JP3097712B2 - ホウ酸濃度制御方法 - Google Patents
ホウ酸濃度制御方法Info
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- G21C7/22—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of a fluid or fluent neutron-absorbing material, e.g. by adding neutron-absorbing material to the coolant
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Description
【０００１】
【発明の技術分野】本発明は、ホウ素−１０対ホウ素−
１１の同位体原子比が天然に生成するホウ酸溶液中に見
られるような１９.８：８０.２よりも大きい濃縮ホウ酸
溶液を用いる原子炉制御系に関するものである。本発明
は、出力運転中の原子炉一次冷却材溶液として濃縮ホウ
酸溶液を用い、そして燃料交換目的には天然ホウ酸溶液
を用いて、燃料交換後の原子炉冷却材系に必要な補給用
濃縮ホウ酸溶液の量が最小であるようにする原子炉プラ
ントの運転に関するものである。
１１の同位体原子比が天然に生成するホウ酸溶液中に見
られるような１９.８：８０.２よりも大きい濃縮ホウ酸
溶液を用いる原子炉制御系に関するものである。本発明
は、出力運転中の原子炉一次冷却材溶液として濃縮ホウ
酸溶液を用い、そして燃料交換目的には天然ホウ酸溶液
を用いて、燃料交換後の原子炉冷却材系に必要な補給用
濃縮ホウ酸溶液の量が最小であるようにする原子炉プラ
ントの運転に関するものである。
【０００２】
【発明の背景】原子炉は原子炉出力を制御するための系
を備えていなければならない。発電用原子炉の炉心設計
に意識的に取り入れられる過剰反応度を制御する多くの
方法が公知である。これ等の方法には、炉心に挿入した
り炉心から引き抜いたりすることができる中性子吸収制
御棒の使用や、軽水冷却材／減速材における水素の密度
を変化させ、それ故水素の高速中性子減速と熱中性子吸
収速度との両方を変化させる減速材温度の調節や、炉心
格子に直接含まれる（可燃性毒物棒又は燃料ペレット被
覆として）か、“化学的シム”として一次冷却材／減速
材中に溶解される、固体もしくは溶解中性子吸収毒物物
質の使用がある。化学的シムは通常、ホウ酸溶液であ
る。原子炉の制御にこのようなホウ酸溶液を用いる系
は、米国特許第３,３８０,８８９号明細書及び米国特許
第３,６６６,６２６号明細書に記載されている。これ等
の冷却材系はホウ素−１０(Ｂ−１０)対ホウ素−１１
(Ｂ−１１)の最大原子比１９.８：２０.２を含む天然ホ
ウ酸溶液を用いる。
を備えていなければならない。発電用原子炉の炉心設計
に意識的に取り入れられる過剰反応度を制御する多くの
方法が公知である。これ等の方法には、炉心に挿入した
り炉心から引き抜いたりすることができる中性子吸収制
御棒の使用や、軽水冷却材／減速材における水素の密度
を変化させ、それ故水素の高速中性子減速と熱中性子吸
収速度との両方を変化させる減速材温度の調節や、炉心
格子に直接含まれる（可燃性毒物棒又は燃料ペレット被
覆として）か、“化学的シム”として一次冷却材／減速
材中に溶解される、固体もしくは溶解中性子吸収毒物物
質の使用がある。化学的シムは通常、ホウ酸溶液であ
る。原子炉の制御にこのようなホウ酸溶液を用いる系
は、米国特許第３,３８０,８８９号明細書及び米国特許
第３,６６６,６２６号明細書に記載されている。これ等
の冷却材系はホウ素−１０(Ｂ−１０)対ホウ素−１１
