のみがニツケルフエライトを生成し、し
かも95％という高い転化率を示すことがわかる。
である。試料として前述の粒径のヘマタイト（α−Fe2O
3）粉末と水酸化ニツケル（Ni（OH）２）粉末を等モル
ずつ混合したもの20mgを100cm3の純水に分散させて用い
た。反応条件は炉水模擬条件（温度285℃,pH＝7,溶存酸
素濃度100PPb）とし、３時間反応させた。接触材はSUS3
04銅製、純銅製、ジルカロイ製およびベリリウム銅合金
製でそれぞれ試料水との接触面積が25cm3のものを用い
た。ここで用いたベリリウム融合金はベリリウム２％、
銅97.6％，鉄0.2％，ニツケル0.2％含むものである。ま
た、ジルカロイはジルコニウム98.28％、スズ1.5％，鉄
0.1％，クロム0.08％，ニツケル0.04％より構成され
る。第３表より明らかなように、ベリリウム銅合金を接
触材とした場合のみがニツケルフエライトを生成し、し
かも95％という高い転化率を示すことがわかる。
第４表はベリリウム及びマグネシウムの影響を検討した
結果である。上記実験方法で接触材の代りに、水酸化ベ
リリウム粉末0.2mg、酸化ベリリウム粉末0.2mgを添加し
たもの、ベリリウムイオン及びマグネシウムイオンを1P
Pmの濃度になるように添加した結果である。第４表よ
り、ベリリウムは化合物粉末、イオンおよびベリリウム
合金接触材ともに同様の効果があり、高い転化率でニツ
ケルフエライトが形成されることがわかる。
結果である。上記実験方法で接触材の代りに、水酸化ベ
リリウム粉末0.2mg、酸化ベリリウム粉末0.2mgを添加し
たもの、ベリリウムイオン及びマグネシウムイオンを1P
Pmの濃度になるように添加した結果である。第４表よ
り、ベリリウムは化合物粉末、イオンおよびベリリウム
合金接触材ともに同様の効果があり、高い転化率でニツ
ケルフエライトが形成されることがわかる。
第９図はベリリウム介在時の反応における反応速度を検
討した結果である。試料として前述の粒径のα−Fe2O3
粉末とNi（OH）２粉末を等モルずつ混合したものを純水
1cc中5mgに添加し反応条件は温度230℃、pH＝７、溶存
酸素濃度100PPbである。磁化率の変化を追跡することに
よりニツケルフエライトへの転化率の経時変化を求めた
ものである。第９図よりベリリウムを含まない場合が全
く反応しないのに対して、ベリリウム銅合金（Be量1.8
重量％）試片（接水面積cm2）を含む場合は速い速度で
反応していることがわかる。
討した結果である。試料として前述の粒径のα−Fe2O3
粉末とNi（OH）２粉末を等モルずつ混合したものを純水
1cc中5mgに添加し反応条件は温度230℃、pH＝７、溶存
酸素濃度100PPbである。磁化率の変化を追跡することに
よりニツケルフエライトへの転化率の経時変化を求めた
ものである。第９図よりベリリウムを含まない場合が全
く反応しないのに対して、ベリリウム銅合金（Be量1.8
重量％）試片（接水面積cm2）を含む場合は速い速度で
反応していることがわかる。
実施例２ 第１図は沸騰水型原子力発電プラトンの一次冷却水循環
系統を示す模式図である。原子炉１で発生した蒸気はタ
ービン２を回転させる仕事を行つた後、復水器３におい
て凝縮し復水となる。この復水は復水ポンプ７によつて
復水ろ過器４へ送られ、さらに復水脱塩器５を通過する
ことによりその中に含まれる鉄クラツドと不純物金属イ
オンの除去が行われる。さらに給水ポンプ８により圧送
され数段に配置された給水ヒーター６を通過することに
より加熱され、原子炉１へと給水される。原子炉内の炉
水の一部は再循環系を流通し再循環ポンプ11により原子
炉１との間で循環し、さらにその一部は炉水浄化系９へ
と導かれCUWポンプ10によつて原子炉１へと循環する。
系統を示す模式図である。原子炉１で発生した蒸気はタ
ービン２を回転させる仕事を行つた後、復水器３におい
て凝縮し復水となる。この復水は復水ポンプ７によつて
復水ろ過器４へ送られ、さらに復水脱塩器５を通過する
ことによりその中に含まれる鉄クラツドと不純物金属イ
オンの除去が行われる。さらに給水ポンプ８により圧送
され数段に配置された給水ヒーター６を通過することに
