JPS6145198B2 - - Google Patents
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- JPS6145198B2 JPS6145198B2 JP55115904A JP11590480A JPS6145198B2 JP S6145198 B2 JPS6145198 B2 JP S6145198B2 JP 55115904 A JP55115904 A JP 55115904A JP 11590480 A JP11590480 A JP 11590480A JP S6145198 B2 JPS6145198 B2 JP S6145198B2
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Classifications
-
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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
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は軽水沸騰型原子炉（以下BWRと記
す。）の炉水浄化法に関係し、更に詳細には炉水
温度を大幅に下げることなく、無機吸着剤を使用
して炉水中の不純物、特に放射性コバルトを除去
するBWR炉水浄化法に関する。
す。）の炉水浄化法に関係し、更に詳細には炉水
温度を大幅に下げることなく、無機吸着剤を使用
して炉水中の不純物、特に放射性コバルトを除去
するBWR炉水浄化法に関する。
BWR原子力発電プラントの放射能低減は、炉
の定期検査時における人体への放射線被爆がある
ため、極めて重要な課題となつている。第１図は
従来のBWR原子力発電プラントの炉水の浄化フ
ローシートを示し、１は原子炉、２は蒸気タービ
ン、３は復水器、４は復水浄化器（イオン交換樹
脂塔）、５は復水ポンプ、６は復水熱交換器（昇
温）、７は炉水熱交換器（昇温）、８は炉水浄化器
（イオン交換樹脂塔）、９は炉水熱交換器（冷
却）、１０は炉水循環ポンプである。
の定期検査時における人体への放射線被爆がある
ため、極めて重要な課題となつている。第１図は
従来のBWR原子力発電プラントの炉水の浄化フ
ローシートを示し、１は原子炉、２は蒸気タービ
ン、３は復水器、４は復水浄化器（イオン交換樹
脂塔）、５は復水ポンプ、６は復水熱交換器（昇
温）、７は炉水熱交換器（昇温）、８は炉水浄化器
（イオン交換樹脂塔）、９は炉水熱交換器（冷
却）、１０は炉水循環ポンプである。
炉水中のコバルトは復水熱交換器６から原子炉
１に入る配管等から溶出し、原子炉１に持ち込ま
れて炉心で放射化されて放射性コバルトとなり、
再度炉容器及び配管に付着するので、放射性コバ
ルトの除去が必要となつてくる。現在、放射性コ
バルトの除去は、炉水循環ポンプ１０を有するル
ープから一部炉水を取り出し、管路１２を介して
炉水熱交換器９を通して、炉水の温度を一旦50〜
60℃に下げ、イオン交換樹脂を充填した炉水浄化
器８を通して、イオン交換により行なわれてい
る。浄化された炉水は炉水熱交換器７を通して炉
水温度に上げられた後管路１３を経て、管路１１
により原子炉１に戻される。
１に入る配管等から溶出し、原子炉１に持ち込ま
れて炉心で放射化されて放射性コバルトとなり、
再度炉容器及び配管に付着するので、放射性コバ
ルトの除去が必要となつてくる。現在、放射性コ
バルトの除去は、炉水循環ポンプ１０を有するル
ープから一部炉水を取り出し、管路１２を介して
炉水熱交換器９を通して、炉水の温度を一旦50〜
60℃に下げ、イオン交換樹脂を充填した炉水浄化
器８を通して、イオン交換により行なわれてい
る。浄化された炉水は炉水熱交換器７を通して炉
水温度に上げられた後管路１３を経て、管路１１
により原子炉１に戻される。
上述の炉水浄化法では、炉水を一旦50〜60℃に
下げるため、熱損失があり、炉水の処理量を大き
くとれないという欠点がある。又一面炉水中のコ
バルトはイオンとして存在し、このイオンの除去
には有機高分子イオン交換樹脂が優れているが、
耐熱性の点で劣り、100℃以上の熱水で分解がお
こり高温水での使用が不可能である。
