JPS61104298A - 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 - Google Patents
原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置Info
- Publication number
- JPS61104298A JPS61104298A JP59224196A JP22419684A JPS61104298A JP S61104298 A JPS61104298 A JP S61104298A JP 59224196 A JP59224196 A JP 59224196A JP 22419684 A JP22419684 A JP 22419684A JP S61104298 A JPS61104298 A JP S61104298A
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- cooling system
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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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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〕
この発明は原子炉一次冷却系の放射能Ｍ積低減装置に係
り、特に沸騰水型原子力発電プラントに適用されて好適
な原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置に関する。
り、特に沸騰水型原子力発電プラントに適用されて好適
な原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置に関する。
一般に、沸騰水型原子炉の一次冷却系では粒子状および
イオン状の放射能が循環し、その放射能はさまざまなメ
カニズムで一次冷却系構造物の内表面に蓄積され、その
構造物の放射線量率を上昇させている。
イオン状の放射能が循環し、その放射能はさまざまなメ
カニズムで一次冷却系構造物の内表面に蓄積され、その
構造物の放射線量率を上昇させている。
例えば、一次冷却系構造物のうち最も接液面積の大きな
ステンレス鋼の構造物では、高温高圧水（７０気圧、２
５０’Ｃ以上）により、ステンレス鋼内表面に鉄、クロ
ム、ニッケルを主成分とした腐食酸化皮膜が生成される
。その腐食酸化皮膜の成長時にイオン状の放射能が取り
こまれる。また、このイオン状放射能は下記の同位体交
換によっても取りこまれることがある。
ステンレス鋼の構造物では、高温高圧水（７０気圧、２
５０’Ｃ以上）により、ステンレス鋼内表面に鉄、クロ
ム、ニッケルを主成分とした腐食酸化皮膜が生成される
。その腐食酸化皮膜の成長時にイオン状の放射能が取り
こまれる。また、このイオン状放射能は下記の同位体交
換によっても取りこまれることがある。
６０ｃｏ２・＋Ｇｏ −＊”ＯＣｏ ＋ Ｃｏ ２”ざ
らに、粒子状の放射能は腐食酸化皮膜上に沈積する形で
蓄積される。
らに、粒子状の放射能は腐食酸化皮膜上に沈積する形で
蓄積される。
つまり、この腐食酸化皮膜が存在することにより、イオ
ン状および粒子状の放射能が原子炉一次冷却系構造物の
内表面に蓄積されるのである。その結果、原子炉一次冷
却系の点検時等に、その点検作業を行なう作業者が被曝
する恐れが生ずる。
ン状および粒子状の放射能が原子炉一次冷却系構造物の
内表面に蓄積されるのである。その結果、原子炉一次冷
却系の点検時等に、その点検作業を行なう作業者が被曝
する恐れが生ずる。
また、その被曝を回避するためにメンテナンスコストの
上昇を来たすという問題点もある。
上昇を来たすという問題点もある。
この発明は、上記事実を考慮してなされたものであり、
原子炉一次冷却系の構造材内表面における放射能蓄積囚
を減少させ、点検時等における作業者の被曝を低減さけ
ることができる原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置
を提供することを目的とする。
原子炉一次冷却系の構造材内表面における放射能蓄積囚
を減少させ、点検時等における作業者の被曝を低減さけ
ることができる原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置
を提供することを目的とする。
上記目的を達成するために、この発明に係る原子炉一次