より加熱され、原子炉１へと給水される。原子炉内の炉
水の一部は再循環系を流通し再循環ポンプ11により原子
炉１との間で循環し、さらにその一部は炉水浄化系９へ
と導かれCUWポンプ10によつて原子炉１へと循環する。
上記のような一次冷却水循環系統において、復水脱塩器
５の下流側の冷却水にベリリウム注入装置12によつて、
ベリリウム種を注入する。
５の下流側の冷却水にベリリウム注入装置12によつて、
ベリリウム種を注入する。
配管及び各機器の構成材料として、原子炉１内にはステ
ンレス鋼、Ni基合金、炭素鋼、Cr−Mo鋼等が使用されて
いる。
ンレス鋼、Ni基合金、炭素鋼、Cr−Mo鋼等が使用されて
いる。
注入するベリリウムは、ベリリウムイオンまたはベリリ
ウム化合物溶液であるか、固形分のベリリウム単体、ベ
リリウム化合物およびベリリウム合金の場合は粉末が好
ましい。
ウム化合物溶液であるか、固形分のベリリウム単体、ベ
リリウム化合物およびベリリウム合金の場合は粉末が好
ましい。
ベリリウム種が一次冷却水中に注入されることにより、
前記のようにニツケルおよびコバルトが鉄クラツドと反
応してニツケルフエライトおよびコバルトフエライトへ
転化する。さらに第１図のように給水ヒーター６の上流
にベリリウム種を注入することにより、ベリリウム種が
給水ヒーター配管の接水表面にスピネル構造の皮膜形成
を促進する効果も有する。給水ヒーター配管接水表面に
皮膜が形成されると、ニツケルの冷却水中への溶出が抑
制されコバルト58の低減に効果がある。
前記のようにニツケルおよびコバルトが鉄クラツドと反
応してニツケルフエライトおよびコバルトフエライトへ
転化する。さらに第１図のように給水ヒーター６の上流
にベリリウム種を注入することにより、ベリリウム種が
給水ヒーター配管の接水表面にスピネル構造の皮膜形成
を促進する効果も有する。給水ヒーター配管接水表面に
皮膜が形成されると、ニツケルの冷却水中への溶出が抑
制されコバルト58の低減に効果がある。
ベリリウム注入装置の設置位置は、第２図に示すよう
に、給水ヒーター６の下流でもよく、また第３図のよう
に原子炉再循環系の再循環ポンプの下流または上流でも
よい。また、第４図のように原子炉浄化系の原子炉浄化
装置９の下流でCUWポンプの上流または下流でもよい。
他に原子炉内に流入する一次冷却水循環系統であれば、
ベリリウム注入装置はどこに配置してもよく、復水浄化
装置を一部バイパス運転する原子力プラントにおいても
全く同様の配置が可能である。
に、給水ヒーター６の下流でもよく、また第３図のよう
に原子炉再循環系の再循環ポンプの下流または上流でも
よい。また、第４図のように原子炉浄化系の原子炉浄化
装置９の下流でCUWポンプの上流または下流でもよい。
他に原子炉内に流入する一次冷却水循環系統であれば、
ベリリウム注入装置はどこに配置してもよく、復水浄化
装置を一部バイパス運転する原子力プラントにおいても
全く同様の配置が可能である。
また、鉄分注入装置13を備えた原子力プラントにおいて
は、第５図に示すように、鉄分注入装置13で鉄分を炉水
中のニツケルおよびコバルトに対して２倍モル量になる
ように注入するとともに、ベリリウム種をベリリウム注
入装置12で同時に注入する。この場合の注入場所は第５
図のように、復水脱塩器５の下流で給水ヒーター６の上
流の位置が考えられる。他には、第２図，第３図または
第４図のような位置に配置することも可能である。
は、第５図に示すように、鉄分注入装置13で鉄分を炉水
中のニツケルおよびコバルトに対して２倍モル量になる
ように注入するとともに、ベリリウム種をベリリウム注
入装置12で同時に注入する。この場合の注入場所は第５
図のように、復水脱塩器５の下流で給水ヒーター６の上
流の位置が考えられる。他には、第２図，第３図または
第４図のような位置に配置することも可能である。
次に第６図，第７図のような一次冷却水とベリリウム種
との接触装置を有する場合の実施例について説明する。
との接触装置を有する場合の実施例について説明する。
第６図はベリリウム単体、ベリリウム化合物またはベリ
リウム合金などのベリリウムを含有する粒子14を充填し
た装置である。また、第７図は細管15の接水表面におい
