JPS60128393A - Purifier for furnace water of nuclear reactor - Google Patents

Purifier for furnace water of nuclear reactor

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JPS60128393A
JPS60128393A JP58237110A JP23711083A JPS60128393A JP S60128393 A JPS60128393 A JP S60128393A JP 58237110 A JP58237110 A JP 58237110A JP 23711083 A JP23711083 A JP 23711083A JP S60128393 A JPS60128393 A JP S60128393A
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JP
Japan
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reactor
water
reactor water
filter
cobalt
Prior art date
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Pending
Application number
JP58237110A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
占塚 昭
小沢 裕
昭彦 伊藤
篤 嶋田
菅谷 章
縄井 武男
光司 久保
五十嵐 登
石坂 雅彦
箕島 寿一郎
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Tohoku Electric Power Co Inc
Chugoku Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Hokuriku Electric Power Co
Tokyo Electric Power Co Holdings Inc
Original Assignee
Toshiba Corp
Tohoku Electric Power Co Inc
Tokyo Electric Power Co Inc
Chugoku Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Hokuriku Electric Power Co
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Tohoku Electric Power Co Inc, Tokyo Electric Power Co Inc, Chugoku Electric Power Co Inc, Chubu Electric Power Co Inc, Hokuriku Electric Power Co filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP58237110A priority Critical patent/JPS60128393A/en
Publication of JPS60128393A publication Critical patent/JPS60128393A/en
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は軽水冷却形原子炉(以後軽水炉と称す)例えば
沸騰水形原子炉(以後BWRと称す)る。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to light water cooled nuclear reactors (hereinafter referred to as light water reactors), such as boiling water reactors (hereinafter referred to as BWRs).

〔発明の技術的背景とその問題点〕[Technical background of the invention and its problems]

BWR等の軽水炉においてはその運転時間の増加に伴な
い、−次冷却水配管あるいは機器の内面に腐食生成物か
らの放射性核種が蓄積し原子炉停止時の放射線線量率が
増加する傾向にある。
In light water reactors such as BWRs, as the operating time increases, radionuclides from corrosion products accumulate on the inner surface of secondary cooling water piping or equipment, and the radiation dose rate when the reactor is shut down tends to increase.

このような放射線線量率の増加は例えば定期検査時の作
業者の放射線被曝を増大させ作業伸率を低下させる原因
となシ、プラント稼動率の低下を惹き起こしてしまう。
Such an increase in radiation dose rate, for example, increases the radiation exposure of workers during periodic inspections and causes a decrease in the work growth rate, which in turn causes a decrease in the plant operating rate.

前記放射性核種の大半は半減期の長い Coであシ、原
子炉運転時間の増加に伴ないその比率は大きくなってい
る。
Most of the radionuclides are Co, which has a long half-life, and its proportion increases as the reactor operating time increases.

またこれらの放射性核種は前述したように一次冷却水配
管あるいは機器等の構造材から溶出した腐食生成物に起
因する。
Furthermore, as described above, these radionuclides are caused by corrosion products eluted from structural materials such as primary cooling water piping or equipment.

そこで放射性核種の大半を占める上記 C。Therefore, the above C accounts for the majority of radionuclides.

の発生経緯について説明する。すなわち構造材中に含ま
れる5?coが構造材の腐食によシ1次冷却水配管中に
溶出しイオン化する。このイオン化した59Coが鉄な
どの金属酸化物に吸着したシ、あるいはイオン交換器や
によシ金属酸化物中に取シ込まれ、その金属酸化物とと
もに炉内に流入し、炉内で中性子照射を受けて放射化し
60Coが生成される。これら生成された40COは原
子炉再循環配管などの炉心外配管機器に蓄積し経時的に
放射線線量率が増加する。したがって炉内の59coお
よび60Coを除去することができれば炉心外の配管お
よび機器内面に蓄積する放射線量を抑制することができ
る。
We will explain how this occurred. In other words, 5? contained in the structural material? Co elutes into the primary cooling water piping due to corrosion of structural materials and becomes ionized. This ionized 59Co is adsorbed to metal oxides such as iron, or is taken into an ion exchanger or other metal oxides, flows into the furnace together with the metal oxides, and is irradiated with neutrons in the furnace. is activated and 60Co is generated. These generated 40COs accumulate in piping equipment outside the core, such as reactor recirculation piping, and the radiation dose rate increases over time. Therefore, if 59Co and 60Co in the reactor can be removed, the amount of radiation that accumulates in the piping outside the core and inside the equipment can be suppressed.

従来軽水炉例えばBWRではイオン交換樹脂によシ炉水
中の59coおよび60Coの除去上行なっている。こ
れを第1図を参照して説明する。第1図はBWR発電プ
ラントの概略構成を示す系統図である。図中符号1は原
子炉圧力容器を示す。
Conventionally, in light water reactors such as BWRs, ion exchange resins are used to remove 59Co and 60Co from reactor water. This will be explained with reference to FIG. FIG. 1 is a system diagram showing a schematic configuration of a BWR power plant. Reference numeral 1 in the figure indicates a reactor pressure vessel.