冷却系の放射能蓄積低減装置は、原子炉内で発生した蒸
気をタービンへ導く主蒸気系と、タービンで仕事をした
蒸気を復水とし、この復水を原子炉に導く原子炉復水お
よび給水系と、原子炉内の冷却材を炉心へ強制循環させ
る原子炉再循環系と、原子炉内で発生した不純物を除去
して冷却材を浄化する原子炉冷却材浄化系とを有してな
る原子炉一次冷却系において、その一次冷却系の構造材
のうち、液体が流動する接液箇所にガス注大器を配設し
、液中にガスを注入して液中の溶存酸素濃度を低減させ
るようにしたものであり、一次冷却系構造物の内表面に
、イオン状の放射能を取りこみながら生成される腐食酸
化被膜の、その ７生成を抑制するようにしたも
のである。
冷却系の放射能蓄積低減装置は、原子炉内で発生した蒸
気をタービンへ導く主蒸気系と、タービンで仕事をした
蒸気を復水とし、この復水を原子炉に導く原子炉復水お
よび給水系と、原子炉内の冷却材を炉心へ強制循環させ
る原子炉再循環系と、原子炉内で発生した不純物を除去
して冷却材を浄化する原子炉冷却材浄化系とを有してな
る原子炉一次冷却系において、その一次冷却系の構造材
のうち、液体が流動する接液箇所にガス注大器を配設し
、液中にガスを注入して液中の溶存酸素濃度を低減させ
るようにしたものであり、一次冷却系構造物の内表面に
、イオン状の放射能を取りこみながら生成される腐食酸
化被膜の、その ７生成を抑制するようにしたも
のである。
第１図は、この発明に係る原子炉一次冷却系の放射能蓄
積低減装置の一実施例を適用した原子炉一次冷却系の系
統図を示す。
積低減装置の一実施例を適用した原子炉一次冷却系の系
統図を示す。
沸騰水型原子炉１の原子炉圧力容器３には炉心５が内蔵
され、この炉心５は冷却０７に水没される。炉心５は、
冷却材７を加熱して、気液二相流とする。この気液二相
流は、図示しない気水分離器により蒸気と水とに分離さ
れ、この蒸気は図示しない蒸気乾燥器により乾燥される
。乾燥蒸気は、主蒸気管９等からなる主蒸気系１１を経
て蒸気タービン１３に導かれ、この蒸気タービン１３を
回転させる。
され、この炉心５は冷却０７に水没される。炉心５は、
冷却材７を加熱して、気液二相流とする。この気液二相
流は、図示しない気水分離器により蒸気と水とに分離さ
れ、この蒸気は図示しない蒸気乾燥器により乾燥される
。乾燥蒸気は、主蒸気管９等からなる主蒸気系１１を経
て蒸気タービン１３に導かれ、この蒸気タービン１３を
回転させる。
蒸気タービン１３で仕事をした蒸気は復水器１５内で復
水となる。この復水は脱塩器１７にて浄化され、給水ポ
ンプ１９により昇圧され、給水ヒータ２１を経て加温後
、原子炉１に導かれる。これらの復水器１５、脱塩器１
７およびこれら復水器１５、脱塩器１７および給水ポン
プ１９を連結する復水系管２０により原子炉復水系２４
が構成される。ざらに、給水ポンプ１９、給水ヒータ２
１ｇ′３よび給水ポンプ１９１．給水ヒータ２１および
原子炉１を連結する給水系管２２により、原子炉給水系
２３が構成される。
水となる。この復水は脱塩器１７にて浄化され、給水ポ
ンプ１９により昇圧され、給水ヒータ２１を経て加温後
、原子炉１に導かれる。これらの復水器１５、脱塩器１
７およびこれら復水器１５、脱塩器１７および給水ポン
プ１９を連結する復水系管２０により原子炉復水系２４
が構成される。ざらに、給水ポンプ１９、給水ヒータ２
１ｇ′３よび給水ポンプ１９１．給水ヒータ２１および
原子炉１を連結する給水系管２２により、原子炉給水系
２３が構成される。
一方、気水分離器で分離された水は流下して冷却材７と
一体となり、原子炉再循環系２５がこの水と一体化した
冷却材を原子炉圧力容器３にて強制循環させる。つまり
、原子炉再循環系２５は、原子炉圧力容器３内のダウン
カマ部に配設されたジェットポンプ２７と、このジェッ
トポンプ２７に再循環系管３０を介して接続される再循
環ポンプ３１とからなる。原子炉圧力容器３の下部ブレ
ナム２９内の冷却水は、再循環系管３０を経て再循環ポ
ンプ３１により昇圧され、駆動水となって、ジェットポ
ンプ２７の上部に噴出される。この噴出流の減圧作用に
基づき、原子炉圧力容器３内の冷却材たる水は、ジェッ
トポンプ２７を介し下部ブレナム２７に至り、ここから
炉心５にう９かれる。
一体となり、原子炉再循環系２５がこの水と一体化した
冷却材を原子炉圧力容器３にて強制循環させる。つまり
、原子炉再循環系２５は、原子炉圧力容器３内のダウン
カマ部に配設されたジェットポンプ２７と、このジェッ
トポンプ２７に再循環系管３０を介して接続される再循
環ポンプ３１とからなる。原子炉圧力容器３の下部ブレ
ナム２９内の冷却水は、再循環系管３０を経て再循環ポ
ンプ３１により昇圧され、駆動水となって、ジェットポ