てベリリウムを含有させ、冷却水をこの細管15内に通水
することによりベリリウム種と冷却水とを接触させる装
置である。
リウム合金などのベリリウムを含有する粒子14を充填し
た装置である。また、第７図は細管15の接水表面におい
てベリリウムを含有させ、冷却水をこの細管15内に通水
することによりベリリウム種と冷却水とを接触させる装
置である。
これらの接触装置に一次冷却水の少なくとも一部を通水
することにより、冷却水中に含まれる鉄クラツドとニツ
ケルおよびコバルトがベリリウム種と接触することによ
りその触媒的効果がもたらされ、ニツケルフエライトお
よびコバルトフエライトが冷却水中で生成される。ま
た、接触装置内でベリリウム種と冷却水が接触すること
により、ベリリウムが冷却水中に溶出する。この溶出し
たベリリウムはイオン状または化合物の形態で冷却水中
に含有され、接触装置から原子炉水までの冷却水中に分
散する。このベリリウムが鉄クラツドとニツケルおよび
コバルトとの反応に触媒的効果をもたらし、ニツケルフ
エライトおよびコバルトフエライトの生成を促進する。
することにより、冷却水中に含まれる鉄クラツドとニツ
ケルおよびコバルトがベリリウム種と接触することによ
りその触媒的効果がもたらされ、ニツケルフエライトお
よびコバルトフエライトが冷却水中で生成される。ま
た、接触装置内でベリリウム種と冷却水が接触すること
により、ベリリウムが冷却水中に溶出する。この溶出し
たベリリウムはイオン状または化合物の形態で冷却水中
に含有され、接触装置から原子炉水までの冷却水中に分
散する。このベリリウムが鉄クラツドとニツケルおよび
コバルトとの反応に触媒的効果をもたらし、ニツケルフ
エライトおよびコバルトフエライトの生成を促進する。
このベリリウム種と冷却水の接触装置は、原子炉へ流入
する冷却水の系統であるならどこに配置してもよい。す
なわち、復水器から原子炉に至る復水・給水系統、原子
炉再循環系統および原子炉浄化系統の任意の場所に配置
してその効果を発揮する。特に復水・給水系統の復水脱
塩器の下流側から原子炉までの間、原子炉浄化系統の炉
水浄化装置の下流側から原子炉までの間および原子炉再
循環系統に接触装置を設置した場合が、ベリリウム種が
触媒的効果を発揮するのに好適である。
する冷却水の系統であるならどこに配置してもよい。す
なわち、復水器から原子炉に至る復水・給水系統、原子
炉再循環系統および原子炉浄化系統の任意の場所に配置
してその効果を発揮する。特に復水・給水系統の復水脱
塩器の下流側から原子炉までの間、原子炉浄化系統の炉
水浄化装置の下流側から原子炉までの間および原子炉再
循環系統に接触装置を設置した場合が、ベリリウム種が
触媒的効果を発揮するのに好適である。
ベリリウムの注入に当つてはFe,Ni及びCo核種の強度を
検出する装置を設け、その強度をモニタしてその状況に
応じて注入することができる。モニタするサンプリング
位置は原子炉１の中の炉水（炉内モニタ）又はBeイオン
注入後で、原子炉１に入る直前の一次冷却水中（給水モ
ニタ）の強度をモニタすることができる。
検出する装置を設け、その強度をモニタしてその状況に
応じて注入することができる。モニタするサンプリング
位置は原子炉１の中の炉水（炉内モニタ）又はBeイオン
注入後で、原子炉１に入る直前の一次冷却水中（給水モ
ニタ）の強度をモニタすることができる。
実施例３ 一次冷却水と接触する原子力発電プラントの構造材の接
水面にベリリウムを含有させる実施例について説明す
る。
水面にベリリウムを含有させる実施例について説明す
る。
復水系配管，給水系配管，給水ヒーター内配管，原子炉
再循環系配管，原子炉浄化系配管または燃料棒被覆管を
はじめとする炉内構造材の一部接水面または全接水面に
おいて、構造材中にベリリウムを含有させる。
再循環系配管，原子炉浄化系配管または燃料棒被覆管を
はじめとする炉内構造材の一部接水面または全接水面に
おいて、構造材中にベリリウムを含有させる。
ベリリウムを含有させる方法としては、上記構造材にベ
リリウムを含むベリリウム合金で構成する方法である。
また、炭素鋼，ステンレス鋼、ジルカロイおよびインコ
ネル等で構成されている上記構造材の接水面を、ベリリ
ウムを含有する物質で被覆する方法もある。