この原子炉圧力容器1内には複数の燃料集合体および制
御棒等からなる炉心2が配置されているとともに冷却材
(本実施例では以後炉水と称す)3が循環される。上記
原子炉圧力容器1には再循環配管4Aを介して再循環ポ
ンプ4が接続されてお)、炉水3を強制循環させている
A reactor core 2 consisting of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. is disposed within the reactor pressure vessel 1, and a coolant (hereinafter referred to as reactor water in this embodiment) 3 is circulated. A recirculation pump 4 is connected to the reactor pressure vessel 1 via a recirculation pipe 4A) to forcefully circulate reactor water 3.

炉水3は炉心2を下方から上方に向けて上昇し、その際
昇温して水と蒸気の2相流状態となる。
The reactor water 3 rises from the bottom to the top of the reactor core 2, and at this time its temperature rises, resulting in a two-phase flow state of water and steam.

蒸気は原子炉圧力容器1に接続され喪主蒸気管5を介し
て蒸気タービン6に送られる。蒸気タービン6t−駆動
させた蒸気は主復水器7内に導びかれて復水となシ、ポ
ンプ8によシ復水脱塩器9に移送され、ポンプ10によ
シ給水加熱器11に送られ、さらにポンプ12によシ給
水管13t−介して再度前記原子炉圧力容器1内に供給
される。前記再循環配管4Aには浄化系ポンプ14t−
介して低温浄化系15が接続されている。この低温浄化
系15.は再生熱交換器16、通常の熱交換器17およ
びイオン交換樹脂脱塩器18から構成されている。
Steam is connected to the reactor pressure vessel 1 and sent to a steam turbine 6 via a main steam pipe 5. The steam driven by the steam turbine 6t is led into the main condenser 7 to become condensate, and is transferred to the condensate demineralizer 9 by the pump 8, and then to the feedwater heater 11 by the pump 10. The water is sent to the reactor pressure vessel 1 again by the pump 12 via the water supply pipe 13t. A purification system pump 14t- is connected to the recirculation pipe 4A.
A low temperature purification system 15 is connected thereto. This low temperature purification system 15. is composed of a regenerative heat exchanger 16, a conventional heat exchanger 17, and an ion exchange resin demineralizer 18.

上記イオン交換樹脂脱塩器18は陽イオン交換樹脂およ
び陰イオン交換樹脂からなシそれぞれ耐用温度が約12
0℃、約600となりている。これに対して炉水3は2
80℃、70に9/1M2と高温、高圧水であるので、
との炉水3t−再生熱交換器16によシロO℃前後迄冷
却した状態でイオン交換樹脂脱塩器18を流通させてい
る。その後上記再生熱交換器16を通して再度もとの温
度(280℃)迄加熱して給水管に戻す構成である。し
かしながらこの方法では上記再生熱交換器16および熱
交換器17の冷却工程において熱損失が発生し、例えば
浄化容量を大きくすると熱交換ロスの増大、発電コスト
の増加、さらに装置の大形化を招くことになシしたがっ
て浄化効率を高めることはできない状態にある。このた
め最近では上記有機物イオン交換樹脂に代えて耐熱性に
優れた無機イオン交換体の使用が考えられている。この
無機イオン交換体とは例えば酸化チタン、二酸化ジルコ
ニウム等のコバルトイオン交換能を有する金属酸化物の
粉末である。この金属酸化物の粉末を炉水配管系に通水
可能な状態で充填保持しこれによって Coおよび C
oの除去を行なう構成である。しかじながらこの方法に
よると金属酸化物の保持が困難である。すなわち炉水中
のコバルトイオン交換能力を高める為には炉水と金属酸
化物の接触面積を増大させる必要があシその為には粉末
の粒径を小さくする必要がある。粉末の粒径を小さくす
ると空隙部が減少しそれによって炉水の圧力i失が増大
し流動が変化し金。
The ion exchange resin demineralizer 18 is made of a cation exchange resin and an anion exchange resin, each having a withstand temperature of about 12
0℃, about 600 degrees. On the other hand, reactor water 3 is 2
Since it is high temperature and high pressure water of 80℃, 70 to 9/1M2,
3 tons of reactor water is cooled to around 0° C. by the regenerative heat exchanger 16 and is then passed through the ion exchange resin demineralizer 18. Thereafter, the water is heated through the regenerative heat exchanger 16 to the original temperature (280° C.) and returned to the water supply pipe. However, in this method, heat loss occurs in the cooling process of the regenerative heat exchanger 16 and the heat exchanger 17, and for example, increasing the purification capacity leads to an increase in heat exchange loss, an increase in power generation cost, and an increase in the size of the device. In particular, it is not possible to increase the purification efficiency. For this reason, recently, the use of inorganic ion exchangers with excellent heat resistance has been considered in place of the above-mentioned organic ion exchange resins. The inorganic ion exchanger is, for example, a powder of a metal oxide such as titanium oxide or zirconium dioxide having a cobalt ion exchange ability. This metal oxide powder is filled and held in a state where water can pass through the reactor water piping system, thereby reducing Co and C.
This is a configuration for removing o. However, this method makes it difficult to retain metal oxides. That is, in order to increase the cobalt ion exchange capacity in the reactor water, it is necessary to increase the contact area between the reactor water and the metal oxide, and for this purpose, it is necessary to reduce the particle size of the powder. When the particle size of the powder is reduced, the voids are reduced, which increases the pressure loss of the reactor water and changes the flow.

