JPS60111193A - 放射能除去方法 - Google Patents
放射能除去方法Info
- Publication number
- JPS60111193A JPS60111193A JP21768583A JP21768583A JPS60111193A JP S60111193 A JPS60111193 A JP S60111193A JP 21768583 A JP21768583 A JP 21768583A JP 21768583 A JP21768583 A JP 21768583A JP S60111193 A JPS60111193 A JP S60111193A
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- Encapsulation Of And Coatings For Semiconductor Or Solid State Devices (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は沸騰水形原子力発電プラントの一次冷却水系に
おいて、配管１機器等に付着した放射能除去方法に関す
る。
おいて、配管１機器等に付着した放射能除去方法に関す
る。
［発明の技術的黄泉とその問題点］
沸騰水形原子力発電所の従事者被ばくは定検時における
原子炉格納容器内の機器分解点検等の補修作業時に起る
ことが多い。これは、プラント運転中にその一次冷却系
の機器類の構成材料であるステンレス鋼等が鳥食し、そ
の腐食生成物中のコバルト不純物が冷却材中を移行して
炉心に付着し。
原子炉格納容器内の機器分解点検等の補修作業時に起る
ことが多い。これは、プラント運転中にその一次冷却系
の機器類の構成材料であるステンレス鋼等が鳥食し、そ
の腐食生成物中のコバルト不純物が冷却材中を移行して
炉心に付着し。
ここで放射化してコバルト−６０となり、これが再び冷
却材中に放出されて配管９機器表面へ付着し、ここで次
に述べるようにステンレス鋼の酸化被膜中へ蓄積されて
線源を形成するようになるからである。
却材中に放出されて配管９機器表面へ付着し、ここで次
に述べるようにステンレス鋼の酸化被膜中へ蓄積されて
線源を形成するようになるからである。
ステンレス鋼の酸化皮膜は、原子炉内温度２８０℃のも
とて冷却月中に存在する溶存酸素とステンレス鋼が反応
してスピネル結晶構造をもつｐｅ１３０４状の酸化物が
ステンレス鋼母材表面に生成することによって形成され
る。このとき母拐中のＮｉ、 Ｃｒ等の２価遷移金属が
溶出して酸化され、上記酸化物のスピネル結晶にとりこ
捷れる。一方冷却材中には炉心から放出された６０ＣＯ
がイオン状で存在し、これは”＋ ＣｒＱ’ｆ’と同様
な２価遷移金属であるので上記酸化物のスピネル結晶中
のＮｉ、 Ｃｒ等の２価元素と置換する。このようにし
て ＣＯは酸化管中にとりこ捷れて蓄積するので除去す
ることがｉｌｔしく、特に配管１機器等の細部における
６０ＣＯの除去は極めて困難である。
とて冷却月中に存在する溶存酸素とステンレス鋼が反応
してスピネル結晶構造をもつｐｅ１３０４状の酸化物が
ステンレス鋼母材表面に生成することによって形成され
る。このとき母拐中のＮｉ、 Ｃｒ等の２価遷移金属が
溶出して酸化され、上記酸化物のスピネル結晶にとりこ
捷れる。一方冷却材中には炉心から放出された６０ＣＯ
がイオン状で存在し、これは”＋ ＣｒＱ’ｆ’と同様
な２価遷移金属であるので上記酸化物のスピネル結晶中
のＮｉ、 Ｃｒ等の２価元素と置換する。このようにし
て ＣＯは酸化管中にとりこ捷れて蓄積するので除去す
ることがｉｌｔしく、特に配管１機器等の細部における
６０ＣＯの除去は極めて困難である。
［発明の目的］
本発明の目的は、沸騰水形原子炉の一次冷却水系におけ
る配管１機器等に′４槓された放射能をイオン置換反応
を利用して効果的に除去する方法を提供することである
。
る配管１機器等に′４槓された放射能をイオン置換反応
を利用して効果的に除去する方法を提供することである