(Ｂ−１１)の最大原子比１９.８：２０.２を含む天然ホ
ウ酸溶液を用いる。
【０００３】この先行技術は、原子炉冷却材系中におい
て化学的シムとして用いられる天然ホウ酸溶液を濃縮す
る精製方法を含む。この濃縮は、原子炉サイクルの始動
時における中性子捕獲化合物の高濃度溶液の必要性や、
原子炉サイクル中のＢ−１０物質（核）の喪失に対する
補償の必要性や、放射性廃棄物を含む廃水流量を最小に
する必要性のために必要である。米国特許第４,０７３,
６８３号明細書は、天然ホウ酸溶液を再濃縮しながら、
炉心の反応度を制御するために希天然ホウ酸溶液をも生
ずるイオン交換系を開示している。米国特許第４,２２
５,３９０号明細書は、化学的シムがやはり天然ホウ酸
である、炉心の反応度を制御するための複合イオン交換
／蒸発系を開示している。また、この米国特許第４,２
２５,３９０号明細書は、天然ホウ酸溶液を用いて原子
炉を負荷に追随させる方法を開示している。これ等の方
法は、天然ホウ酸溶液の“濃縮”を含む、即ちこれ等の
方法は溶液中の天然ホウ酸量を増大又は低下させるが、
一次冷却材として“濃縮”ホウ酸を用いる原子炉をどの
ようにして運転するかについては開示していない。“濃
縮”という用語は、Ｂ−１０対Ｂ−１１の原子比が１
９.８：２０.２の天然生成比を越えるようなホウ酸溶液
を意味する。
て化学的シムとして用いられる天然ホウ酸溶液を濃縮す
る精製方法を含む。この濃縮は、原子炉サイクルの始動
時における中性子捕獲化合物の高濃度溶液の必要性や、
原子炉サイクル中のＢ−１０物質（核）の喪失に対する
補償の必要性や、放射性廃棄物を含む廃水流量を最小に
する必要性のために必要である。米国特許第４,０７３,
６８３号明細書は、天然ホウ酸溶液を再濃縮しながら、
炉心の反応度を制御するために希天然ホウ酸溶液をも生
ずるイオン交換系を開示している。米国特許第４,２２
５,３９０号明細書は、化学的シムがやはり天然ホウ酸
である、炉心の反応度を制御するための複合イオン交換
／蒸発系を開示している。また、この米国特許第４,２
２５,３９０号明細書は、天然ホウ酸溶液を用いて原子
炉を負荷に追随させる方法を開示している。これ等の方
法は、天然ホウ酸溶液の“濃縮”を含む、即ちこれ等の
方法は溶液中の天然ホウ酸量を増大又は低下させるが、
一次冷却材として“濃縮”ホウ酸を用いる原子炉をどの
ようにして運転するかについては開示していない。“濃
縮”という用語は、Ｂ−１０対Ｂ−１１の原子比が１
９.８：２０.２の天然生成比を越えるようなホウ酸溶液
を意味する。
【０００４】Ｂ−１０同位体が原子炉中の過剰熱中性子
又は近熱中性子の吸収に実質的に寄与するホウ素主成分
毒物中の唯一つの同位体であることは公知である。この
理由は、Ｂ−１０同位体が熱領域において比較的大きい
中性子捕獲断面積を有するからである。また、典型的な
発電用原子炉中のホウ素を主成分とする毒物化合物の存
在が、炉心や関連する原子力蒸気供給系の他の重要な構
成要素に対して、例えば腐食及び摩耗のような既知の有
害な効果を生ずることは公知である。従って、Ｂ−１０
対Ｂ−１１の同位体比を増大させ、それによって出力運
転中のあらゆる時に一次原子炉冷却材系中のホウ素主成
分毒物質の総量を有意に減ずるならば、化学的シムを含
む先行技術の原子炉冷却材系を凌駕する明白な利点が得
られることになる。このような系は、原子炉の制御を可
能にし、原子炉を構成する物理的元素もしくは要素に対
する有害な効果を減ずると考えられる。
又は近熱中性子の吸収に実質的に寄与するホウ素主成分
毒物中の唯一つの同位体であることは公知である。この
理由は、Ｂ−１０同位体が熱領域において比較的大きい
中性子捕獲断面積を有するからである。また、典型的な