属酸化物の粉末が流出する恐れがある。すなわち容器の
流出口に張るメツシュの目開きは実用上最小のもので4
0μm前後であシ、例えば平均粒子径1μm前後の粉体
を用いた場合には粉体粒子がそのまま下流に流出してし
まう。逆に粉末の流出を防止しようとすれば粒径を大き
くしなければならず炉水と金属酸化物の接触面積が減少
しコバルトイオン交換能力が低下してしまう。
There is a risk of leaching of oxide powder. In other words, the opening of the mesh attached to the outlet of the container is the smallest practical size.
If powder with an average particle diameter of around 0 μm is used, for example, with an average particle diameter of around 1 μm, the powder particles will flow downstream as they are. On the other hand, if an attempt is made to prevent the powder from flowing out, the particle size must be increased, which reduces the contact area between the reactor water and the metal oxide, and reduces the cobalt ion exchange capacity.

したがって金属酸化物の粉末なある程度小径とし粉末流
出防止に十分な注意を払うという方法をとらざるをえな
く操作が極めて困難となってしまう。またコバルト除去
後の粉末は高い放射能を有しておシこの処理も困難であ
る。
Therefore, it is necessary to use a method in which the diameter of the metal oxide powder is reduced to a certain extent and sufficient care is taken to prevent the powder from flowing out, which makes the operation extremely difficult. Furthermore, the powder after cobalt removal has high radioactivity and is difficult to dispose of.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明の目的は、高温、高圧の炉水をそのまま導入する
ことができ軽水炉の炉水中に含まれるコバルトイオンの
除去能力が高く、通水特性が良好で、またコバルト吸着
材が外部に流出すすることにある。
The purpose of the present invention is to allow high-temperature, high-pressure reactor water to be directly introduced, to have a high ability to remove cobalt ions contained in the reactor water of a light water reactor, to have good water flow characteristics, and to prevent cobalt adsorbents from flowing out. It's about doing.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明による原子炉の炉水浄化装置は、軽水冷却形原子
炉の発電プラントにおける炉水配管系に介挿された容器
本体と、この容器本体内に収容されたフィルタとを具備
し、上記フィルタは前記炉水配管系を流れる炉水中のコ
パル)1−吸着する金属酸化物の粉体を網目状のオース
テナイト系ステンレス鋼に焼成固着したフィルタ基本要
素を炉水流通方向に複数積層してなる構成である。
A reactor water purification system for a nuclear reactor according to the present invention includes a container body inserted into a reactor water piping system in a light water-cooled nuclear reactor power generation plant, and a filter housed in the container body, Copal in the reactor water flowing through the reactor water piping system) 1-Construction consisting of a plurality of filter basic elements laminated in the reactor water flow direction, in which adsorbed metal oxide powder is baked and fixed to mesh-like austenitic stainless steel. It is.

したがって高温、高圧の炉水をそのまま導入することが
でき炉水中のコバルトを効果的に吸着除去することがで
きる。またフィルタ基本要素は多孔質な固定床であシ焼
成体であるので金属酸化物が流出する恐れはない。そし
て機械的強度および金属酸化物の固着強度が高いのでグ
ランド中に設置した場合作用する外力に対して十分な抵
抗力を有することができる。さらに良好な多孔性を有し
ているので通水特性が良く圧力損失も小さく、またフィ
ルタ基本要素′t−1単位とした構成なので取扱いが容
易である。
Therefore, high-temperature, high-pressure reactor water can be directly introduced, and cobalt in the reactor water can be effectively adsorbed and removed. Furthermore, since the basic filter element is a porous fixed bed and fired body, there is no risk of metal oxides flowing out. Since the mechanical strength and the adhesion strength of the metal oxide are high, it can have sufficient resistance against external forces that act when installed in the ground. Furthermore, since it has good porosity, it has good water permeability and low pressure loss, and it is easy to handle because it is constructed in units of basic filter elements 't-1.

〔発明の実施例5 第2図ないし第5図を参照して本発明の一実施例を説明
する。第2図はBWRの概略構成を示す図である。図中
符号101は原子炉圧力容器を示す。この原子炉圧力容
器101内には複数−の燃料集合体および制御棒等から
なる炉心102が配置されているとともに冷却材(本実
施例では以後炉水と称す)1O3が循環されている。
[Embodiment 5 of the Invention An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 2 to 5. FIG. 2 is a diagram showing a schematic configuration of the BWR. Reference numeral 101 in the figure indicates a reactor pressure vessel. Inside this reactor pressure vessel 101, a reactor core 102 consisting of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. is arranged, and a coolant (hereinafter referred to as reactor water in this embodiment) 1O3 is circulated.