リリウムを含むベリリウム合金で構成する方法である。
また、炭素鋼，ステンレス鋼、ジルカロイおよびインコ
ネル等で構成されている上記構造材の接水面を、ベリリ
ウムを含有する物質で被覆する方法もある。
上記のごとく、一次冷却水と接触する構造材の接水面に
ベリリウムを含有させると、冷却水中に含まれる鉄クラ
ツド，ニツケルおよびコバルトがベリリウム含有面と接
触し触媒的作用を受けてニツケルフエライトおよびコバ
ルトフエライトを生成する。また、接水面からベリリウ
ムが溶出しイオンまたは化合物の形態で冷却水中に分散
し、それが鉄クラツドとニツケルおよびコバルトが反応
する際に触媒的効果をもたらしニツケルフエライトおよ
びコバルトフエライトの生成を促進する。
ベリリウムを含有させると、冷却水中に含まれる鉄クラ
ツド，ニツケルおよびコバルトがベリリウム含有面と接
触し触媒的作用を受けてニツケルフエライトおよびコバ
ルトフエライトを生成する。また、接水面からベリリウ
ムが溶出しイオンまたは化合物の形態で冷却水中に分散
し、それが鉄クラツドとニツケルおよびコバルトが反応
する際に触媒的効果をもたらしニツケルフエライトおよ
びコバルトフエライトの生成を促進する。
特に燃料棒被覆管の接水面に適用した場合は、鉄クラツ
ド，ニツケルおよびコバルトが沸騰面である被覆管に蒸
発乾固により付着濃縮されるので、その効果は大きい。
ド，ニツケルおよびコバルトが沸騰面である被覆管に蒸
発乾固により付着濃縮されるので、その効果は大きい。
実施例４ 現BWRプラントでは原子炉で発生した蒸気の一部は給水
ヒーターの加熱源として用いられ、凝縮したドレン水は
復水器に戻される。
ヒーターの加熱源として用いられ、凝縮したドレン水は
復水器に戻される。
新型転換炉ABWRプラントでは、熱効率を高めるため第10
図に示すように、ヒータードレイン水20は給水加熱器16
に直接戻される構成が採られる。その場合は、ヒーター
ドレイン水20中にベリリウム成分を注入するベリリウム
含有粒子充填塔20を配置する方法あるいはヒータードレ
イン水20と接触する配管材の接水面にベリリウムを含有
する材料を使用することにより前述と同様の効果が得ら
れる。
図に示すように、ヒータードレイン水20は給水加熱器16
に直接戻される構成が採られる。その場合は、ヒーター
ドレイン水20中にベリリウム成分を注入するベリリウム
含有粒子充填塔20を配置する方法あるいはヒータードレ
イン水20と接触する配管材の接水面にベリリウムを含有
する材料を使用することにより前述と同様の効果が得ら
れる。
実施例５ 第11図は加圧水型原子力発電プラント（PWR）の系統図
である。本発明はこのPWRの一次冷却系統の蒸気発生器3
3の下流側で原子炉１との間にBe注入装置12を設けたも
ので、前述と同様に放射能低減を図ることができる。更
に、Be注入装置の代りに一次冷却系統構成材にBe含有合
金を用いることができる。
である。本発明はこのPWRの一次冷却系統の蒸気発生器3
3の下流側で原子炉１との間にBe注入装置12を設けたも
ので、前述と同様に放射能低減を図ることができる。更
に、Be注入装置の代りに一次冷却系統構成材にBe含有合
金を用いることができる。
本発明によれば、金属ベリリウム又はベリリウム含有合
金の触媒作用を利用して、原子炉の燃料棒表面に溶出し
難いフェライト化合物を短時間で付着することができる
ので、このフェライト化合物が放射化されても炉水中の
放射能濃度を低レベルに維持し、一次冷却水循環系路の
配管及び機器の放射能を効果的に低減することができ
る。従って、原子力発電プラントの作業従事者の放射線
被爆を大幅に低減することができる。
金の触媒作用を利用して、原子炉の燃料棒表面に溶出し
難いフェライト化合物を短時間で付着することができる
ので、このフェライト化合物が放射化されても炉水中の
放射能濃度を低レベルに維持し、一次冷却水循環系路の
配管及び機器の放射能を効果的に低減することができ
る。従って、原子力発電プラントの作業従事者の放射線
被爆を大幅に低減することができる。
第１図は本発明の一実施例を示す沸騰水型原子力発電プ
ラントの一次冷却水の系統図、第２図〜第５図は本発明
のベリリウム注入装置の配置を示す実施例を示す沸騰水