発電用原子炉中のホウ素を主成分とする毒物化合物の存
在が、炉心や関連する原子力蒸気供給系の他の重要な構
成要素に対して、例えば腐食及び摩耗のような既知の有
害な効果を生ずることは公知である。従って、Ｂ−１０
対Ｂ−１１の同位体比を増大させ、それによって出力運
転中のあらゆる時に一次原子炉冷却材系中のホウ素主成
分毒物質の総量を有意に減ずるならば、化学的シムを含
む先行技術の原子炉冷却材系を凌駕する明白な利点が得
られることになる。このような系は、原子炉の制御を可
能にし、原子炉を構成する物理的元素もしくは要素に対
する有害な効果を減ずると考えられる。
【０００５】本発明は、原子炉の炉心設計に意識的に取
り入れられる過剰反応度を制御するためにホウ素−１０
同位体が濃縮されたホウ酸溶液を含む点で先行技術の系
とは異なる、加圧水型原子炉冷却材系（ＲＣＳ）を提供
する。このホウ酸溶液（ここではＥＢＡと呼ぶ）は、ホ
ウ素−１０同位体が濃縮されていて、天然比１９．８：
８０．２を越えるＢ−１０対Ｂ−１１の同位体原子比を
有する。このような溶液は原子炉冷却材系の総ホウ酸濃
度の低下を可能にするので、原子炉冷却材系溶液として
好ましい。この低いホウ酸濃度は原子炉冷却材系のｐＨ
制御に少量の水酸化リチウムが必要であることを意味す
る。このような原子炉冷却材系は先行技術の冷却材系よ
りも処理しやすい化学物質を有し、ホウ酸貯蔵系に維持
すべき最低温度の低下を可能にする。低濃度のホウ酸と
水酸化リチウムは原子炉冷却材系を構成する構成要素の
寿命の延長をもたらす。
り入れられる過剰反応度を制御するためにホウ素−１０
同位体が濃縮されたホウ酸溶液を含む点で先行技術の系
とは異なる、加圧水型原子炉冷却材系（ＲＣＳ）を提供
する。このホウ酸溶液（ここではＥＢＡと呼ぶ）は、ホ
ウ素−１０同位体が濃縮されていて、天然比１９．８：
８０．２を越えるＢ−１０対Ｂ−１１の同位体原子比を
有する。このような溶液は原子炉冷却材系の総ホウ酸濃
度の低下を可能にするので、原子炉冷却材系溶液として
好ましい。この低いホウ酸濃度は原子炉冷却材系のｐＨ
制御に少量の水酸化リチウムが必要であることを意味す
る。このような原子炉冷却材系は先行技術の冷却材系よ
りも処理しやすい化学物質を有し、ホウ酸貯蔵系に維持
すべき最低温度の低下を可能にする。低濃度のホウ酸と
水酸化リチウムは原子炉冷却材系を構成する構成要素の
寿命の延長をもたらす。
【０００６】従って、本発明の目的は、炉心サイクルの
出力運転中に原子炉冷却材系にＥＢＡ溶液を用いること
によって、原子炉の過剰反応度を制御する装置を提供す
ることである。
出力運転中に原子炉冷却材系にＥＢＡ溶液を用いること
によって、原子炉の過剰反応度を制御する装置を提供す
ることである。
【０００７】本発明の別の目的は、ＥＢＡ溶液を含む原
子炉冷却材系を用いると共に、原子炉冷却材系と天然ホ
ウ酸溶液を含む燃料交換水系との混合を最小にして原子
炉を運転できる方法を提供することである。
子炉冷却材系を用いると共に、原子炉冷却材系と天然ホ
ウ酸溶液を含む燃料交換水系との混合を最小にして原子
炉を運転できる方法を提供することである。
【０００８】本発明の原子炉制御系は、炉心を通って循
環する原子炉一次冷却材溶液を有する原子炉を含む。こ
の冷却材溶液は、同位体濃縮されたホウ素−１０のホウ
酸溶液、即ちＥＢＡからなる。ＥＢＡ溶液は、１９.
８：８０.２より大きく、原子炉サイクルの始動時には
９５：５程度の大きさのホウ素−１０対ホウ素−１１同
位体原子比を有する。
環する原子炉一次冷却材溶液を有する原子炉を含む。こ
の冷却材溶液は、同位体濃縮されたホウ素−１０のホウ
酸溶液、即ちＥＢＡからなる。ＥＢＡ溶液は、１９.
