JPS6193996A - 原子力発電プラントの放射能低減方法 - Google Patents
原子力発電プラントの放射能低減方法Info
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- JPS6193996A JPS6193996A JP59215129A JP21512984A JPS6193996A JP S6193996 A JPS6193996 A JP S6193996A JP 59215129 A JP59215129 A JP 59215129A JP 21512984 A JP21512984 A JP 21512984A JP S6193996 A JPS6193996 A JP S6193996A
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- Japan
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- reactor
- zinc
- power plant
- nuclear power
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- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of 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］
本発明は特に、原子炉一次系統水中の亜鉛（Ｚｎ）１１
度を制御する原子力発電プラントの放射能低減方法に関
する。
度を制御する原子力発電プラントの放射能低減方法に関
する。
［発明の技術的背景とその問題点１
一般に水冷却型原子力発電プラントでは、原子炉系等の
一次系統水中でＭ製したＦｅ、Ｎｉ、ＧＯ等の腐蝕生成
物（以下、ＣＰと称する）が原子炉内で放射化し、”Ｆ
ｅＳ ”Ｇｏ、ｉＢ Ｃ□等の放射化腐蝕生成物（以下
、ＡＣＰど称する）となっていた。このＡＣＰが炉心外
配管の腐蝕酸化皮膜中にとりこまれ、配管ＦＡＩＪｉ率
を増大させ、原子力発電プラントの運転員および定検工
事の作業員の放射線被曝の原因となっていた ［発明の目的］ 本発明の目的は、上述の欠点を除くためになされたもの
で、ＡＣＰの炉心外配管へのとりこみを減少し、原子力
発電プラントの運転員等の放射線被曝線量を低減するこ
とができる原子力発電プラントの放射能低減方法を提供
することにある。
一次系統水中でＭ製したＦｅ、Ｎｉ、ＧＯ等の腐蝕生成
物（以下、ＣＰと称する）が原子炉内で放射化し、”Ｆ
ｅＳ ”Ｇｏ、ｉＢ Ｃ□等の放射化腐蝕生成物（以下
、ＡＣＰど称する）となっていた。このＡＣＰが炉心外
配管の腐蝕酸化皮膜中にとりこまれ、配管ＦＡＩＪｉ率
を増大させ、原子力発電プラントの運転員および定検工
事の作業員の放射線被曝の原因となっていた ［発明の目的］ 本発明の目的は、上述の欠点を除くためになされたもの
で、ＡＣＰの炉心外配管へのとりこみを減少し、原子力
発電プラントの運転員等の放射線被曝線量を低減するこ
とができる原子力発電プラントの放射能低減方法を提供
することにある。
［発明の概要］
この目的を達成するため、本発明の原子力発電プラント
の放射能低減方法は、原子炉一次系、例えば給水加熱器
の炭素鋼部分に溶融亜鉛メッキなどを施して、原子炉内
に亜鉛（Ｚｎ）を供給し、ＰＬＲＩＳｉｌ！管等の腐蝕
酸化皮膜の内層のＦｅ５０＋と反応してＦｅ ２ Ｚｎ
０４を形成し、酸化皮膜への６０ＣＯ１′６ＣＯの取
り込みを減少させることによって放射能の発生を抑制す
ることにある。
の放射能低減方法は、原子炉一次系、例えば給水加熱器
の炭素鋼部分に溶融亜鉛メッキなどを施して、原子炉内
に亜鉛（Ｚｎ）を供給し、ＰＬＲＩＳｉｌ！管等の腐蝕
酸化皮膜の内層のＦｅ５０＋と反応してＦｅ ２ Ｚｎ
０４を形成し、酸化皮膜への６０ＣＯ１′６ＣＯの取
り込みを減少させることによって放射能の発生を抑制す
ることにある。
［発明の実施例］
以下、本発明の方法を沸ＦＩＮ水型原子炉（以下ＢＷＲ
と称する）を一実施例として、図面を参照して説明する
。
と称する）を一実施例として、図面を参照して説明する
。
第１図において、原子炉圧力容器１で発生した蒸気は、
主蒸気配管２を流れて高圧タービン３に供給される。こ
の高圧タービン３でタービン翼を回転した蒸気は、湿分
分離器４で余剰湿分が除去され、低圧タービン５に供給
される。この低圧タービン５を駆動した蒸気は主復水器
６に流入し、凝縮されると共に脱気されて主復水器６の
ホットウェル６−に溜る。このホットウェル６′に溜っ
た復水は、低圧復水ポンプ７により復水配管８を通って
、復水濾過器９、復水脱塩塔１０に送られ濾過脱塩され
