JPS62233796A - 原子力プラントの放射能低減方法及び原子力プラント - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明はＢＷＲ原子力プラントの放射能低減に係り、特
に、ニッケル成分と含む冷却水の放射化とニッケル溶出
を防止するに好適な鉄成分注入法に関する。

〔従来の技術〕

原子力プラントの給水に鉄成分を注入する方法と２機能
上類似の方法が検討されている。その方法は復水クラッ
ドを浄化する段階で浄化装置の性能低下、あるいは、浄
化しないで供給する方法である。この方法はニッケル成
分をフェライト化するのに適した鉄成分とはならない場
合が多い、何故なら、クラッド中にはＦ　ｅ　ｚｏａ＋
　Ｆ　ｅ　ａｏｔ等の結晶質が多く、これらがフェライ
トになるには特殊な条件を必要とする。

〔発明が解決しようとする問題点〕

ＢＷＲ型原子力発電プラントでは運転年数に応じて原子
炉周辺の機器、配管等に放射能が蓄積され□る危険性が
大きい。放射能上昇の主たる原因は一次冷却水中の鉄ク
ラツドと称する鉄酸化物を主体とする腐食生成物が原子
炉燃料棒表面に付着して、ここで熱中性子照射により付
着物の一部が放射性核種に変換する。これが剥離すると
原子炉廻りの配管１機器に付着して表面線量率の増大を
もたらす、これらの放射能の低減を図るために、いくつ
かの対策がとられている。その一つに、−次冷却水中の
鉄クラツドを除去するために濾過脱塩器、脱塩器等を設
置して浄化する方法がある。ところが、これらの浄化装
置でクラッドを除去しても原子炉に入る前の給水ヒータ
から溶出した不純物は原子炉に送り込まれることになる
。給水ヒータからの溶出物はＮ１ｅＦｅ等のイオンが多
いとされている。これらの成分の比、形態の差異により
、原子炉に入ると燃料棒表面での付着物の形態が異なり
、熱中性子による放射化と溶解性が異なってくる。すな
わち、Ｎｉイオンが多い場合にはＮｉＯ成分となる。Ｎ
ｉイオンが不足している場合にはＮｉイオンＦｅイオン
、あるいは、鉄酸化物とスピネル結合によりフェライト
化物を形成する。このＮｉＯとＮｉフェライトの溶解度
はＮｉＯが非常に大きい、従って、給水中Ｎｉイオンが
多くなるとＮｉＯの形成から放射化によりＣｏ　−５８
として溶出する。

以上の問題に対して、Ｎｉイオンと反応させるＦｅ成分
を添加してＮｉを安定なものにする方法と、さらに、Ｎ
ｉイオンの給水ヒータからの溶出を防止することが効果
的である。そこで、Ｎｉイオンを固定と給水ヒータ伝熱
管からのＮｉ溶出を抑制することを目的に外部よりＦｅ
イオンを添加して対処する。

〔問題点を解決するための手段〕

本発明による方法は、原子炉燃料棒表面でのＮｉイオン
と鉄クラツドの付着と、その後の放射化、さらには、付
着物の溶解、剥離から再付着する放射能上昇機構に対し
て、燃料棒表面上での鉄クラツドの形態を不溶性にする
ための操作に係わる。すなわち、原子炉に供給される給
水中の金属イオン、特に、放射性核種となる元素、例え
ば。

Ｎｉイオンを鉄成分と反応させてマグネタイト。

フェライトの鉄酸化物を生成させて溶解速度を小さくす
る。鉄成分にはＮｉイオンと反応しゃすいＦｅイオン、
Ｆ　ｅ　（ＯＨ）ｚ、　Ｆ　ｅ　（ＯＩ−Ｉ）８ｙＦｅ
ＯＯＨ等のイオンと水酸化物が効果を有する。

この成分の供給には注入量の制御と共存イオンを含まな
い鉄電極と還元雰囲気で電解する方法をとる。

〔作用〕

鉄成分の注入は原子炉に入る給水に注入される。

注入位置は給水ヒータの前と後の間にする。これにより
給水ヒータ前に注入する場合には、ヒータの伝熱管内面
に鉄成分が付着して伝熱管の腐食特にＮｉイオンの溶出
を防止する作用がある。その後、給水中のＮｉイオンと
反応するのに必要な鉄成分との間でフェライト化反応が
給水中、あるいは、燃料棒表面で起こる。これにより炉
水中でＮｉイオンが放射化されてもほとんど溶解するこ
となく燃料棒表面に付着して残っている。従って、放射
化された成分が溶解あるいは剥離して配管系に付着しな
くなる。