８：８０.２より大きく、原子炉サイクルの始動時には
９５：５程度の大きさのホウ素−１０対ホウ素−１１同
位体原子比を有する。
【０００９】本発明の原子炉制御系は天然ホウ酸溶液を
含む燃料交換水貯蔵系を用いる。この系の貯蔵タンクは
原子炉容器に接続されていて、燃料交換作業中に用いら
れる。
含む燃料交換水貯蔵系を用いる。この系の貯蔵タンクは
原子炉容器に接続されていて、燃料交換作業中に用いら
れる。
【００１０】本発明の原子炉制御系は、ＥＢＡ溶液であ
る原子炉一次冷却材の一部を冷却材系からホウ素−１０
貯蔵系に取り出すことによって、通常の出力運転モード
中に作動される。炉心の反応度が低下した時に、ＥＢＡ
溶液のホウ酸濃度を減じて、濃縮ホウ酸をホウ素−１０
貯蔵系に貯蔵する。炉心サイクルの終了時に、冷却材溶
液中のホウ素−１０濃度は約０〜１０ｐｐｍである。従
って、ホウ素−１０物質の大部分はホウ素−１０貯蔵系
に含まれる。
る原子炉一次冷却材の一部を冷却材系からホウ素−１０
貯蔵系に取り出すことによって、通常の出力運転モード
中に作動される。炉心の反応度が低下した時に、ＥＢＡ
溶液のホウ酸濃度を減じて、濃縮ホウ酸をホウ素−１０
貯蔵系に貯蔵する。炉心サイクルの終了時に、冷却材溶
液中のホウ素−１０濃度は約０〜１０ｐｐｍである。従
って、ホウ素−１０物質の大部分はホウ素−１０貯蔵系
に含まれる。
【００１１】本発明によるＥＢＡ溶液冷却材系の運転方
法によると、燃料交換中及び燃料交換後に生ずる、ＥＢ
Ａ溶液と燃料交換水溶液との混合は最小になる。燃料交
換中には、天然ホウ酸（ここでは、ＮＢＡと呼ぶ）の燃
料交換水貯蔵タンク溶液が原子炉冷却材系中で原子炉冷
却材溶液（０〜１０ｐｐｍのホウ素−１０を含む）と混
合する。燃料交換後及び燃料棒の交換終了時に、原子炉
容器を閉じる。次に、原子炉冷却材系中のホウ酸溶液を
濃縮ホウ酸と交換する。本発明はこの交換工程中のＥＢ
Ａ溶液の希釈を減ずる装置及びを提供する。
法によると、燃料交換中及び燃料交換後に生ずる、ＥＢ
Ａ溶液と燃料交換水溶液との混合は最小になる。燃料交
換中には、天然ホウ酸（ここでは、ＮＢＡと呼ぶ）の燃
料交換水貯蔵タンク溶液が原子炉冷却材系中で原子炉冷
却材溶液（０〜１０ｐｐｍのホウ素−１０を含む）と混
合する。燃料交換後及び燃料棒の交換終了時に、原子炉
容器を閉じる。次に、原子炉冷却材系中のホウ酸溶液を
濃縮ホウ酸と交換する。本発明はこの交換工程中のＥＢ
Ａ溶液の希釈を減ずる装置及びを提供する。
【００１２】原子炉冷却材系中のホウ酸溶液の濃縮ホウ
酸との交換は次のようにして行われる。燃料交換用キャ
ナル内の溶液をドレン系を介して燃料交換水貯蔵タンク
に排出する。原子炉容器と原子炉冷却材系内にある溶液
の一部をタンクに排出する。原子炉容器と原子炉冷却材
系内の残留溶液を交換用ＥＢＡ溶液によって、混合を最
小にするために好ましくはプラグ流れ（plug flow)の条
件下で、置換する。これによって、原子炉は次のサイク
ルを開始する状態になる。
酸との交換は次のようにして行われる。燃料交換用キャ
ナル内の溶液をドレン系を介して燃料交換水貯蔵タンク
に排出する。原子炉容器と原子炉冷却材系内にある溶液
の一部をタンクに排出する。原子炉容器と原子炉冷却材
系内の残留溶液を交換用ＥＢＡ溶液によって、混合を最
小にするために好ましくはプラグ流れ（plug flow)の条
件下で、置換する。これによって、原子炉は次のサイク
ルを開始する状態になる。