。
［発明の概要］
本発明はステンレス鋼酸化皮膜中への６０ＣＯの置換速
度に着目し、この置換反応を利用して酸化物中の６０Ｃ
Ｏを他の２価金属元素とイσ擲して除去しようとするも
のである。
度に着目し、この置換反応を利用して酸化物中の６０Ｃ
Ｏを他の２価金属元素とイσ擲して除去しようとするも
のである。
６０ＣＯの酸化皮膜中への置換速度は次のようにして沸
騰水形原子炉（ＢＷＲ）発′［１５，プラントテストで
獅−出したΩ 原子炉冷却材中に ＣＯと ＣＯを溶解させ、これにＢ
ＷＲ発箪プラント仁同等の性状のステンレス鋼試験片を
浸漬して酸化物中への６０ＣＯおよび５８ＣＯの各濃度
を測定した。第１図は試験片酸化物中の５８Ｃｏ／６０
ＣＯの比と浸漬時間との関係を示したグラフである。こ
こで浸漬時間￥ｉ、ｌｌ子炉運転中に冷却材中に試験片
を浸漬した時間をいう。第１回の浸漬テストで５８ＣＯ
／６０ＣＯの数値は平均０．２５で平衡に到達した。次
に第２回の浸漬テストを開始する前に、この試験片を約
４００日間冷却月中から−取り出し、５８ＣＯを減衰さ
せた。第２回の浸漬テストは５８ＣＯが完全に減衰して
その放射能が無くなった状態か再開した。このとき６０
ＣＯけその半減期が５．２７年と長いので、試験片上に
は第１回目と同量の６０ＣＯの放射能が存在している。
騰水形原子炉（ＢＷＲ）発′［１５，プラントテストで
獅−出したΩ 原子炉冷却材中に ＣＯと ＣＯを溶解させ、これにＢ
ＷＲ発箪プラント仁同等の性状のステンレス鋼試験片を
浸漬して酸化物中への６０ＣＯおよび５８ＣＯの各濃度
を測定した。第１図は試験片酸化物中の５８Ｃｏ／６０
ＣＯの比と浸漬時間との関係を示したグラフである。こ
こで浸漬時間￥ｉ、ｌｌ子炉運転中に冷却材中に試験片
を浸漬した時間をいう。第１回の浸漬テストで５８ＣＯ
／６０ＣＯの数値は平均０．２５で平衡に到達した。次
に第２回の浸漬テストを開始する前に、この試験片を約
４００日間冷却月中から−取り出し、５８ＣＯを減衰さ
せた。第２回の浸漬テストは５８ＣＯが完全に減衰して
その放射能が無くなった状態か再開した。このとき６０
ＣＯけその半減期が５．２７年と長いので、試験片上に
は第１回目と同量の６０ＣＯの放射能が存在している。
そこで５８ＣＯの放射能上昇は約１６００時間で第１回
テストのレベルで飽和に達した。このことより、 ”Ｃ
ｏの酸化物への置換速度は１．７ Ｘ １Ｏ−７ＡｒＣ
，−１とめられる。６０ＣＯと５８ＣＯの親核イ１には
それぞれコバルトおよびニッケルであり、これらはとも
に２価遷移金属であるので、酸化物への付着・脱離に関
しては同じ挙動をとるものと考えられる。したがって
Ｃｏの酸化物と冷却材中の２価遷移金属との置換時間は
１６００時間弁６７日となる。
テストのレベルで飽和に達した。このことより、 ”Ｃ
ｏの酸化物への置換速度は１．７ Ｘ １Ｏ−７ＡｒＣ
，−１とめられる。６０ＣＯと５８ＣＯの親核イ１には
それぞれコバルトおよびニッケルであり、これらはとも
に２価遷移金属であるので、酸化物への付着・脱離に関
しては同じ挙動をとるものと考えられる。したがって
Ｃｏの酸化物と冷却材中の２価遷移金属との置換時間は
１６００時間弁６７日となる。
本発明はこの６０ＣＯと２価金属元素との置換を利用す
るものであって、すなわち、−次冷却水系に水を満たし
て２８０℃まで加熱し、この温度に保持しなから該系内
に非放射性コバルトイオンを注入して系内をｍ （Ｍさ
せ、次にニッケルイオンを注入して系内を循瑯芒せるこ
とを特徴とする沸騰水形原子力発電プラントの一次冷却
水系の放射ｆ］ニ除去方法に関するものである。
るものであって、すなわち、−次冷却水系に水を満たし
て２８０℃まで加熱し、この温度に保持しなから該系内
に非放射性コバルトイオンを注入して系内をｍ （Ｍさ
せ、次にニッケルイオンを注入して系内を循瑯芒せるこ
とを特徴とする沸騰水形原子力発電プラントの一次冷却
水系の放射ｆ］ニ除去方法に関するものである。
本発明においては、上記方法によりまず酸化物中の６０
ＣＯが非放射性のコバルトと１１５−侠され、次に非放