〔実施例〕

本発明を説明する。まず、原子力プラントの鉄成分注入
装置を備えた一次冷却水系統を第１図に示す、原子炉１
で発生した蒸気はタービン２を作動させた後、復水器３
で冷却して復水４となる。

この復水４を給水ヒータ５で順次加温して給水６として
再び原子炉１に戻す。一方、−次冷却水中の放射能上昇
をもたらす鉄クラツド並びに金属イオンの除去には、復
水中では復水器３後で濾過脱塩器７、脱塩器８で浄化さ
れる。また、原子炉内の冷却水はその一部を復水と同じ
ように温度を下げて濾過脱塩器９、脱塩器１０で浄化さ
れる。このような冷却水系統と浄化系統をもつ現有のプ
ラントで、給水ヒータの前、あるいは、後の間に鉄成分
供給装置１１からの鉄成分を注入する管１２を備えてい
る。この鉄成分注入装置からの鉄成分は鉄イオン、水酸
化第一鉄（Ｆ　ｅ　（ＯＨｚ））　−γ−ＦｅＯＯＨ（
オキシ水酸化鉄）がよく、注入位置により効果が異なる
。すなわち、給水ヒータ前に注入すると、鉄成分がヒー
タの伝熱面に一部付着して伝熱管からのＮｉイオン溶出
を抑制する作用がある。他方、給水ヒータ後に注入する
場合には、原子炉内に供給された鉄成分が供水ヒータ管
より溶出したＦｅｖＮｘの各イオンと炉内の環境下で反
応してマグネタイト、あるいは、Ｎｉフェライトのスピ
ネル化合物として燃料棒表面に付着する、これらの酸化
物は鉄成分を供給しない時に形成するＮ　ｉ　Ｏ、α−
Ｆｅｚｅｓ酸化物よりも溶解速度が非常に小さく緻密層
となる。それ故、溶解、あるいは、剥離しにくいので酸
化物が放射化されても再溶解することなく、炉周辺の配
管への付着も小さく放射線線量も小さくなる。なお、給
水ヒータ前に鉄成分を供給してもヒータ伝熱面への被覆
だけでなく大部分の鉄成分は炉内に入り前述のスピネル
化合物を形成して放射化を抑制する作用も併せもつ。

次に、鉄成分注入に対する放射能上昇抑制に対する効果
を実証した実施例について述べる。

まず、燃料集合体の表面での付着物の溶解に係わる酸化
物の溶解性についての実験結果を述べる。

実験は原子炉内の炉水温度と溶存酸素を調整した純水を
オートクレーブに入れ各酸化物の溶解速度を求めた。酸
化物は粉末試薬のへマタイト（α−ＦｅｚＯａ）ｅ酸化
ニッケル（ＮｉＯ）、ニッケルフェライト（ＮｉＯＦｅ
ｚＯａ）の三種類で、それぞれの平均粒径は５μｍであ
る。６００ｍＡの純水を加温し、２８０℃になった所で
各試薬を６０１１Ｉｇ添加して一定時間毎のサンプリン
グから溶解量を求めた。液中の溶存酸素はオートクレー
ブ気相部の酸素ガス分圧調整により１５０〜２００ＰＰ
ｂにした。結果を第２図に示す、同図には各試薬の溶解
イオン量を対数で表わしている。溶解量はα−Ｆｅｘｏ
ｓ＞Ｎｉ０ＷＮｉフエライトの順であり。

Ｎｉフェライトの溶解量が他の二成分に比べて小さい、
この溶解量の差については、Ｎｉフェライトの結合から
考えると、ＦｅｘＯδとＮｉＯが結合してできたもので
あり、その構造はＮｉｚ＋イオンとＦｅ３＋イオンのス
ピネル結合で形成されており。

Ｆｅ”＋イオンが溶解しにくいことによる。この他・に
もフェライトも同じスピネル構造のマグネタイト（Ｆｅ
ｚＯ４）も溶解量の小さいことがわかってい、。従って
、鉄酸化物の中でＦｃ３０４と、Ｎｉ０ＦｅｚＯＢは結
合が安定で溶解速度が小さい成分と云える。

次に、Ｎｉフェライトを形成する鉄酸化物の種類につい
ての実験結果を述べる。実験は原子炉内の炉水温度と溶
存酸素を調整した純水に各種の鉄酸化物と、Ｎｉイオン
を入れてここでの反応時間に対するＮｉフェライトの生
成特性を追跡した。

鉄酸化物としてＦ　ｅ　ｓｏｂ、　ａ　−Ｆ　ｅ　ｚｏ
ａ＊Ｆｅ○ＯＨ、ａ　−Ｆ　ｅ　ＯＯＨ、Ｙ　　Ｆ　ｅ
○○Ｈ等を用いた。ＮｉイオンにはＮ１５Ｏ番溶液を用
いて。