る。
主蒸気配管２を流れて高圧タービン３に供給される。こ
の高圧タービン３でタービン翼を回転した蒸気は、湿分
分離器４で余剰湿分が除去され、低圧タービン５に供給
される。この低圧タービン５を駆動した蒸気は主復水器
６に流入し、凝縮されると共に脱気されて主復水器６の
ホットウェル６−に溜る。このホットウェル６′に溜っ
た復水は、低圧復水ポンプ７により復水配管８を通って
、復水濾過器９、復水脱塩塔１０に送られ濾過脱塩され
る。
この濾過脱塩された復水は、高圧復水ポンプ１１によっ
て、給水配管１２を介して給水加熱器１３に供給される
。この給水加熱器１３で加熱された給水は、給水ポンプ
１４によって給水配管１２−を介して原子炉圧力容器１
に供給される。
て、給水配管１２を介して給水加熱器１３に供給される
。この給水加熱器１３で加熱された給水は、給水ポンプ
１４によって給水配管１２−を介して原子炉圧力容器１
に供給される。
この原子炉圧力容器１に供給された給水は、原子炉再循
環系（ＰＬＲ）配管１５で原子炉内を循環し、一部原子
炉浄化（ＣＵＷ）系配管１６に分流され、原子炉冷却材
浄化器１７によって浄化される。
環系（ＰＬＲ）配管１５で原子炉内を循環し、一部原子
炉浄化（ＣＵＷ）系配管１６に分流され、原子炉冷却材
浄化器１７によって浄化される。
本発明の放射能低減方法は上記のような構成のＢＷＲに
おいて、第２図に示す給水加熱器１３の給水接水部１８
の炭素鋼部分に溶融亜鉛メッキ１つを施すものである。
おいて、第２図に示す給水加熱器１３の給水接水部１８
の炭素鋼部分に溶融亜鉛メッキ１つを施すものである。
なお、亜鉛メッキ１９の代りに炭素鋼の表面に亜鉛板を
張ること、ジンクリッチブライマーなどを塗布してもよ
い。
張ること、ジンクリッチブライマーなどを塗布してもよ
い。
また、主復水器６のホットウェル６−の接水部に溶融亜
鉛メッキあるいは、ジンクリッチブライマーの塗布を実
施することもできる。
鉛メッキあるいは、ジンクリッチブライマーの塗布を実
施することもできる。
一般にＢＷＲの一次系におけるＦｅ −ＣＰの主たる発
生源の一つは主復水器内のホットウェル６′であり、そ
のホットウェル６′に溶融亜鉛メッキなどを実施するこ
とにより、その発生を大幅に低減できる。
生源の一つは主復水器内のホットウェル６′であり、そ
のホットウェル６′に溶融亜鉛メッキなどを実施するこ
とにより、その発生を大幅に低減できる。
また、ＢＷＲの一次系におけるＧｏ −ＣＰの主たる発
生源は給水加熱器１３のヒータチューブ２０等のＳＵＳ
材、タービン翼のステライトであり、復給水系で発生し
、原子炉に持ち込まれたＣ０−ＣＰは、Ｆｅ −ＣＰと
共に大部分が燃料棒表面に付着し、中性子照射されて６
ｏＣＯ−ＡＣＰとなる。
生源は給水加熱器１３のヒータチューブ２０等のＳＵＳ
材、タービン翼のステライトであり、復給水系で発生し
、原子炉に持ち込まれたＣ０−ＣＰは、Ｆｅ −ＣＰと
共に大部分が燃料棒表面に付着し、中性子照射されて６
ｏＣＯ−ＡＣＰとなる。
このＣ０−ＡＣＰは炉水中ＣＯとの同位体交換および出
力変動時のような燃料棒の熱変動をきたす過渡状態に炉
水中に放出される。この炉水中に放出された”Ｇｏ−Ａ
ＣＰは第３図に示めしたようにＰＬＲ配管等に炉心外の
配管の腐蝕酸化皮膜中２１に取り込まれる。
力変動時のような燃料棒の熱変動をきたす過渡状態に炉
水中に放出される。この炉水中に放出された”Ｇｏ−Ａ
ＣＰは第３図に示めしたようにＰＬＲ配管等に炉心外の
配管の腐蝕酸化皮膜中２１に取り込まれる。
この腐蝕酸化皮膜は、ヘマタイト（α−Ｆｅｚ０３）か
らなる外層２２とスピネル構造をもつマグネタイト（Ｆ
ｅ ３０４ ）の内層２３で構成されており、Ｃｏ −
ＡＣＰは主に内層２３のマグネタイト中に取り込まれて
いる。この内層２３に取り込まれた”Ｇｏはマグネタイ
ト中のＣＯと置換し、濃縮してゆきＰＬＲ配管等の線量
率を増大させている。
らなる外層２２とスピネル構造をもつマグネタイト（Ｆ
ｅ ３０４ ）の内層２３で構成されており、Ｃｏ −
ＡＣＰは主に内層２３のマグネタイト中に取り込まれて
いる。この内層２３に取り込まれた”Ｇｏはマグネタイ
ト中のＣＯと置換し、濃縮してゆきＰＬＲ配管等の線量
率を増大させている。
以上述べたＧｏ−ＣＰによる炉心外配管線ｍ率の増大メ
カニズムに本発明の放射能低減方法を適用すると、給水
加熱器内の溶融亜鉛メッキ等より溶出されたＺｎは、Ｃ
ｏ −ＣＰと共に原子炉内に持ち込まれる。この原子炉
内に持ち込まれたＺｎは、前記炉心外の配管の腐蝕酸化
皮膜のマグネタイト（Ｆｅ３０＊）と反応し、Ｚｎを取
りこんだＦｅ ２ Ｚｎ ０４というう形の酸化皮膜を
形成する。
カニズムに本発明の放射能低減方法を適用すると、給水