【００１３】燃料交換水貯蔵溶液とＥＢＡ溶液との混合
を最小にする好ましい方法が提供されている。一旦燃料
交換用キャナル内の溶液がドレン系を介して燃料交換水
貯蔵タンクに移されたならば、残留熱除去系（ＲＨＲ
系）を用いて、容器内の残留溶液の一部を原子炉ホール
ドアップタンクに排出する。このＲＨＲ系は原子炉容器
を蒸気発生系に接続する原子炉冷却材ループに接続され
ている。ある量の原子炉冷却材が、原子炉冷却材系から
ＲＨＲ系を介して、最も好ましくは、炉心の冷却及び運
転停止余裕を維持するために原子炉容器に最少量の冷却
材が残されるようなレベルまで、排出された後、交換が
開始される。ＥＢＡ溶液との交換は、流入するＥＢＡ溶
液と流出する原子炉容器の残留冷却材溶液の両方を導く
ＲＨＲ系配管を用いて実施することが好ましい。流入Ｅ
ＢＡ溶液は流出する原子炉容器溶液よりもかなり低温で
あるので、この交換は感温装置を用いて監視することが
できる。また、監視はＢ−１０同位体分析器によって行
うこともできる。
を最小にする好ましい方法が提供されている。一旦燃料
交換用キャナル内の溶液がドレン系を介して燃料交換水
貯蔵タンクに移されたならば、残留熱除去系（ＲＨＲ
系）を用いて、容器内の残留溶液の一部を原子炉ホール
ドアップタンクに排出する。このＲＨＲ系は原子炉容器
を蒸気発生系に接続する原子炉冷却材ループに接続され
ている。ある量の原子炉冷却材が、原子炉冷却材系から
ＲＨＲ系を介して、最も好ましくは、炉心の冷却及び運
転停止余裕を維持するために原子炉容器に最少量の冷却
材が残されるようなレベルまで、排出された後、交換が
開始される。ＥＢＡ溶液との交換は、流入するＥＢＡ溶
液と流出する原子炉容器の残留冷却材溶液の両方を導く
ＲＨＲ系配管を用いて実施することが好ましい。流入Ｅ
ＢＡ溶液は流出する原子炉容器溶液よりもかなり低温で
あるので、この交換は感温装置を用いて監視することが
できる。また、監視はＢ−１０同位体分析器によって行
うこともできる。
【００１４】燃料交換後の原子炉容器中の溶液と置換す
るためのＥＢＡ溶液は、イオン交換樹脂を通して高温溶
液を導くことによって又は蒸発系からの濃縮ＥＢＡ溶液
を用いることによって供給される。ＥＢＡ溶液の補給材
料は、この置換工程中のＥＢＡ希釈に対して補償するた
めに原子炉冷却材系に供給される。
るためのＥＢＡ溶液は、イオン交換樹脂を通して高温溶
液を導くことによって又は蒸発系からの濃縮ＥＢＡ溶液
を用いることによって供給される。ＥＢＡ溶液の補給材
料は、この置換工程中のＥＢＡ希釈に対して補償するた
めに原子炉冷却材系に供給される。
【００１５】
【好適な実施例の説明】本発明の制御系は、原子炉出力
を制御するためにホウ素を主成分とする化学的シムを用
いる、どんな設計の原子炉にも使用可能である。好まし
い原子炉系は加圧水型原子炉プラントについて設計され
ているが、その理由は、これ等の原子炉プラントは制御
流体中に溶解する可溶性中性子捕獲物質を用いるのによ
り適しているからである。
を制御するためにホウ素を主成分とする化学的シムを用
いる、どんな設計の原子炉にも使用可能である。好まし
い原子炉系は加圧水型原子炉プラントについて設計され
ているが、その理由は、これ等の原子炉プラントは制御
流体中に溶解する可溶性中性子捕獲物質を用いるのによ
り適しているからである。
【００１６】図１に示す原子炉プラントのフローダイア
グラムを参照すると、原子炉冷却材系（ＲＣＳ）に濃縮
Ｂ−１０を用いて加圧水型原子炉を運転するプロセスの