射性のコバルトが非放射性のニッケルとｆ置換される。
ＣＯが非放射性のコバルトと１１５−侠され、次に非放
射性のコバルトが非放射性のニッケルとｆ置換される。
一旦置換した非放射性のコバルトを再びニッケルと置換
するのは、非放射性コバルトが、稼動中に再び炉心で放
射化されて線源となるおそれがあり、ニッケルの場合に
は炉心で放射化されて５８ＣＯとなっても半減期が７１
．３日と短かく、そのため被ば〈純音に与える影＃は少
ないからである。
するのは、非放射性コバルトが、稼動中に再び炉心で放
射化されて線源となるおそれがあり、ニッケルの場合に
は炉心で放射化されて５８ＣＯとなっても半減期が７１
．３日と短かく、そのため被ば〈純音に与える影＃は少
ないからである。
寸た非放射性のコバルトと置換を行なうのは、非放射性
のコバルトが６０ＣＯと同位体であるのでこれら相互の
置換速度が速く、操作時間が短縮されるからである。
のコバルトが６０ＣＯと同位体であるのでこれら相互の
置換速度が速く、操作時間が短縮されるからである。
非放射性のコバルトイオンおよびニッケルイオンはいず
れも一次冷却水系内に１〜ｉｏｐｐｍの濃度で注入する
のが好ましく、これらはイオン化しうる化合物、例えば
硫酸塩等の水溶性塩として使用すればよい。
れも一次冷却水系内に１〜ｉｏｐｐｍの濃度で注入する
のが好ましく、これらはイオン化しうる化合物、例えば
硫酸塩等の水溶性塩として使用すればよい。
コバルトイオンまたはニッケルイオンを一次冷却水系で
循環させる時間は、前記の置換速度をめた実験から、約
６７日間となる０ ［発明の実施例］ 本発明を実施例によって説明する。
循環させる時間は、前記の置換速度をめた実験から、約
６７日間となる０ ［発明の実施例］ 本発明を実施例によって説明する。
第２図は本発明の一実施例に用いた装置の系統図である
。
。
第２図に示すように、原子炉圧−力容器３には給水系配
管１および蒸気系配管＋３．Ｐ＋循環系配管６が接続さ
れ、再循環系配管６には再循環ポンプ７が設置されてい
る。冷却材浄化ポンプ８．浄化系熱交換器９および浄化
系フィルタｌＯを有する浄化系が循環系配管６より分岐
して配置されている。
管１および蒸気系配管＋３．Ｐ＋循環系配管６が接続さ
れ、再循環系配管６には再循環ポンプ７が設置されてい
る。冷却材浄化ポンプ８．浄化系熱交換器９および浄化
系フィルタｌＯを有する浄化系が循環系配管６より分岐
して配置されている。
また別に再循環系配管６より丹循環系バイパスライン１
２が分岐し、このバイパスライン１２に祠循環系熱交換
器５および薬液注入点１１が設けられている。
２が分岐し、このバイパスライン１２に祠循環系熱交換
器５および薬液注入点１１が設けられている。
従来の発電プラントでは冷却材は給水系配管１をゼて原
子炉圧力容器３に流入し、ここで冷却材は核沸騰により
蒸気系配管１３を経て発電に供される。原子炉圧力容器
３内での冷却材は再循環系配管６を通じて再循環ポンプ
７の運転によって炉心を冷却する。冷却材の一部は浄化
系へ流ｔＬ、冷却材浄化ポンプ８により圧送されて神化
系熱父換器９で冷却され、さらに什化系フィルタ用で浄
化される。浄化された冷却材は再びＣヂ化系熱交換器９
で加熱され、給水系配管１へ戻される。
子炉圧力容器３に流入し、ここで冷却材は核沸騰により
蒸気系配管１３を経て発電に供される。原子炉圧力容器
３内での冷却材は再循環系配管６を通じて再循環ポンプ
７の運転によって炉心を冷却する。冷却材の一部は浄化
系へ流ｔＬ、冷却材浄化ポンプ８により圧送されて神化
系熱父換器９で冷却され、さらに什化系フィルタ用で浄
化される。浄化された冷却材は再びＣヂ化系熱交換器９
で加熱され、給水系配管１へ戻される。
本発明ではこれに再循環系バイパスライン■２を設け、
以下のように操作することによって放射能除去を行なう
。
以下のように操作することによって放射能除去を行なう
。
ａ）原子炉圧力容器３から燃＊８４集合体を取り出した
後、給水系配管１か６水を注入し、全系統が満水になっ
たことを確認して生蒸気隔離弁１３および給水隔離弁２