加熱器内の溶融亜鉛メッキ等より溶出されたＺｎは、Ｃ
ｏ −ＣＰと共に原子炉内に持ち込まれる。この原子炉
内に持ち込まれたＺｎは、前記炉心外の配管の腐蝕酸化
皮膜のマグネタイト（Ｆｅ３０＊）と反応し、Ｚｎを取
りこんだＦｅ ２ Ｚｎ ０４というう形の酸化皮膜を
形成する。
この酸化皮膜は第４図に示すようにＺｎ含有率が増大す
ると一次系配管の線量を低減する効果がある。これはマ
グネタイト中に生成したＦｅ２ＺｎＯ４がＣｏ −ＡＣ
Ｐ等の取り込みを減少させるためと考えられる。
ると一次系配管の線量を低減する効果がある。これはマ
グネタイト中に生成したＦｅ２ＺｎＯ４がＣｏ −ＡＣ
Ｐ等の取り込みを減少させるためと考えられる。
［発明の効果］
以上述べたように、本発明にかかわる原子力発電プラン
トの放射能低減方法は、−次系統水中に７ｎ発生手段を
設け、炉心外の配管へのｌ＋Ｉ ＣＯの取り込みを減少
させるため、−次系配管の線量率が低くなり、運転員お
よび定検時の作業員の放射線被曝線量を低減することが
できる。
トの放射能低減方法は、−次系統水中に７ｎ発生手段を
設け、炉心外の配管へのｌ＋Ｉ ＣＯの取り込みを減少
させるため、−次系配管の線量率が低くなり、運転員お
よび定検時の作業員の放射線被曝線量を低減することが
できる。
また、本発明の方法はＦｅ−ＣＰの主たる発生源である
主復水器内ホットウェルに溶融亜鉛メッキ等を施してい
るため、Ｆ（４−ＣＰの発生を大幅に減少でき、復水濾
過器の負荷を低減することができる。
主復水器内ホットウェルに溶融亜鉛メッキ等を施してい
るため、Ｆ（４−ＣＰの発生を大幅に減少でき、復水濾
過器の負荷を低減することができる。
従って、本発明の方法は、濾過器の粉末イオン交ＰＪ！
樹脂の使用量が減少し、プラント廃棄物量を大幅に低減
することができる。
樹脂の使用量が減少し、プラント廃棄物量を大幅に低減
することができる。
第１図は本発明に係わる放射能低減方法を適用する原子
力発電プラントの実施例を示す系統図、第２図は本発明
の方法を適用する給水加熱器を示づ一断面図、第３図は
ガｊ心外配管の腐蝕醇化皮膜を示す概念図、第４図は酸
化皮膜中の７ｎ含有率と一次系配管線量率との関係を示
づ曲線図である。 １・・・・・・・・・原子炉圧力容器 ２・・・・・・・・・主蒸気配管 ３・・・・・・・・・高圧タービン ４・・・・・・・・・湿分分離器 ５・・・・・・・・・低圧タービン ６・・・・・・・・・主復水器 ７・・・・・・・・・低圧復水ポンプ ８・・・・・・・・・復水配管 ９・・・・・・・・・復水濾過器 １０・・・・・・・・・復水脱塩器 １１・・・・・・・・・高圧復水ポンプ１２・・・・・
・・・・給水配管 １３・・・・・・・・・給水加熱器 ゴ４・・・・・・・・・給水ポンプ １５・・・・・・・・・原子炉再循環系１６・・・・・
・・・・浄化系配管 １７・・・・・・・・・原子炉冷却材浄化器１８・・・
・・・・・・給水接水部 １９・・・・・・・・・亜鉛メッキ ２０・・・・・・・・・ヒータチューブ２１・・・・・
・・・・腐蝕酸化皮膜 ２２・・・・・・・・・外 層 ２３・・・・・・・・・内 層 代理人弁理士 則 近 惠 佑 （ほか１名） 第２図 寺径、水、瓜口 第３図 ＦｅｘＯ＊ 第４図
力発電プラントの実施例を示す系統図、第２図は本発明
の方法を適用する給水加熱器を示づ一断面図、第３図は
ガｊ心外配管の腐蝕醇化皮膜を示す概念図、第４図は酸
化皮膜中の７ｎ含有率と一次系配管線量率との関係を示
づ曲線図である。 １・・・・・・・・・原子炉圧力容器 ２・・・・・・・・・主蒸気配管 ３・・・・・・・・・高圧タービン ４・・・・・・・・・湿分分離器 ５・・・・・・・・・低圧タービン ６・・・・・・・・・主復水器 ７・・・・・・・・・低圧復水ポンプ ８・・・・・・・・・復水配管 ９・・・・・・・・・復水濾過器 １０・・・・・・・・・復水脱塩器 １１・・・・・・・・・高圧復水ポンプ１２・・・・・
・・・・給水配管 １３・・・・・・・・・給水加熱器 ゴ４・・・・・・・・・給水ポンプ １５・・・・・・・・・原子炉再循環系１６・・・・・
・・・・浄化系配管 １７・・・・・・・・・原子炉冷却材浄化器１８・・・
・・・・・・給水接水部 １９・・・・・・・・・亜鉛メッキ ２０・・・・・・・・・ヒータチューブ２１・・・・・
・・・・腐蝕酸化皮膜 ２２・・・・・・・・・外 層 ２３・・・・・・・・・内 層 代理人弁理士 則 近 惠 佑 （ほか１名） 第２図 寺径、水、瓜口 第３図 ＦｅｘＯ＊ 第４図
Claims (3)
- （１）核加熱により蒸気を発生し、発電を行なう水冷却
型原子力発電プラントにおいて、原子炉一次系に亜鉛発
生手段を設け、原子炉内に亜鉛を供給することを特徴と