下げるため、熱損失があり、炉水の処理量を大き
くとれないという欠点がある。又一面炉水中のコ
バルトはイオンとして存在し、このイオンの除去
には有機高分子イオン交換樹脂が優れているが、
耐熱性の点で劣り、100℃以上の熱水で分解がお
こり高温水での使用が不可能である。
ところで無機イオン交換体は耐熱性、耐放射性
の面で優れていることが知られており、本発明者
等はこの点に着目して、炉水浄化系への応用を検
討した結果、本発明を想到するに到つたものであ
る。
の面で優れていることが知られており、本発明者
等はこの点に着目して、炉水浄化系への応用を検
討した結果、本発明を想到するに到つたものであ
る。
すなわち、本発明の目的は高温水用の無機吸着
剤を使用して炉水の温度の昇降を行なうことな
く、炉水中の放射性コバルト等を除去するBWR
の炉水浄化法を提供するにある。
剤を使用して炉水の温度の昇降を行なうことな
く、炉水中の放射性コバルト等を除去するBWR
の炉水浄化法を提供するにある。
前記の目的を達成する本発明のBWRの炉水浄
化法はBWRの復水系の昇温熱交換器以降の系に
炉水温度に耐えるアルミナ担持酸化チタン吸着剤
を充填した充填塔を設け、該充填塔に少なくとも
100℃以上の炉水を通すことを特徴とする方法
（第一発明）であり、又BWRの炉水循環系のバイ
パス及び復水系の昇温熱交換器以降の系にそれぞ
れ炉水温度に耐えるアルミナ担持酸化チタン吸着
剤を充填した充填塔を設け、該充填塔に少なくと
も100℃の温度の炉水を通すことを特徴とする方
法（第二発明）である。
化法はBWRの復水系の昇温熱交換器以降の系に
炉水温度に耐えるアルミナ担持酸化チタン吸着剤
を充填した充填塔を設け、該充填塔に少なくとも
100℃以上の炉水を通すことを特徴とする方法
（第一発明）であり、又BWRの炉水循環系のバイ
パス及び復水系の昇温熱交換器以降の系にそれぞ
れ炉水温度に耐えるアルミナ担持酸化チタン吸着
剤を充填した充填塔を設け、該充填塔に少なくと
も100℃の温度の炉水を通すことを特徴とする方
法（第二発明）である。
本発明は基本的には第１図に示した従来法にお
ける復水系の昇温熱交換器６以降の系の管路１１
に直接無機吸着剤を充填した充填塔（以下単に充
填塔という）を設けることにより原子炉内に導入
されるコバルト量を減少させ、これにより従来法
の炉水温度を大幅に下げることによる熱損失を低
減することを可能にしたものである。そして無機
吸着剤としてアルミナ担持酸化チタン吸着剤のコ
バルトイオン吸着性が100℃以上の温度で特に優
れているという知見に基いてコバルトイオンの吸
着除去及び熱損失の低減を達成したものでであ
る。
ける復水系の昇温熱交換器６以降の系の管路１１
に直接無機吸着剤を充填した充填塔（以下単に充
填塔という）を設けることにより原子炉内に導入
されるコバルト量を減少させ、これにより従来法
の炉水温度を大幅に下げることによる熱損失を低
減することを可能にしたものである。そして無機
吸着剤としてアルミナ担持酸化チタン吸着剤のコ
バルトイオン吸着性が100℃以上の温度で特に優
れているという知見に基いてコバルトイオンの吸
着除去及び熱損失の低減を達成したものでであ
る。
本発明は図面を参照して具体的に説明すると、
第２図は第一発明のフローシートを示めしたもの
で、従来法における管路１１に充填塔１４を直接
設けたものであり、またこの方式に代り管路１１
に点線で示すバイパス１５を設け、これに充填塔
１４を設けた場合を示す。これにより従来法の炉
水循環系のバイパスに設けた炉水浄化器８を省略
できる。しかしながら必要により従来法の炉水循
環系を付設することを妨げるものではない。又従
来法における炉水循環系の管路１２をバイパス１
５に結合してもよい。
第２図は第一発明のフローシートを示めしたもの
で、従来法における管路１１に充填塔１４を直接
設けたものであり、またこの方式に代り管路１１
に点線で示すバイパス１５を設け、これに充填塔
１４を設けた場合を示す。これにより従来法の炉
水循環系のバイパスに設けた炉水浄化器８を省略
できる。しかしながら必要により従来法の炉水循
環系を付設することを妨げるものではない。又従
来法における炉水循環系の管路１２をバイパス１
５に結合してもよい。
第３図は第二発明のフローシートを示したもの