ンプ２７の上部に噴出される。この噴出流の減圧作用に
基づき、原子炉圧力容器３内の冷却材たる水は、ジェッ
トポンプ２７を介し下部ブレナム２７に至り、ここから
炉心５にう９かれる。
さらに、下部ブレナム２９内の冷却材たる水は、原子炉
冷却材浄化系３３の浄化系萱３４を介し脱塩器３５等に
導かれる。冷却材２５は脱塩器３５により不純物が除去
され、その後給水管２２を軽て原子炉１内へ供給される
。
冷却材浄化系３３の浄化系萱３４を介し脱塩器３５等に
導かれる。冷却材２５は脱塩器３５により不純物が除去
され、その後給水管２２を軽て原子炉１内へ供給される
。
ところで、上記原子炉一次冷却系の構造物のうち沸ＩＩ
を水型原子炉１、原子炉給水系２３、原子炉再循環系２
５および原子炉冷却材浄化系３３の各種機器ならびに配
管は、冷却材たる水に接する。
を水型原子炉１、原子炉給水系２３、原子炉再循環系２
５および原子炉冷却材浄化系３３の各種機器ならびに配
管は、冷却材たる水に接する。
そして、この接液箇所は主にステンレス鋼で構成され、
かつそれらの内表面が滑かに形成される。
かつそれらの内表面が滑かに形成される。
さて、原子炉一次冷却系の接液箇所のうち、原子炉給水
系２３の給水系管２２に水素ガス注入器３７が配設され
る。この水素ガス注入器３７は給水ポンプ１９と給水ヒ
ータ２１間に設置され、給水ポンプ１９から吐出された
給水中に水素ガスを注入可能とする。通常、原子力発電
プラントの運転中には、原子炉一次冷却系を流れる水中
の溶存配索および溶存水素は、水の放射線分解により各
々約２０ ｏｐｐｂ 、 ２５ｐｐｂはど存在している
。ところが、原子力発電プラントの運転中に、原子炉給
水系２３、沸騰水型原子炉１、原子炉再循環系２５およ
び原子炉冷却材浄化系３３内を流れる水中に水素ガスを
注入することによって水中の酸素、水素のバランスが崩
れ、第２図に示ずように、溶存酸素濃度が数ｐｐｂまで
低下することになる。この溶存酸素濃度の低下により、
ステンレス鋼の腐食皮膜生成速度が、第３図に示すよう
に通當運１１λ時（溶存酸素濃度２００ｐｐｂ）の約半
分程度に低下する。
系２３の給水系管２２に水素ガス注入器３７が配設され
る。この水素ガス注入器３７は給水ポンプ１９と給水ヒ
ータ２１間に設置され、給水ポンプ１９から吐出された
給水中に水素ガスを注入可能とする。通常、原子力発電
プラントの運転中には、原子炉一次冷却系を流れる水中
の溶存配索および溶存水素は、水の放射線分解により各
々約２０ ｏｐｐｂ 、 ２５ｐｐｂはど存在している
。ところが、原子力発電プラントの運転中に、原子炉給
水系２３、沸騰水型原子炉１、原子炉再循環系２５およ
び原子炉冷却材浄化系３３内を流れる水中に水素ガスを
注入することによって水中の酸素、水素のバランスが崩
れ、第２図に示ずように、溶存酸素濃度が数ｐｐｂまで
低下することになる。この溶存酸素濃度の低下により、
ステンレス鋼の腐食皮膜生成速度が、第３図に示すよう
に通當運１１λ時（溶存酸素濃度２００ｐｐｂ）の約半
分程度に低下する。
その結果、ステンレスｇ４製の各種ｇｉ器および配管の
内表面では、腐食酸化皮膜の生成が抑制され、その皮膜
成長時に取りこまれるイオン状の放射能ｍが減少されて
、構造材内表面での放射能蓄積■が低減されることにな
る。それゆえ原子炉−・次冷却系の点検時に、作業員の
被曝を低減ざ迂ることができる。
内表面では、腐食酸化皮膜の生成が抑制され、その皮膜
成長時に取りこまれるイオン状の放射能ｍが減少されて
、構造材内表面での放射能蓄積■が低減されることにな
る。それゆえ原子炉−・次冷却系の点検時に、作業員の
被曝を低減ざ迂ることができる。
また、沸騰水型原子炉、原子炉給水系２３、原子炉再循
環系２５および原子炉冷却材浄化系の接液箇所が滑かに
形成されていることから、これらの箇所への粒子状放射
能の沈積が減少され、原子 ７炉一次冷却系の放射
線蓄積量をより一層低減させることができる。
環系２５および原子炉冷却材浄化系の接液箇所が滑かに
形成されていることから、これらの箇所への粒子状放射
能の沈積が減少され、原子 ７炉一次冷却系の放射
線蓄積量をより一層低減させることができる。
さらに、冷却材たる水中に水素ガスを注入し、水中の溶
存酸素濃度を減少させたことから、各種機器や配管を構
成するステンレス鋼の応力腐食割れをも抑制することが
できる。
存酸素濃度を減少させたことから、各種機器や配管を構
成するステンレス鋼の応力腐食割れをも抑制することが
できる。
なお、この実施例では、水中の溶存酸素濃度を低減させ
たことから、第４図に示すように鉄の溶解放出速度が地
太し、その値は通常運転時（溶存酸素温度約２００ｐｐ