を全閉とする。
後、給水系配管１か６水を注入し、全系統が満水になっ
たことを確認して生蒸気隔離弁１３および給水隔離弁２
を全閉とする。
ｂ）再循環系熱変換器５．冷却材浄化系熱交換器９．再
循環ポンプ７および冷却材浄化ポンプ８を起動して、ａ
）で注入した水を循環し２８０℃まで加熱する。
循環ポンプ７および冷却材浄化ポンプ８を起動して、ａ
）で注入した水を循環し２８０℃まで加熱する。
Ｃ）上記ｂ）工程の水が２８０℃に達したことを確認し
て、薬液注入点１１より高濃度の非放射性コバ。
て、薬液注入点１１より高濃度の非放射性コバ。
ルト液を注入する。コバルト液の量は、全系統水で１〜
ｉｏｐｐｍとなるような倉である。
ｉｏｐｐｍとなるような倉である。
ｄ）上記の高温保持運転を６７日間（コノ（ルト置換時
間）保持する。
間）保持する。
ｅ）上記運転後、新たに高濃度ニッケル液を薬液注入点
１】より注入し、高温保持運転を６７日間行なう。ニッ
ケルの量は全系統水中１〜１０ｐｐｍであるＯ 上記の操作により、配管機器等の酸化物中にとりとまれ
ている６０ＣＯは循環水中の非放射性コバルトと置換さ
れ、冷却材浄化ポンプフィルタ１０で除去されるので、
プラントの６０ＣＯの蓄１に、餡ハ低減する。さらにｅ
）の工程で、すでに酸化物中に置換している非放射性コ
バルトがニッケルと置換され、非放射性コバルトは循環
水へ放出されて浄化系１過フイルタＩＯで除去される。
１】より注入し、高温保持運転を６７日間行なう。ニッ
ケルの量は全系統水中１〜１０ｐｐｍであるＯ 上記の操作により、配管機器等の酸化物中にとりとまれ
ている６０ＣＯは循環水中の非放射性コバルトと置換さ
れ、冷却材浄化ポンプフィルタ１０で除去されるので、
プラントの６０ＣＯの蓄１に、餡ハ低減する。さらにｅ
）の工程で、すでに酸化物中に置換している非放射性コ
バルトがニッケルと置換され、非放射性コバルトは循環
水へ放出されて浄化系１過フイルタＩＯで除去される。
したがって全工程終了後は酸化物中の ＣＯはニッケル
に置換され、ニッケルが酸化物中に存在することになる
。ニッケルはたとえ原子炉再起動により冷却劇中に放出
されて炉心で放射化をれ、５８ＣＯとなったと■７ても
、半減期が短かいので被ばく線量に与える影響は少なく
、プラント中の放射能除去の目的を達成することができ
る。
に置換され、ニッケルが酸化物中に存在することになる
。ニッケルはたとえ原子炉再起動により冷却劇中に放出
されて炉心で放射化をれ、５８ＣＯとなったと■７ても
、半減期が短かいので被ばく線量に与える影響は少なく
、プラント中の放射能除去の目的を達成することができ
る。
［発明の効果］
本発明は、原子力発油、プラントの配管、挟器表面の酸
化皮膜中にとりこ捷れて蓄積された Ｃｏを、イオン交
換反応によって除去するものであって、本発明方法によ
れは、酸化物中にとりこまれて除去しにくくなった６０
ＣＯを効果的にとり除くことができ、特に従来困難であ
った機器類の細部（−付着した６０ＣＯも容易にとり除
くことができる。した力（って本発明によれば、原子力
発電プラントの一次冷却水系、特に原子炉と再循環系、
浄化系からなる原子炉系において、付着した放射能を効
果的（二除去することができ、機器分解点検等の補修作
業時の被ばく線量を大幅に減少することができる。
化皮膜中にとりこ捷れて蓄積された Ｃｏを、イオン交
換反応によって除去するものであって、本発明方法によ
れは、酸化物中にとりこまれて除去しにくくなった６０
ＣＯを効果的にとり除くことができ、特に従来困難であ
った機器類の細部（−付着した６０ＣＯも容易にとり除
くことができる。した力（って本発明によれば、原子力
発電プラントの一次冷却水系、特に原子炉と再循環系、
浄化系からなる原子炉系において、付着した放射能を効
果的（二除去することができ、機器分解点検等の補修作
業時の被ばく線量を大幅に減少することができる。
第１図はステンレス鋼の５８ＣＯおよび６０ＣＯ付着・
脱離挙動テストにおける試験片中の５８ＣＯと６０ＣＯ
の比率（５８Ｃｏ ／ ６０Ｃｏ ）と浸償時間との関