で、第一発明の管路１１に充填塔１４を設けたこ
とに付加して、従来法におけるバイパスの管路１
２〜１３において炉水熱交換器９（冷却用）、炉
水浄化器８及び炉水熱交換器７（昇温用）の代り
に充填塔１４″を設けることにより、熱損失なし
に放射性コバルトの除去効率を更に高めたもので
ある。
で、第一発明の管路１１に充填塔１４を設けたこ
とに付加して、従来法におけるバイパスの管路１
２〜１３において炉水熱交換器９（冷却用）、炉
水浄化器８及び炉水熱交換器７（昇温用）の代り
に充填塔１４″を設けることにより、熱損失なし
に放射性コバルトの除去効率を更に高めたもので
ある。
本発明において使用される吸着剤はアルミナ担
持酸化チタン吸着剤であり、少なくとも100℃以
上の炉水に接触した場合、固定床方式での使用に
耐え得る耐熱性及び機械的強度を有し、又特に高
温でコバルトを選択的に吸着する。更に炉水浄化
用吸着剤としては、吸着剤中に、炉水中に溶出す
る不純物、例えば塩素イオン及び硫酸イオン等が
存在しないことを要し、この観点からアルミナ担
持酸化チタン吸着剤はアルミニウムアルコキサイ
ド及びチタンアルコキサイドを原料化合物として
製造されたものが望ましい。
持酸化チタン吸着剤であり、少なくとも100℃以
上の炉水に接触した場合、固定床方式での使用に
耐え得る耐熱性及び機械的強度を有し、又特に高
温でコバルトを選択的に吸着する。更に炉水浄化
用吸着剤としては、吸着剤中に、炉水中に溶出す
る不純物、例えば塩素イオン及び硫酸イオン等が
存在しないことを要し、この観点からアルミナ担
持酸化チタン吸着剤はアルミニウムアルコキサイ
ド及びチタンアルコキサイドを原料化合物として
製造されたものが望ましい。
本発明においてアルミナ担持酸化チタン吸着剤
は後記のように100℃以上の高温においてその吸
着性がより低い温度の場合に比して増加するもの
で、復水熱交換器６を通過した昇温された炉水中
のコバルトの吸着に特に適することが認められ
た。
は後記のように100℃以上の高温においてその吸
着性がより低い温度の場合に比して増加するもの
で、復水熱交換器６を通過した昇温された炉水中
のコバルトの吸着に特に適することが認められ
た。
次に本発明を実施例についてその効果を明らか
にする。なお次の実施例は復水熱交換器を通過し
た炉水からコバルトの吸着を凝似実験により示す
ものである。
にする。なお次の実施例は復水熱交換器を通過し
た炉水からコバルトの吸着を凝似実験により示す
ものである。
実施例
(A) 吸着剤の製造
チタンイソプロポキシド（酸化チタンとしての
モル分率0.5）及びアルミニウムイソプロポキシ
ド（酸化アルミニウムとしてのモル分率0.5）を
それぞれ常温で水に加えて加水分解し、水洗した
後300〜400℃に加熱して酸化し、ボールミルで
140メツシユ以上に微粉化した。これを混合して
ニーダで圧密化し、次いで造粒した後、空気雰囲
下500℃で６時間加熱して吸着剤を製造した。
モル分率0.5）及びアルミニウムイソプロポキシ
ド（酸化アルミニウムとしてのモル分率0.5）を
それぞれ常温で水に加えて加水分解し、水洗した
後300〜400℃に加熱して酸化し、ボールミルで
140メツシユ以上に微粉化した。これを混合して
ニーダで圧密化し、次いで造粒した後、空気雰囲
下500℃で６時間加熱して吸着剤を製造した。
(B) コバルト除去
高温水のコバルト吸着実験はカラム流通法で行
ない、コバルトを含む水溶液の温度を280℃に保
つ場合は調圧弁で系の圧力を75Kg／cm2に保ち、入
口PH4.1（高温でのコバルトの加水分解のないPH
領域）、コバルト濃度3ppmの水溶液をチタン金
属製の予熱管を通して、１ｇの前記吸着剤をいれ
た内径10mmのチタン金属製カラムに8.6ml／分の
流速で７時間通液した。コバルトの吸着量は、吸
着剤をピロ硫酸カリウムで溶解して、希塩酸に溶
かし、原子吸光法でコバルトを分析して求めた。
ない、コバルトを含む水溶液の温度を280℃に保
つ場合は調圧弁で系の圧力を75Kg／cm2に保ち、入
口PH4.1（高温でのコバルトの加水分解のないPH
領域）、コバルト濃度3ppmの水溶液をチタン金
属製の予熱管を通して、１ｇの前記吸着剤をいれ
た内径10mmのチタン金属製カラムに8.6ml／分の
流速で７時間通液した。コバルトの吸着量は、吸