ｂ）の場合に比べ１０倍から１０００倍程度増大するこ
とがある。しかしながら、この増大した溶解金属イオン
は、原子炉冷却材浄化系３３の説塩器３５などにより十
分除去することができる。
たことから、第４図に示すように鉄の溶解放出速度が地
太し、その値は通常運転時（溶存酸素温度約２００ｐｐ
ｂ）の場合に比べ１０倍から１０００倍程度増大するこ
とがある。しかしながら、この増大した溶解金属イオン
は、原子炉冷却材浄化系３３の説塩器３５などにより十
分除去することができる。
また、上記実施例では、水素ガス注入器を給水ポンプ１
９ど給水ヒータ２１間の給水系管２２に配設した場合に
つき述べたが、その配設位置は、給水ヒータ２１の下流
側でもよく、あるいは、再循環系管３０や浄化系管３４
さらに復水系管２０などであってもよい。
９ど給水ヒータ２１間の給水系管２２に配設した場合に
つき述べたが、その配設位置は、給水ヒータ２１の下流
側でもよく、あるいは、再循環系管３０や浄化系管３４
さらに復水系管２０などであってもよい。
さらに上記実施例では、水素ガス注入器３０から水素ガ
スを注入する場合につき述べたが、水素を注入する場合
に限らず、水中で分解して水素を発生させる水素化物を
注入するものであってもよい。
スを注入する場合につき述べたが、水素を注入する場合
に限らず、水中で分解して水素を発生させる水素化物を
注入するものであってもよい。
また、上記実施例では原子炉一次冷却゛系の構造物にお
ける接液箇所がステンレス鋼で構成されるものにつき説
明したが、ステンレス鋼以外の炭素鋼であっても、ステ
ンレス鋼の場合と同様の効果を奏することができる。
ける接液箇所がステンレス鋼で構成されるものにつき説
明したが、ステンレス鋼以外の炭素鋼であっても、ステ
ンレス鋼の場合と同様の効果を奏することができる。
以上のように、この発明に係る原子炉一次冷却系の放射
能蓄積低減装置は、原子炉一次冷却系の構造材のうち、
液体が流動する接液箇所にガス注入器を配設し、液中に
ガスを注入して液中の酸索溶存濃磨を低減させるように
したことから、腐食酸化皮膜の生成を抑制し、その皮膜
中に取りこまれる放射能の絶対足を低減させることがで
き、その結果、原子炉一次冷却系の構造材にＪ３ける放
射能蓄ｖ１ωを減少させ、点検時における作業者の被曝
を低減させることができるという効果を奏する。
能蓄積低減装置は、原子炉一次冷却系の構造材のうち、
液体が流動する接液箇所にガス注入器を配設し、液中に
ガスを注入して液中の酸索溶存濃磨を低減させるように
したことから、腐食酸化皮膜の生成を抑制し、その皮膜
中に取りこまれる放射能の絶対足を低減させることがで
き、その結果、原子炉一次冷却系の構造材にＪ３ける放
射能蓄ｖ１ωを減少させ、点検時における作業者の被曝
を低減させることができるという効果を奏する。
第１図はこの発明に係る原子炉一次冷却系の放射能蓄積
低減装置の一実施例を適用した原子炉一次冷却系の系統
図、第２図は水素注入色と溶存酸素濃度との関係を示す
線図、第３図は溶存酸素濃度と腐食皮膜生成速度との関
係を示す線図、第４図は溶存酸素濃度と鉄の溶解放出速
度との関係を示す線図である。 １・・・沸騰水型原子炉、３・・・原子炉圧力容器、７
・・・冷却材、１１・・・主蒸気系、１３・・・蒸気タ
ービン、１５・・・復水器、１７・・・脱塩器、１９・
・・給水ポンプ、２０・・・復水系管、２１・・・給水
ヒータ、２２・・・給水系管、２３・・・原子炉給水系
、２４・・・原子炉復水系、２５・・・原子炉再循環系
、３０・・・再循環系管、３１・・・再循環ポンプ、３
３・・・原子炉冷却材浄化系、３４・・・浄化系管、３
５・・・脱塩器、３７・・・水素ガス注入器。 芒 第３図 、８存絞素濃＆（ｐｐｂ） 第４図 モ 溶存酸素濃度（ｐｐｂ）
低減装置の一実施例を適用した原子炉一次冷却系の系統
図、第２図は水素注入色と溶存酸素濃度との関係を示す
線図、第３図は溶存酸素濃度と腐食皮膜生成速度との関
係を示す線図、第４図は溶存酸素濃度と鉄の溶解放出速
度との関係を示す線図である。 １・・・沸騰水型原子炉、３・・・原子炉圧力容器、７
・・・冷却材、１１・・・主蒸気系、１３・・・蒸気タ
ービン、１５・・・復水器、１７・・・脱塩器、１９・
・・給水ポンプ、２０・・・復水系管、２１・・・給水
ヒータ、２２・・・給水系管、２３・・・原子炉給水系
、２４・・・原子炉復水系、２５・・・原子炉再循環系
、３０・・・再循環系管、３１・・・再循環ポンプ、３
３・・・原子炉冷却材浄化系、３４・・・浄化系管、３
５・・・脱塩器、３７・・・水素ガス注入器。 芒 第３図 、８存絞素濃＆（ｐｐｂ） 第４図 モ 溶存酸素濃度（ｐｐｂ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉内で発生した蒸気をタービンへ導く主蒸気系