係を示すグラフ、第２図は本発明の一実施例で用すまた
装置の系統図である。 １・・・給水系配管 ２・・・給水隔離弁３・・・原子
炉圧力容器 ４・・・蒸気隔離弁５・・・再循環系熱交
換器 ６・・・再循環系配管７・・・再ｊＪり環ポンプ
８・・・冷却材浄化ボンフ。
脱離挙動テストにおける試験片中の５８ＣＯと６０ＣＯ
の比率（５８Ｃｏ ／ ６０Ｃｏ ）と浸償時間との関
係を示すグラフ、第２図は本発明の一実施例で用すまた
装置の系統図である。 １・・・給水系配管 ２・・・給水隔離弁３・・・原子
炉圧力容器 ４・・・蒸気隔離弁５・・・再循環系熱交
換器 ６・・・再循環系配管７・・・再ｊＪり環ポンプ
８・・・冷却材浄化ボンフ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 （１）−次冷却水系内に水を光満して２８０℃まで加熱
し、この温度に保持しながら該系内に非放射性のコバル
トイオンを注入して系内な’ＳＬＭさせ、次に非放射性
のニッケルイオンを注入して系内を循環させることを特
徴とする沸騰水形原子力発電プラントの一次冷却水系の
放射能除去方法。 （２）非放射性のコバルトイオンおよびニッケルイオン
のや目埋時間はそれぞれ約６７日である特許請求の範囲
第１項記載の放射能除去方法。 （８） 非放射性のコバルトイオンおよびニッケルイオ
ンの量はそれぞれ一次冷却系水中濃度が１〜１０ｐｐｍ
となるような量である特許請求の範囲Ｗ７１項記載の放
射能除去方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21768583A JPS60111193A (ja) | 1983-11-21 | 1983-11-21 | 放射能除去方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP21768583A JPS60111193A (ja) | 1983-11-21 | 1983-11-21 | 放射能除去方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60111193A true JPS60111193A (ja) | 1985-06-17 |
Family
ID=16708112
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP21768583A Pending JPS60111193A (ja) | 1983-11-21 | 1983-11-21 | 放射能除去方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60111193A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6467080B1 (ja) * | 2018-02-09 | 2019-02-06 | 株式会社東芝 | 除染実施方法及び除染実施装置 |
| JP2019138899A (ja) * | 2019-01-07 | 2019-08-22 | 株式会社東芝 | 除染実施方法及び除染実施装置 |
-
1983
- 1983-11-21 JP JP21768583A patent/JPS60111193A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6467080B1 (ja) * | 2018-02-09 | 2019-02-06 | 株式会社東芝 | 除染実施方法及び除染実施装置 |
| JP2019138776A (ja) * | 2018-02-09 | 2019-08-22 | 株式会社東芝 | 除染実施方法及び除染実施装置 |
| JP2019138899A (ja) * | 2019-01-07 | 2019-08-22 | 株式会社東芝 | 除染実施方法及び除染実施装置 |
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