する原子力発電力プラントの放射能低減方法。 - （２）原子炉一次系の給水加熱器内には亜鉛メッキ、亜
鉛塗装あるいは亜鉛板が施されており原子炉内に亜鉛を
供給することを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
原子力発電プラントの放射能低減方法。 - （３）原子炉一次系の主復水器の接水部には亜鉛メッキ
、亜鉛塗装あるいは亜鉛板が施されて原子炉内に亜鉛を
供給することを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
原子力発電プラントの放射能低減方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59215129A JPS6193996A (ja) | 1984-10-16 | 1984-10-16 | 原子力発電プラントの放射能低減方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59215129A JPS6193996A (ja) | 1984-10-16 | 1984-10-16 | 原子力発電プラントの放射能低減方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6193996A true JPS6193996A (ja) | 1986-05-12 |
Family
ID=16667198
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59215129A Pending JPS6193996A (ja) | 1984-10-16 | 1984-10-16 | 原子力発電プラントの放射能低減方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6193996A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6388499A (ja) * | 1986-08-27 | 1988-04-19 | ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ | 水冷形原子炉における放射性コバルト沈着の防止 |
| US4992232A (en) * | 1987-08-31 | 1991-02-12 | General Electric Company | Method to control N-16 radiation levels in steam phase BWRs |
| US6314153B1 (en) * | 1997-09-09 | 2001-11-06 | Siemens Aktiengesellschaft | Process for introducing zinc into a water-containing component of the primary system of a nuclear power plant |
-
1984
- 1984-10-16 JP JP59215129A patent/JPS6193996A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6388499A (ja) * | 1986-08-27 | 1988-04-19 | ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ | 水冷形原子炉における放射性コバルト沈着の防止 |
| US4759900A (en) * | 1986-08-27 | 1988-07-26 | General Electric Company | Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors |
| US4992232A (en) * | 1987-08-31 | 1991-02-12 | General Electric Company | Method to control N-16 radiation levels in steam phase BWRs |
| US6314153B1 (en) * | 1997-09-09 | 2001-11-06 | Siemens Aktiengesellschaft | Process for introducing zinc into a water-containing component of the primary system of a nuclear power plant |
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