と、タービンで仕事をした蒸気を復水とし、この復水を
原子炉に導く原子炉復水および給水系と、原子炉内の冷
却材を炉心へ強制循環させる原子炉再循環系と、原子炉
内で発生した不純物を除去して冷却材を浄化する原子炉
冷却材浄化系とを有してなる原子炉一次冷却系において
、その一次冷却系の構造材のうち、液体が流動する接液
箇所にガス注入器を配設し、液中にガスを注入して液中
の溶存酸素濃度を低減させるようにしたことを特徴とす
る原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置。 ２、ガス注入器は水素ガスを注入可能とする水素ガス注
入器である特許請求の範囲第１項記載の原子炉一次冷却
系の放射能蓄積低減装置。 ３、一次冷却系構造材の接液箇所がステンレス鋼から構
成された特許請求の範囲第１項記載または第２項記載の
原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59224196A JPS61104298A (ja) | 1984-10-26 | 1984-10-26 | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59224196A JPS61104298A (ja) | 1984-10-26 | 1984-10-26 | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61104298A true JPS61104298A (ja) | 1986-05-22 |
Family
ID=16810025
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59224196A Pending JPS61104298A (ja) | 1984-10-26 | 1984-10-26 | 原子炉一次冷却系の放射能蓄積低減装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61104298A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63236997A (ja) * | 1987-03-25 | 1988-10-03 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電所 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54126894A (en) * | 1978-03-10 | 1979-10-02 | Toshiba Corp | Suppression of concentration of radioactive corrosion products in cooling water of nuclear power plant |
| JPS58105097A (ja) * | 1981-12-18 | 1983-06-22 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却水水質制御方法 |
-
1984
- 1984-10-26 JP JP59224196A patent/JPS61104298A/ja active Pending
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS54126894A (en) * | 1978-03-10 | 1979-10-02 | Toshiba Corp | Suppression of concentration of radioactive corrosion products in cooling water of nuclear power plant |
| JPS58105097A (ja) * | 1981-12-18 | 1983-06-22 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却水水質制御方法 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63236997A (ja) * | 1987-03-25 | 1988-10-03 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力発電所 |
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