諸ステップが開示されている。原子炉冷却材系は、当該
技術で既知のように、炉心へ及び炉心から冷却材を搬送
させるために必要な設備からなる。フローダイアグラム
の最左端で、ブロック２において、プロセスは新しい原
子炉サイクルを開始する。新しい原子炉サイクルでは新
しい燃料棒が原子炉容器に供給されていることに特徴が
ある。この段階において、必要なレベルのＢ−１０ホウ
素同位体が原子炉冷却材系にある。このＢ−１０ホウ素
レベルは、核反応が一旦進行した時に、新しい燃料棒か
らの出力を制御するのに十分な高さでなければならな
い。原子炉冷却材系は、Ｂ−１０対Ｂ−１１の最大同位
体比が１９.８：８０.２以下である天然生成ホウ酸溶液
におけるよりも大きいＢ−１０対Ｂ−１１同位体比を有
する濃縮Ｂ−１０ホウ酸溶液を含むと言われている。原
子炉冷却材系は他の中性子捕獲物質をも含みうるが、好
ましい原子炉冷却材系は中性子捕獲物質としてＥＢＡ溶
液のみを含む。
グラムを参照すると、原子炉冷却材系（ＲＣＳ）に濃縮
Ｂ−１０を用いて加圧水型原子炉を運転するプロセスの
諸ステップが開示されている。原子炉冷却材系は、当該
技術で既知のように、炉心へ及び炉心から冷却材を搬送
させるために必要な設備からなる。フローダイアグラム
の最左端で、ブロック２において、プロセスは新しい原
子炉サイクルを開始する。新しい原子炉サイクルでは新
しい燃料棒が原子炉容器に供給されていることに特徴が
ある。この段階において、必要なレベルのＢ−１０ホウ
素同位体が原子炉冷却材系にある。このＢ−１０ホウ素
レベルは、核反応が一旦進行した時に、新しい燃料棒か
らの出力を制御するのに十分な高さでなければならな
い。原子炉冷却材系は、Ｂ−１０対Ｂ−１１の最大同位
体比が１９.８：８０.２以下である天然生成ホウ酸溶液
におけるよりも大きいＢ−１０対Ｂ−１１同位体比を有
する濃縮Ｂ−１０ホウ酸溶液を含むと言われている。原
子炉冷却材系は他の中性子捕獲物質をも含みうるが、好
ましい原子炉冷却材系は中性子捕獲物質としてＥＢＡ溶
液のみを含む。
【００１７】一旦核反応が進行したならば、原子炉冷却
材系溶液は原子炉容器を通って循環して、反応を制御
し、熱エネルギを蒸気発生系（図示せず）に伝達する。
原子炉燃料が核***性物質を減損し始めた後、原子炉冷
却材系溶液中の中性子捕獲物質レベルは、制御可能なエ
ネルギの最大出力が原子炉から得られるように、減少す
る。原子炉冷却材溶液中のＢ−１０ホウ素物質の濃度を
制御するために原子炉冷却材系に貯蔵系が用いられてい
る。ブロック４に示すように、原子炉容器を通って循環
する、ＥＢＡ溶液を含む冷却材溶液の一部を冷却材系か
ら抽出する。
材系溶液は原子炉容器を通って循環して、反応を制御
し、熱エネルギを蒸気発生系（図示せず）に伝達する。
原子炉燃料が核***性物質を減損し始めた後、原子炉冷
却材系溶液中の中性子捕獲物質レベルは、制御可能なエ
ネルギの最大出力が原子炉から得られるように、減少す
る。原子炉冷却材溶液中のＢ−１０ホウ素物質の濃度を
制御するために原子炉冷却材系に貯蔵系が用いられてい
る。ブロック４に示すように、原子炉容器を通って循環
する、ＥＢＡ溶液を含む冷却材溶液の一部を冷却材系か
ら抽出する。
【００１８】抽出したＥＢＡ溶液を選択的に貯蔵系又は
濃縮系に導く。ブロック６に示すように、ＥＢＡ（より
重要には、Ｂ−１０物質又は分子）はイオン交換層に貯
蔵されることが好ましい。イオン交換層は、流入するＥ