上記原子炉圧力容器101には再循環配管104Aを介
して再循環ポンプ104が接続されておシ炉水10:I
f強制循環させている。炉水103は炉心102f、下
方から上方に向って上昇しその際昇温して水と蒸気の2
相流状態となる。蒸気は原子炉圧力容器101に接続さ
れた主蒸気管105を介して蒸気タービン106に送ら
れる。蒸気タービン106を駆動させた蒸気は主復水器
107内に収容され復水となυポンfzosによシ復水
脱塩器109に移送されポンプ110によシ給呆加熱器
111に送られさらにポンプ112によシ給水管113
を介して再度前記原子炉圧力容器1σ1内に供給される
。前記再循環ボンfxo4の吸込側の再循環配管104
Aには炉水浄化系ポンプ114および低温浄化系115
が接続されており、炉水103の一部を浄化して前記ポ
ンプ112および原子炉圧力容器101間の給水管11
3内に供給する構成となっている。上記低温浄化系11
5は再生熱交換器116、熱交換器117およびイオン
交換樹脂脱塩器118とから構成・されている。図中1
19はバイパス配管を示す。
A recirculation pump 104 is connected to the reactor pressure vessel 101 via a recirculation pipe 104A.
f forced circulation. Reactor water 103 rises from the bottom to the top of the reactor core 102f, and at the same time rises in temperature and becomes a mixture of water and steam.
It becomes a phase flow state. Steam is sent to a steam turbine 106 via a main steam pipe 105 connected to the reactor pressure vessel 101. The steam that drives the steam turbine 106 is stored in the main condenser 107 and converted into condensate, which is transferred to the condensate demineralizer 109 by the υ pump fzos, and sent to the demineralizer 111 by the pump 110. Furthermore, the water supply pipe 113 is connected to the pump 112.
It is again supplied into the reactor pressure vessel 1σ1 through the reactor pressure vessel 1σ1. Recirculation piping 104 on the suction side of the recirculation bomb fxo4
A has a reactor water purification system pump 114 and a low temperature purification system 115.
is connected to the water supply pipe 11 between the pump 112 and the reactor pressure vessel 101 by purifying a part of the reactor water 103.
It is configured to supply within 3 days. The above low temperature purification system 11
5 is composed of a regenerative heat exchanger 116, a heat exchanger 117, and an ion exchange resin demineralizer 118. 1 in the diagram
19 indicates bypass piping.

図に示すような構成となっている。図中符号121は容
器本体を示す。この容器本体121内にはフィルタ12
2が装着されている。このフィルタ122は網目状のオ
ーステナイト系ステンレス鋼123表面にコバルト吸着
材としてのマンガンフェライト124を焼成固着させた
フィルタ基本要素125を内側容器126内に複数積層
しカートリッジタイプにした構成である。上記フィルタ
基本要素125およびその一部拡大図をそれぞれ第4図
および第5図に示す。
The configuration is as shown in the figure. Reference numeral 121 in the figure indicates a container body. A filter 12 is provided inside this container body 121.
2 is installed. This filter 122 has a cartridge-type structure in which a plurality of basic filter elements 125, in which manganese ferrite 124 as a cobalt adsorbent is baked and fixed on the surface of a mesh-like austenitic stainless steel 123, are stacked inside an inner container 126. The basic filter element 125 and a partially enlarged view thereof are shown in FIGS. 4 and 5, respectively.

上記構成においてコバルト吸着材としてマンガンフェラ
イトを選定した背景を示す。
The background of selecting manganese ferrite as the cobalt adsorbent in the above structure is shown below.

まず表−1に示す1Y種類の金属酸化物を次の3つの条
件を基準にして選定した。
First, 1Y types of metal oxides shown in Table 1 were selected based on the following three conditions.

(1)熱水に不溶性であること f+\\ (2)有毒、有害で卜擢こと (3)容易にかつ安価に入手できること表 1 そして上記1′?一種類の金属酸化物につき一定条件下
で静的吸着特性を比較測定してみた。試料としては市販
の標準試薬を用い、粒度はいずれも微細粉末であシまた
比表面積は100 X 103cm2/ cm’以上3
00 X 103cm2/ cm’未満である。
(1) It must be insoluble in hot water f+\\ (2) It must be poisonous, harmful and useful (3) It must be easily and inexpensively available Table 1 And above 1'? We compared and measured the static adsorption characteristics of one type of metal oxide under certain conditions. Commercially available standard reagents were used as samples, and the particle size was fine powder and the specific surface area was 100 x 103 cm2/cm'3 or more.
00 x 103cm2/cm'.

測定は硬質ガラス製フラスコに純水400m1および5
0 ppmコバルト標準液1ゴを入れ、初期コバルト濃
度を120 pPbとした。そして前記17種類の金属
酸化物を一律に111/Jl@加し1時間沸騰状態に保
持した後上澄液中の残留コバルト濃度をフレームレス原
子吸収法によシ測定した。その結果表−2に示すような
結果を得ることができた。
The measurement was performed using 400ml of pure water and 5ml of pure water in a hard glass flask.
One 0 ppm cobalt standard solution was added to set the initial cobalt concentration to 120 pPb. Then, 111/Jl@ of the 17 types of metal oxides were uniformly added and the mixture was kept in a boiling state for 1 hour, after which the residual cobalt concentration in the supernatant was measured by flameless atomic absorption method. As a result, the results shown in Table 2 were obtained.