着剤をピロ硫酸カリウムで溶解して、希塩酸に溶
かし、原子吸光法でコバルトを分析して求めた。
第４図に酸化チタン−アルミナ系吸着剤の吸着
温度と、コバルト吸着量との関係を示す。第４図
から明らかなように100℃以下の温度でのコバル
ト吸着量は非常に少ない。一方100℃以上の温度
では、コバルト吸着量はほぼ直線的に増大し、炉
水温度付近の280℃では92μeq／ｇ−吸着剤であ
つた。これは室温の吸着量の約20倍であつた。
温度と、コバルト吸着量との関係を示す。第４図
から明らかなように100℃以下の温度でのコバル
ト吸着量は非常に少ない。一方100℃以上の温度
では、コバルト吸着量はほぼ直線的に増大し、炉
水温度付近の280℃では92μeq／ｇ−吸着剤であ
つた。これは室温の吸着量の約20倍であつた。
前記の実施例の結果に基いて実機の想定される
炉水の処理流量について必要なコバルト吸着容量
（但しコバルト濃度0.3ppb、吸着剤使用期間１
年、吸着剤の充填密度0.7とする）と吸着剤の容
積（m3）との関係を第５図に示す。110万Kw炉
の目標処理流量を900t／ｈとし、吸着剤を６m3使
用するとき、必要コバルト吸着容量は18μeq／
ｇ−吸着剤である。また46万Kw炉の場合、イオ
ン交換樹脂で除去している処理流量は150t／ｈで
あり必要な吸着容量は３μeq／ｇ吸着剤であ
る。しかしこれらの数値は吸着速度などの動的因
子は考慮されていない。イオン交換樹脂法では安
全係数をおおよそ５と見込んでいるので、実際
110万Kw炉に適用する場合の吸着剤の必要吸着
量は90〜100μeq／ｇ−吸着剤とみてよい。酸化
チタン−アルミナ系吸着剤のコバルト吸着容量は
この数値を十分満足しており、炉水浄化用の吸着
剤として十分に使用することができる。
炉水の処理流量について必要なコバルト吸着容量
（但しコバルト濃度0.3ppb、吸着剤使用期間１
年、吸着剤の充填密度0.7とする）と吸着剤の容
積（m3）との関係を第５図に示す。110万Kw炉
の目標処理流量を900t／ｈとし、吸着剤を６m3使
用するとき、必要コバルト吸着容量は18μeq／
ｇ−吸着剤である。また46万Kw炉の場合、イオ
ン交換樹脂で除去している処理流量は150t／ｈで
あり必要な吸着容量は３μeq／ｇ吸着剤であ
る。しかしこれらの数値は吸着速度などの動的因
子は考慮されていない。イオン交換樹脂法では安
全係数をおおよそ５と見込んでいるので、実際
110万Kw炉に適用する場合の吸着剤の必要吸着
量は90〜100μeq／ｇ−吸着剤とみてよい。酸化
チタン−アルミナ系吸着剤のコバルト吸着容量は
この数値を十分満足しており、炉水浄化用の吸着
剤として十分に使用することができる。
以上の説明から明らかなように本発明によれ
ば、復水系に直接アルミナ担持酸化チタン吸着剤
充填塔を設けることにより復水系昇温部の配管等
から溶出したコバルトの炉心持ち込み量が大幅に
低減できるので、放射性コバルトのレベルを低下
でき、又炉水循環系の処理は炉水温度で処理でき
るので従来方式の欠点であつた熱損失がないとい
う効果が達成される。
ば、復水系に直接アルミナ担持酸化チタン吸着剤
充填塔を設けることにより復水系昇温部の配管等
から溶出したコバルトの炉心持ち込み量が大幅に
低減できるので、放射性コバルトのレベルを低下
でき、又炉水循環系の処理は炉水温度で処理でき
るので従来方式の欠点であつた熱損失がないとい
う効果が達成される。
第１図はBWRの従来の炉水浄化法のフローシ
ート、第２図は第一発明の炉水浄化法のフローシ
ート、第３図は第二発明の炉水浄化法のフローシ
ート、第４図はアルミナ担持酸化チタン吸着剤の
吸着温度とコバルト吸着容量との関係を示すグラ
フ、第５図は各種処理流量について吸着剤の容積
と必要なコバルト吸着容量との関係を示すグラフ
である。 図中、１……原子炉、２……蒸気タービン、３
……復水器、４……復水浄化器、５……復水ポン
プ、６……復水熱交換器（昇温）、７……炉水熱
交換器（昇温）、８……炉水浄化器、９……炉水
熱交換器（冷却）、１０……炉水循環ポンプ、１
１……復水系管路、１２，１３……循環系管路バ
イパス、１４，１４′，１４″……無機吸着剤充填
塔、１５……復水系バイパス。
ート、第２図は第一発明の炉水浄化法のフローシ
ート、第３図は第二発明の炉水浄化法のフローシ