型原子力発電プラントの一次冷却水の系統の部分図、第
６図，第７図は本発明のベリリウム注入装置の一実施例
を示す装置の構成図、第８図は本発明に関するニツケル
フエライト生成反応に用いた実験装置の構成図、第９図
はニツケルフエライト転化率の時間線図、第10図は本発
明を適用した新型転換炉の系統図及び第11図は本発明を
適用した加圧水型原子力発電プラントの系統図である。 １……原子炉、２……タービン、３……復水炉、４……
復水ろ過器、５……復水脱塩器、６……給水ヒーター、
７……復水ポンプ、８……給水ポンプ、９……原子炉浄
化器、10……CUWポンプ、11……原子炉再循環ポンプ、1
2……ベリリウム注入装置、13……鉄注入装置、14……
ベリリウム含有粒子、15……細管、16……オートクレー
ブ、17……試料水、18……接触材、19……ヒーター、20
……ヒータドレン水、21……給水再循環系配管。
ラントの一次冷却水の系統図、第２図〜第５図は本発明
のベリリウム注入装置の配置を示す実施例を示す沸騰水
型原子力発電プラントの一次冷却水の系統の部分図、第
６図，第７図は本発明のベリリウム注入装置の一実施例
を示す装置の構成図、第８図は本発明に関するニツケル
フエライト生成反応に用いた実験装置の構成図、第９図
はニツケルフエライト転化率の時間線図、第10図は本発
明を適用した新型転換炉の系統図及び第11図は本発明を
適用した加圧水型原子力発電プラントの系統図である。 １……原子炉、２……タービン、３……復水炉、４……
復水ろ過器、５……復水脱塩器、６……給水ヒーター、
７……復水ポンプ、８……給水ポンプ、９……原子炉浄
化器、10……CUWポンプ、11……原子炉再循環ポンプ、1
2……ベリリウム注入装置、13……鉄注入装置、14……
ベリリウム含有粒子、15……細管、16……オートクレー
ブ、17……試料水、18……接触材、19……ヒーター、20
……ヒータドレン水、21……給水再循環系配管。
───────────────────────────────────────────────────── 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 (56)参考文献 特開 昭62−24195（ＪＰ，Ａ) 特開 昭61−290396（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−222799（ＪＰ，Ａ) 特開 昭55−121197（ＪＰ，Ａ)
Claims (7)
- 【請求項１】原子力発電プラントの一次冷却水循環系路
の一次冷却水中に系外から金属ベリリウム又はベリリウ
ム含有合金の粒子を注入することにより、前記一次冷却
水循環系路の一次冷却水が接する表面に主にフェライト
化合物からなる皮膜を形成することを特徴とする原子力
発電プラントの放射能低減法。 - 【請求項２】原子力発電プラントの一次冷却水循環系路
の構成材として金属ベリリウム又はベリリウム含有合金
を用いることにより、前記一次冷却水循環系路の一次冷
却水が接する表面に主にフェライト化合物からなる皮膜
を形成することを特徴とする原子力発電プラントの放射
能低減法。 - 【請求項３】原子力発電プラントの一次冷却水循環系路
に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金を設置して一
次冷却水に接触させることにより、前記一次冷却水循環
系路の一次冷却水が接する表面に主にフェライト化合物
からなる皮膜を形成することを特徴とする原子力発電プ
ラントの放射能低減法。 - 【請求項４】原子力発電プラントの一次冷却水循環系路
の一次冷却水中に金属ベリリウム又はベリリウム含有合
金と、鉄イオン又は鉄クラッドとを注入して循環させ、
前記一次冷却水循環系路の一次冷却水が接する表面に主
にフェライト化合物からなる皮膜を形成することを特徴
とする原子力発電プラントの放射能低減法。 - 【請求項５】原子力発電プラントにおいて、 一次冷却水循環系路の脱塩器と原子炉との間の一次冷却
水中に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒子を