表 −2 注)Q2初期コバルト濃度120 PP:b (実測値
〕。
Table-2 Note) Q2 initial cobalt concentration 120 PP:b (actual value).

この表から明らかなように&鉄、マンガン、アルミニウ
ム、タングステン、←hhジルコニウム、タンタルおよ
び二オツのV種の金属元素の酸化物が浸れたコバルトイ
オン吸着性ヲ示有機パイン・ダーを重量比で7:3の割
合で配合し、が−ルミルで約50時間混練した。その後
乾燥させ32メツシユ以下に砕いた後金型を使用しプレ
スによシ径が7瓢、高さが6露の円柱状に成形した。そ
してバインダーをとばすため400℃までゆるやかに昇
温させ、前記衣−1に示した融点(または分解点)の5
0〜60チの温度で3時間、窒素(N2)ガス雰囲気中
で焼結し吸着エレメントとした。焼結上シサイ、eH直
径が5〜6簡、高さが5111I+で重量が0.3〜0
.51である。9種の金属酸化物粉体の比表面積は10
0 X l 03an2/cm’以上300 X 10
’cm2/cm’未満であ夛、焼結体の比表面積は70
 X 10!cm’ / cm’以上200 X 10
’ cm2/ cm3未満で1=−pた。測定は4フツ
化エチレン樹脂内張シのステンレス鋼製10ノビ−カー
に純水80001iLlおよび0.5 ppmコバルト
標準液1−を入れ、初期コバルト濃度を62.5ppt
とした。そして前記各焼結エレメントをほぼO,1fi
/lの割合で試験液中に浸し1時間沸騰状態に保持した
のち上澄液中の残留アバルト濃度をフレームレス原子吸
収法によシ測定した。その結果表−3に示すような結果
を得ることができた。
As is clear from this table, cobalt ion-adsorbing organic binder impregnated with oxides of V metal elements such as iron, manganese, aluminum, tungsten, ←hh zirconium, tantalum, and two They were mixed in a ratio of 7:3 and kneaded for about 50 hours in a garmill. Thereafter, it was dried and crushed into pieces of 32 meshes or less, and then pressed using a mold into a cylindrical shape with a diameter of 7 mm and a height of 6 mm. Then, in order to blow off the binder, the temperature was slowly raised to 400℃, and the melting point (or decomposition point) shown in the above batter-1 was 5.
It was sintered in a nitrogen (N2) gas atmosphere at a temperature of 0 to 60 degrees for 3 hours to obtain an adsorption element. Sintered top size, eH diameter 5-6 pieces, height 5111I+, weight 0.3-0
.. It is 51. The specific surface area of nine types of metal oxide powder is 10
0 X l 03an2/cm' or more 300 X 10
The specific surface area of the sintered body is less than 'cm2/cm', and the specific surface area is 70
X 10! cm' / cm' or more 200 x 10
'1=-p below cm2/cm3. For the measurement, 80,001 l of pure water and 0.5 ppm cobalt standard solution 1- were placed in a 10-knob stainless steel beaker lined with tetrafluoroethylene resin, and the initial cobalt concentration was set to 62.5 ppt.
And so. And each sintered element is approximately O.1fi.
The sample was immersed in a test liquid at a ratio of 1/l and kept in a boiling state for 1 hour, and then the residual abarth concentration in the supernatant liquid was measured by flameless atomic absorption method. As a result, the results shown in Table 3 were obtained.

表 3 初期コバルト濃度62.5 ppt。Table 3 Initial cobalt concentration 62.5 ppt.

金属酸化物0.11171 この結果から明らかなように錫−鉄、マンガンおよびタ
ングステンの酸化物が優れたコバルトイオン吸着性を示
した。以上の背景のもとに本実施例では鉄の酸化物とし
てのマンガンフェライトを使用したのであるが、他のY
種の金属、蘂岬マンガン、アルミニウム、タングステン
、島6鉢ジルコニウム、タンタルおよびニオブの酸化物
を使用してもよく、また鉄の酸化物としてはマンガンフ
ェライト以外にもニッケルフェライト、亜鉛フェライト
、マグネシウムフェライト、バリウムフェライト、銅フ
ェライト等の使用が考えられる。
Metal oxide 0.11171 As is clear from these results, tin-iron, manganese and tungsten oxides exhibited excellent cobalt ion adsorption properties. Based on the above background, manganese ferrite was used as an iron oxide in this example, but other Y
Oxides of seed metals such as manganese, aluminum, tungsten, zirconium, tantalum, and niobium may be used, and as iron oxides, in addition to manganese ferrite, nickel ferrite, zinc ferrite, and magnesium ferrite may be used. , barium ferrite, copper ferrite, etc. may be used.

次にフィルタ基本要素125の調整方法について説明す
る。まず平均粒径0.3μmのマンガンフェライトとバ
インダーを重量%で180〜85重量%):120〜1
5重量%)の比率で調合し混合液を作る。この混合液を
ブタノール・テレピン油系の分散剤中−その添加量全全
体の重量に対し20〜30重量程度として混合咬る。
Next, a method for adjusting the filter basic element 125 will be explained. First, manganese ferrite with an average particle size of 0.3 μm and a binder (180-85% by weight): 120-1
5% by weight) to make a mixed solution. This mixed solution is mixed in a butanol/turpentine dispersant in an amount of about 20 to 30% by weight based on the total weight of the total.