ート、第４図はアルミナ担持酸化チタン吸着剤の
吸着温度とコバルト吸着容量との関係を示すグラ
フ、第５図は各種処理流量について吸着剤の容積
と必要なコバルト吸着容量との関係を示すグラフ
である。 図中、１……原子炉、２……蒸気タービン、３
……復水器、４……復水浄化器、５……復水ポン
プ、６……復水熱交換器（昇温）、７……炉水熱
交換器（昇温）、８……炉水浄化器、９……炉水
熱交換器（冷却）、１０……炉水循環ポンプ、１
１……復水系管路、１２，１３……循環系管路バ
イパス、１４，１４′，１４″……無機吸着剤充填
塔、１５……復水系バイパス。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 軽水沸騰水型原子炉の復水系の昇温熱交換器
以降の系に炉水温度に耐えるアルミナ担持酸化チ
タン吸着剤を充填した充填塔を設け、該充填塔に
少なくとも100℃以上の炉水を通すことを特徴と
する軽水沸騰水型原子炉の炉水浄化法。 ２ 軽水沸騰型原子炉の炉水循環系のバイパス及
び復水系の昇温熱交換器以降の系にそれぞれ炉水
温度に耐えるアルミナ担持酸化チタン吸着剤を充
填した充填塔を設け、該充填塔に少なくとも100
℃の温度の炉水を通すことを特徴とする軽水沸騰
水型原子炉の炉水浄化法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55115904A JPS5740692A (en) | 1980-08-25 | 1980-08-25 | Method of cleaning reactor water of bwr type reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55115904A JPS5740692A (en) | 1980-08-25 | 1980-08-25 | Method of cleaning reactor water of bwr type reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5740692A JPS5740692A (en) | 1982-03-06 |
| JPS6145198B2 true JPS6145198B2 (ja) | 1986-10-07 |
Family
ID=14674080
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55115904A Granted JPS5740692A (en) | 1980-08-25 | 1980-08-25 | Method of cleaning reactor water of bwr type reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5740692A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0376699A (ja) * | 1989-08-11 | 1991-04-02 | Leonhard Kurz Gmbh & Co | 模様付転写箔 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011095280A (ja) * | 2011-02-18 | 2011-05-12 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 沸騰水型原子力プラント |
-
1980
- 1980-08-25 JP JP55115904A patent/JPS5740692A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0376699A (ja) * | 1989-08-11 | 1991-04-02 | Leonhard Kurz Gmbh & Co | 模様付転写箔 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5740692A (en) | 1982-03-06 |
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