ＢＡ流の温度に基づいてＥＢＡ溶液を貯蔵又は放出する
塩基性陰イオン交換樹脂物質の一定量を含む。従って、
原子炉サイクルが進行すると、ＥＢＡ溶液は実際に貯蔵
もしくは“バンク”され、炉心の過剰反応度は低下す
る。或は、抽出されたＥＢＡ溶液をブロック８に示すよ
うに、濃縮系に導くことができる。好ましい濃縮系は蒸
発系である。抽出されたＥＢＡ溶液を蒸発系を用いて再
濃縮し、再濃縮ＥＢＡ溶液が原子炉系によって必要にさ
れるときに後に使用するために貯蔵することができる。
濃縮系に導く。ブロック６に示すように、ＥＢＡ（より
重要には、Ｂ−１０物質又は分子）はイオン交換層に貯
蔵されることが好ましい。イオン交換層は、流入するＥ
ＢＡ流の温度に基づいてＥＢＡ溶液を貯蔵又は放出する
塩基性陰イオン交換樹脂物質の一定量を含む。従って、
原子炉サイクルが進行すると、ＥＢＡ溶液は実際に貯蔵
もしくは“バンク”され、炉心の過剰反応度は低下す
る。或は、抽出されたＥＢＡ溶液をブロック８に示すよ
うに、濃縮系に導くことができる。好ましい濃縮系は蒸
発系である。抽出されたＥＢＡ溶液を蒸発系を用いて再
濃縮し、再濃縮ＥＢＡ溶液が原子炉系によって必要にさ
れるときに後に使用するために貯蔵することができる。
【００１９】イオン交換系と蒸発系の両方は、制御され
た量のＥＢＡ溶液を原子炉容器を循環する原子炉冷却材
溶液に戻すように配列することができる。戻された冷却
材溶液は任意の所望レベルのＢ−１０ホウ酸にまで濃縮
することができるが、Ｂ−１０：Ｂ−１１の濃縮のレベ
ルは増大しない。イオン交換層を出るブロック６の溶液
は、ブロック１０に示すような原子炉冷却材系に戻す
か、又はブロック８内の蒸発系に導いて、濃縮すること
ができる。好ましくは２１.１〜６５.５℃（７０〜１５
０゜Ｆ)の加熱溶液と、好ましくは水もしくはＥＢＡ溶液
とをブロック３８を介してイオン交換系（ブロック６）
に供給する場合には、イオン交換層は高濃度ＥＢＡ溶液
を放出することもできる。イオン交換樹脂から濃縮ホウ
酸溶液を溶離するための温度上限は用いる樹脂によって
限定される。この濃縮ＥＢＡ溶液はブロック１２に示す
濃縮ＥＢＡ貯蔵系に導くことができる。ブロック８内の
蒸発系は、濃縮ＥＢＡ溶液を濃縮ＥＢＡ貯蔵系（ブロッ
ク１２）に供給するか、又は希ＥＢＡ溶液をブロック１
４に示す希ＥＢＡ貯蔵系に供給することができる。濃縮
系に生じた溶液は、循環して、ブロック１６に示すよう
に原子炉冷却材系に戻ることができる。
た量のＥＢＡ溶液を原子炉容器を循環する原子炉冷却材
溶液に戻すように配列することができる。戻された冷却
材溶液は任意の所望レベルのＢ−１０ホウ酸にまで濃縮
することができるが、Ｂ−１０：Ｂ−１１の濃縮のレベ
ルは増大しない。イオン交換層を出るブロック６の溶液
は、ブロック１０に示すような原子炉冷却材系に戻す
か、又はブロック８内の蒸発系に導いて、濃縮すること
ができる。好ましくは２１.１〜６５.５℃（７０〜１５
０゜Ｆ)の加熱溶液と、好ましくは水もしくはＥＢＡ溶液
とをブロック３８を介してイオン交換系（ブロック６）
に供給する場合には、イオン交換層は高濃度ＥＢＡ溶液
を放出することもできる。イオン交換樹脂から濃縮ホウ
酸溶液を溶離するための温度上限は用いる樹脂によって
限定される。この濃縮ＥＢＡ溶液はブロック１２に示す
濃縮ＥＢＡ貯蔵系に導くことができる。ブロック８内の
蒸発系は、濃縮ＥＢＡ溶液を濃縮ＥＢＡ貯蔵系（ブロッ
ク１２）に供給するか、又は希ＥＢＡ溶液をブロック１