上記バインダーはポリビニールブチラールCPVB )
 bよびテレピン油の混合液でその混合比率は重量に対
して10対7程度が望ましい。
The above binder is polyvinyl butyral CPVB)
It is desirable that the mixing ratio of the mixture of B and turpentine is about 10:7 by weight.

このようにして調整されたマンがンフェライト粉末混合
液中に前述した網目状のオーステナイト系ステンレス鋼
123を浸漬する。このオーステナイト系ステンレス鋼
123はトルエン又はキシレン等で十分脱脂洗浄され空
気炉で800℃〜900℃、1〜2時間の範囲内で表面
酸化処理を施されている。そしてオーステナイト系ステ
ンレス鋼123を浸漬させることによシマンがンフェラ
イト粒子をその表面に沈積付着させる。そして窒素(N
2)ガス雰囲気炉で乾燥、焼付を行なう。この際焼付温
度は通常200〜220℃で、2〜3時間の範囲内で行
なわれる。
The mesh-shaped austenitic stainless steel 123 described above is immersed in the thus prepared ferrite powder mixture. This austenitic stainless steel 123 is thoroughly degreased and cleaned with toluene or xylene, and subjected to surface oxidation treatment in an air oven at 800° C. to 900° C. for 1 to 2 hours. By immersing the austenitic stainless steel 123, the ferrite particles are deposited and adhered to the surface of the austenitic stainless steel 123. and nitrogen (N
2) Dry and bake in a gas atmosphere furnace. At this time, the baking temperature is usually 200 to 220 DEG C., and the baking is carried out for 2 to 3 hours.

そしてこのような沈積、乾燥を数回繰シ返す。Then, this deposition and drying process is repeated several times.

このようにして焼付、乾燥したものを不活性雰囲気中で
加熱処理してマンガンフェライト粉末をオーステナイト
系ステンレス鋼123表面に焼成・固着させる。仁のと
きの焼成温度はフィルタ122の比表面積、コバルト吸
着特性等に影響を与えるが一般的には昇温温度を100
〜200℃として750℃〜850℃の範囲内で選定す
るのが望ましい。このようにして得られたマンガンフェ
ライトの焼成体のかさ密度は1〜21i/cm’であシ
また比表面積は45X105cm’ / cm’となり
良好な多孔性を有することになる。そして機械的強度、
マンガンフェライトの固着強度も高くなシ運転時に作用
する外力に対しても十分な強度を有する。なお前記かさ
密度および比表面積は次のように定義する。焼成体内部
には第6図に示すように密閉された閉気孔(close
d pore ) 126Aおよび外気に連絡した開気
孔(open pore ) 127が形成されておシ
、焼成体の正味容積1i7vQ、閉気孔126Aの容積
をvl、開気孔127の容積をνコとし、質量t−wと
すると、かさ密度は次のように定義される。
The thus baked and dried material is heat-treated in an inert atmosphere to bake and fix the manganese ferrite powder to the surface of the austenitic stainless steel 123. The firing temperature during heating affects the specific surface area of the filter 122, cobalt adsorption characteristics, etc., but generally the heating temperature is set to 100%.
-200°C is preferably selected within the range of 750°C to 850°C. The sintered body of manganese ferrite thus obtained has a bulk density of 1 to 21 i/cm' and a specific surface area of 45 x 105 cm'/cm', which means it has good porosity. and mechanical strength,
The fixation strength of manganese ferrite is also high, and it has sufficient strength against external forces that act during operation. Note that the bulk density and specific surface area are defined as follows. Inside the fired body, there are sealed closed pores as shown in Figure 6.
d pore ) 126A and an open pore 127 communicating with the outside air are formed, the net volume of the fired body is 1i7vQ, the volume of the closed pore 126A is vl, the volume of the open pore 127 is ν, and the mass t -w, the bulk density is defined as follows.

さらに真密度および見かけ密度は次のように定義される
Furthermore, true density and apparent density are defined as follows.

真密度=□ ・・・(It) 6 次に比表面積とは単位体積に含まれる全粒子の表面積の
総和である。また前記オーステナイト系ステンレス鋼1
23は網、目の目開きt−0,1〜3mの範囲内で選定
することができフィルタ内部の空隙率を適宜変えること
ができる構成である。
True density=□...(It) 6 Next, the specific surface area is the sum of the surface areas of all particles contained in a unit volume. In addition, the austenitic stainless steel 1
Reference numeral 23 is a mesh having a mesh opening t-0, which can be selected within a range of 1 to 3 m, and the porosity inside the filter can be changed as appropriate.