注入する注入装置を設けたことを特徴とする原子力発電
プラント。 - 【請求項６】原子力発電プラントにおいて、 一次冷却水循環系路の原子炉に直結した戻り配管の一次
冷却水中に金属ベリリウム又はベリリウム含有合金の粒
子を注入する注入装置を設けたことを特徴とする原子力
発電プラント。 - 【請求項７】原子力発電プラントの一次冷却水循環系路
に接続され一次冷却水を流入させる入口と、該入口から
流入した一次冷却水を前記一次冷却水循環系路に戻す出
口とを備え、 金属ベリリウム又はベリリウム含有合金を内蔵し、前記
入口から前記出口へ循環する一次冷却水に前記金属ベリ
リウム又はベリリウム含有合金を接触させる構造を有す
ることを特徴とするベリリウム注入装置。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62223949A JPH079477B2 (ja) | 1987-09-09 | 1987-09-09 | 原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラント |
| US07/240,602 US4927598A (en) | 1987-09-09 | 1988-09-06 | Radioactivity reduction method of a nuclear power plant and a nuclear power plant reduced in radioactivity |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62223949A JPH079477B2 (ja) | 1987-09-09 | 1987-09-09 | 原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6468696A JPS6468696A (en) | 1989-03-14 |
| JPH079477B2 true JPH079477B2 (ja) | 1995-02-01 |
Family
ID=16806222
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62223949A Expired - Lifetime JPH079477B2 (ja) | 1987-09-09 | 1987-09-09 | 原子力発電プラントの放射能低減法及び原子力発電プラント |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4927598A (ja) |
| JP (1) | JPH079477B2 (ja) |
Families Citing this family (18)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5015436A (en) * | 1988-03-30 | 1991-05-14 | Hitachi, Ltd. | Water-cooled direct cycle nuclear power plant |
| US5162980A (en) * | 1991-04-08 | 1992-11-10 | Digital Equipment Corporation | Shielded printed circuit board housing for high density storage |
| 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 |
| DE19638659C1 (de) * | 1996-09-20 | 1998-02-12 | Siemens Ag | Verfahren sowie System zur Verringerung des Austretungsrisikos von radioaktivem Iod bei der Revision von Primärkreiskomponenten eines Kernkraftwerks |
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