Ｆｅに対して当量添加した。ｐＨの調整には、Ｎ　ａ　
ＯＨ液を用いてｐＨ６〜８にした。反応条件は、温度２
８０’Ｃ１溶存酸素濃度１５０〜２００ＰＰｂである。

まず”／−ＦｅＯＯ）ｉ　に対するＮｉフェライト生成
率とγ−ＦｅＯＯＨの濃度変化を第３１ｉ！！Ｉに示す
、同図よりわかるように反応時間とともにγ−ＦｅＯＯ
Ｈが減少してＮｉフェライトが生′成して、５ｈ程度で
フェライト生成率が飽和する傾向を示す、これはγ−Ｆ
　ｅ　ＯＯＨ粒子の表面から反応が進み内部まで結晶化
が進むのに時間のかかることを表わしている０次に、各
種鉄酸化物のＮｉフェライト化反応とその反応率を第４
図に示す、ここでは反応開始後、三時間後のフェライト
化率を示している。同図からＮｉフェライトを生成する
成分は’Ｉ　−ＦｅＯＯＨ、ＦｅＯＯＨに限定されるこ
とがわかる。これは他の成分Ｆｅａｓｔ。

α−Ｆｅａｒｓのような安定した結晶ではＮｉスピネル
反応が起こらないことによる。従って、Ｎｉフェライト
生成にはこの成分の他にＦｅ（ＯＩ４）ｚ。

Ｆｅ（ＯＨ）ｓとＦｅイオンがよいと云うことができる
。

本発明は、Ｇｏ−５８等の放射能成分の生成を抑制する
ためにＦｅイオンを主体とするフェライト生成による不
溶性酸化物の生成に関するものである。不溶性酸化物の
生成にはＦｅ成分だけでなくクロム（Ｃｒ）ｌｉｉ分の
注入も考えられる。この成分の固定基準は三価金属イオ
ンになりうるもので固定される二価金属成分とスピネル
構造を形成するものであればよい、また、スピネル形成
反応水質因子からみると低いｐＨの方が反応速度が大き
くなる。本発明では実用的な観点よりｐ　Ｈ５〜８とし
たが腐食を考慮しないのであればｐｉＩは３以上でもよ
い。

一方、Ｆｅ成分の注入位置を給水ヒータの前後としてい
るが、さらに、多くの位置からの注入も考えられる。注
入におけるノズルも管内が管壁でよい。

〔発明の効果〕

本発明によれば、原子炉給水にＮｉイオン量に見合った
鉄イオンを主体とする鉄成分を注入することにより給水
ヒータの伝熱面の酸化皮膜形成による金属イオン溶出の
防止と鉄酸化物の不溶化を図る。これにより、放射能成
分の溶解を抑制して、原子炉周辺の炉水の接木部での放
射能の蓄積を抑制することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の原子力プラントの系統図、
第２図は高温水中での鉄酸化物の溶解性の比較結果図、
第３図は鉄酸化物からＮｉフェライト生成特性図、第４
図はＮｉフェライトを生成する鉄酸化物の成分との関係
を表わした図である。 １・・・原子炉。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、ＢＷＲ原子力プラントの冷却水の脱塩装置後から原
   子炉までの範囲に、冷却水中のＮｉ成分量に対して鉄成
   分を１．５〜５倍モルの割合で添加してフェライト化合
   物を生成することを特徴とする原子力プラントの放射能
   低減方法。 ２、特許請求の範囲第１項において、 前記冷却水中の溶存酸素濃度を０〜５０ｐｐｂに設定し
   てフェライト化を促進することを特徴とする原子力プラ
   ントの放射能低減方法。 ３、特許請求の範囲第１項において、 前記冷却水のｐＨを５〜８に設定することを特徴とする
   原子力プラントの放射能低減方法。 ４、特許請求の範囲第１項において、 前記鉄成分として、鉄イオン、水酸化鉄、オキシ水酸化
   鉄の少なくとも一つ以上を含むことを特徴とする原子力
   プラントの放射能低減方法。 ５、特許請求の範囲第１項において、 前記冷却水へのＦｅ注入の位置は給水ヒータの前と前記
   原子炉に入る前の間とすることを特徴とする原子力プラ
   ントの放射能低減方法。 ６、特許請求の範囲第１項において、前記冷却水中への
   Ｆｅ成分の注入はＮｉ成分を検出してこれに見合う注入
   量を自動制御することを特徴とする原子力プラントの放
   射能低減方法。