以上の構成をもとに第2図に示した本実施例の作用を説
明する。炉水浄化系ポンプ114fi−運転させること
により 59COおよび60COヲ含む炉水103はパ
イ/ヤス配管119にバイノ臂スされコバルト除去装置
120に流入する。 C0および60COはこのコバル
ト除去装置120で捕捉される。59COおよび60C
Oヲ除去された炉水103は低温浄化系115で浄化さ
れた炉水103と共に給水管113内に流入し給水とと
もに再度原子炉圧力容器101内に流入する。
The operation of this embodiment shown in FIG. 2 will be explained based on the above configuration. By operating the reactor water purification system pump 114fi, the reactor water 103 containing 59CO and 60CO is passed through the piping/yasu piping 119 and flows into the cobalt removal device 120. C0 and 60CO are captured in this cobalt removal device 120. 59CO and 60C
The reactor water 103 from which O has been removed flows into the water supply pipe 113 together with the reactor water 103 purified by the low-temperature purification system 115, and flows into the reactor pressure vessel 101 again together with the supply water.

する目標値に達したことを確認すたら軽水炉用コバルト
除去装置120前後の開閉弁(図示せず)を閉弁して、
フィルタ122の交換を行なう・ 以上本実施例によると、炉水103を冷却することなく
導入することができ、またコノ々ルトイオンの吸着能力
の大きいマンガンフェライト124t−吸着材として使
用しているので炉水103中の59c oおよび60C
Oを効果的に吸着除去することができる。またフィルタ
基本要素125は多孔質な固定床であシ焼成体であるの
でコバルト吸′着材としてのマンガンフェライト124
が外部に流出する恐れはない。そして機械的強度および
マンガンフェライト124の固着強度が高いのでプラン
ト中に設置した場合作用する外力に対して十分な抵抗力
を有する。また良好な多孔性を有しているので通水特性
力;良く圧力損失も小さい。さらに着脱自在なカートリ
、ジタイゾであるので取扱いがきわめて容易である・ 次に第7図を参照して別の実施例を説明する。
After confirming that the target value has been reached, close the on-off valves (not shown) before and after the light water reactor cobalt removal device 120.
Replace the filter 122. According to this embodiment, the reactor water 103 can be introduced without being cooled, and manganese ferrite 124t, which has a large adsorption capacity for conort ions, is used as an adsorbent. 59c o and 60c in water 103
O can be effectively adsorbed and removed. In addition, since the basic filter element 125 is a porous fixed bed and fired body, manganese ferrite 125 is used as a cobalt adsorbent.
There is no risk of leakage to the outside. Since the mechanical strength and the fixing strength of the manganese ferrite 124 are high, it has sufficient resistance against external forces that act when installed in a plant. Also, since it has good porosity, it has good water permeability and low pressure loss. Furthermore, since the cartridge is removable, it is very easy to handle. Next, another embodiment will be described with reference to FIG. 7.

すなわち軽水炉用コノ々ルト除去装置1201kJ々イ
ノ9ス配管119に介挿するのではなく原子炉圧力容器
101給水管113に介挿した構成である。
In other words, the light water reactor conalt removal device 1201kJ is inserted into the water supply pipe 113 of the reactor pressure vessel 101 instead of being inserted into the innoce pipe 119.

したがって前記第1の実施例と同様の効果を奏すること
ができるのはもちろんのこと、低温浄化系115によシ
浄化された炉水103および蒸気タービン116を通過
してくる復水からも59 c oおよび60COを除去
することができるのできわめて効果的である。
Therefore, not only can the same effects as in the first embodiment be achieved, but also 59 c can be obtained from the reactor water 103 purified by the low-temperature purification system 115 and the condensate passing through the steam turbine 116. It is extremely effective as it can remove o and 60CO.

なお前記一実施例と同一部分には同一符号をの適用場所
は、第1および第2の実施例に限ったことではなくプラ
ントの状況に応じて最適カ位置を選定すればよい。
The application of the same reference numerals to the same parts as in the above-mentioned embodiment is not limited to the first and second embodiments, but the optimum position may be selected depending on the situation of the plant.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明による原子炉の炉水浄化装置は、軽水冷却形原子
炉の発電プラントにおける炉水配管系に介挿された容器
本体と、この容器本体内に収容されたフ1ルタとを具備
し、上記フィルタは前記炉水配管系を流れる炉水中のコ
ノ4ルトを吸着する金属酸化物の粉体を網目状のオース
テナイト系ステンレス鋼に焼成固着したフィルタ基本要
素を炉水流通方向に複数積層してなる構成である。
A reactor water purification system for a nuclear reactor according to the present invention includes a container body inserted into a reactor water piping system in a power plant for a light water-cooled nuclear reactor, and a filter housed within the container body, The above-mentioned filter is made by laminating a plurality of filter basic elements in the reactor water flow direction, in which metal oxide powder adsorbing metal oxide in the reactor water flowing through the reactor water piping system is baked and fixed to mesh-like austenitic stainless steel. This is the structure.

したがって高温、高圧の炉水をそのまま導入することが
でき炉水中のコバルトを効果的に吸着除去することがで
き、またフィルタ基本要素は多孔質な固定床であ〕焼成
体であるので金属酸化物が流出する恐れはない。そして
機械的強度および金属酸化物の固着強度が高いのでプラ
ント中に設置した場合作用する外力に対して十分な抵抗
力を有することができる。さらに良好本体内に収容され
ているので取扱いが容易である等その効果は大である。
Therefore, high-temperature, high-pressure reactor water can be directly introduced, and cobalt in the reactor water can be effectively adsorbed and removed.Furthermore, since the basic filter element is a porous fixed bed and is a fired product, metal oxides can be removed. There is no risk of leakage. Since the mechanical strength and the adhesion strength of the metal oxide are high, it can have sufficient resistance against external forces that act when installed in a plant. Furthermore, since it is housed within the main body, it is easy to handle, and has great effects.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は従来例を示す図で沸騰水形原子炉の構成を示す
系統図、第2図ないし第5図は本発明の一実施例を示す
図で、第2図拡沸騰水形原本要素の平面図、第5”図は
第4図の一部拡大図である。第6図は一般的な焼成体の
断面図、第。 7図は別の実施例を示す沸騰水形原子炉の系統図である
。 イkl’1123・・・オーステナイト系ステンレスl
/14.124・・・マンがン7エライト、125・・
・フィルタ基本要素。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦第1図 第2図 第7図 第1頁の続き 0発 明 者 菅 谷 章 @発明者縄井 武勇 @発明者久保 光用 ]発明者五十嵐 登 @発明者石板 雅彦 O発明者 箕島 寿一部 ■出願人 株式会社東芝 一一番町3丁目7番1号 東北電力株式会社内二市東区
東新町1番地 中部電力株式会社内j桜橋通り3番1号
 北陸電力株式会社内東京都千代田区大手町1丁目6番
1号 日本原子力発電株式会ネ1 東京都千代田区内幸町1丁目1番6号 東京芝浦電気株
式%式% 東京都千代田区内幸町1丁目1番6号 東京芝浦電気株
式会社東京事務所内 東京都千代…区内幸町1丁目1番6号 東京芝浦電気株
式%式%
Figure 1 is a diagram showing a conventional example and is a system diagram showing the configuration of a boiling water reactor, Figures 2 to 5 are diagrams showing an embodiment of the present invention, and Figure 2 is an expanded boiling water type original element. Fig. 5 is a partially enlarged view of Fig. 4. Fig. 6 is a cross-sectional view of a general fired body, Fig. 7 is a plan view of a boiling water reactor showing another embodiment. This is a system diagram. Ikl'1123...Austenitic stainless steel
/14.124...Mangan7 Elite, 125...
- Filter basic elements. Applicant's representative Patent attorney Takehiko Suzue Figure 1 Figure 2 Figure 7 Continued from page 1 0 Inventor Akira Sugatani @ Inventor Takeyu Nawai @ Inventor Hikaru Kubo ] Inventor Noboru Igarashi @ Invention Masahiko Ishiban Inventor Toshikazu Minoshima ■Applicant Toshiba Corporation 3-7-1, Ichiichi-cho Tohoku Electric Power Co., Ltd. 1 Higashi-Shinmachi, Higashi-ku, Uchini City Chubu Electric Power Co., Ltd. 3-1 Sakurabashi-dori, Hokuriku Electric Power Co., Ltd. Co., Ltd. 1-6-1 Otemachi, Chiyoda-ku, Tokyo Japan Atomic Power Co., Ltd. 1-1-6 Uchisaiwai-cho, Chiyoda-ku, Tokyo Tokyo Shibaura Electric Co., Ltd. 1-1-6 Uchisaiwai-cho, Chiyoda-ku, Tokyo No. Tokyo Shibaura Electric Co., Ltd. Tokyo Office 1-1-6 Uchisaiwai-cho, Chiyo, Tokyo Tokyo Shibaura Electric Co., Ltd.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 ゛(1)軽水冷却形原子炉の発電プラントにおけ、る炉
水配管系に介挿された容器本体と、この容器本体内に収
容されたフィルタとを具備し、上記フィルタは前記炉水
配管系を流れる炉水中のコバルトヲ吸着する金属酸化物
の粉体を網目状のオーステナイト系ステンレス鋼に焼成
固着したフィルタ基本要素を炉水流通方向に複数積層し
てなることを特徴とする原子炉の炉水浄化装置。 (2)上記金属酸化物はマンガンフェライト(MnFe
2O4)からなることを特徴とする特許請求の範囲第1
項記載の原子炉の炉水浄化装置。
[Scope of Claims] (1) A light water-cooled nuclear reactor power generation plant, comprising a container body inserted into a reactor water piping system, and a filter housed in the container body, The filter is characterized by a plurality of filter basic elements laminated in the reactor water flow direction, in which metal oxide powder that adsorbs cobalt in the reactor water flowing through the reactor water piping system is baked and fixed to mesh-like austenitic stainless steel. Reactor water purification system for nuclear reactors. (2) The above metal oxide is manganese ferrite (MnFe
2O4)
Reactor water purification system for the nuclear reactor described in Section 1.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4727418A (en) * 1985-07-02 1988-02-23 Olympus Optical Co., Ltd. Image processing apparatus

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS58169093A (en) * 1982-03-31 1983-10-05 株式会社東芝 Method of filling and recovering powdery inorganic cobalt absorber

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