４に示す希ＥＢＡ貯蔵系に供給することができる。濃縮
系に生じた溶液は、循環して、ブロック１６に示すよう
に原子炉冷却材系に戻ることができる。
【００２０】原子炉燃料棒の一部がそれ等の核***性物
質を殆ど減損した時に、炉心反応サイクルは終了する。
この時点において原子炉容器を循環する原子炉冷却材中
のＢ−１０レベルは０〜１０ｐｐｍ近くになる。この時
点でＢ−１０物質の全ては貯蔵されるか、又はイオン交
換樹脂層中にもしくは濃縮ＥＢＡ貯蔵設備中に“バン
ク”されるか、又は中性子粒子との反応によって失われ
る。使用済み原子炉冷却材溶液の濃縮をブロック１８に
示す。
質を殆ど減損した時に、炉心反応サイクルは終了する。
この時点において原子炉容器を循環する原子炉冷却材中
のＢ−１０レベルは０〜１０ｐｐｍ近くになる。この時
点でＢ−１０物質の全ては貯蔵されるか、又はイオン交
換樹脂層中にもしくは濃縮ＥＢＡ貯蔵設備中に“バン
ク”されるか、又は中性子粒子との反応によって失われ
る。使用済み原子炉冷却材溶液の濃縮をブロック１８に
示す。
【００２１】一旦原子炉がそのサイクルの最後に達した
ならば、原子炉燃料棒の一部を交換しなければならな
い。先ず、原子炉冷却材系はブロック１９に示すように
“ホウ素化”される。この工程は“送給と放出（feed a
nd bleed)"手順によって達成され、ＮＢＡ溶液が原子炉
冷却材に供給され、原子炉冷却材系中の使用済み原子炉
冷却材が取り出される。次に、原子炉冷却材系を原子炉
フランジレベルにまで排出する。次に原子炉容器の蓋体
を取り去り、燃料交換用キャナルと原子炉容器キャビテ
ィとに、ブロック２０に示すように、燃料交換水貯蔵タ
ンクからのＮＢＡ溶液を多量に注入する。一旦燃料交換
が行われたならば、燃料交換溶液の一定量をドレン系を
介して燃料交換水貯蔵タンクに戻し（ブロック２２）、
原子炉容器蓋体を再装着する。
ならば、原子炉燃料棒の一部を交換しなければならな
い。先ず、原子炉冷却材系はブロック１９に示すように
“ホウ素化”される。この工程は“送給と放出（feed a
nd bleed)"手順によって達成され、ＮＢＡ溶液が原子炉
冷却材に供給され、原子炉冷却材系中の使用済み原子炉
冷却材が取り出される。次に、原子炉冷却材系を原子炉
フランジレベルにまで排出する。次に原子炉容器の蓋体
を取り去り、燃料交換用キャナルと原子炉容器キャビテ
ィとに、ブロック２０に示すように、燃料交換水貯蔵タ
ンクからのＮＢＡ溶液を多量に注入する。一旦燃料交換
が行われたならば、燃料交換溶液の一定量をドレン系を
介して燃料交換水貯蔵タンクに戻し（ブロック２２）、
原子炉容器蓋体を再装着する。
【００２２】原子炉冷却材系（原子炉容器を含む）中に
このとき存在する溶液を、好ましくはできる限り最大限
に、排除してから、次のサイクルの核反応を制御するた
めに必要なＥＢＡ溶液を導入する。原子炉冷却材系の溶
液の一部を燃料交換水貯蔵タンク又は好ましくは原子炉
ホールドアップタンクに送る。この工程は、ブロック２
６及び２８として図示されている。
このとき存在する溶液を、好ましくはできる限り最大限
に、排除してから、次のサイクルの核反応を制御するた
めに必要なＥＢＡ溶液を導入する。原子炉冷却材系の溶
液の一部を燃料交換水貯蔵タンク又は好ましくは原子炉
ホールドアップタンクに送る。この工程は、ブロック２
６及び２８として図示されている。
【００２３】ドレンの最低レベルは、炉心が常に適当に
冷却され、制御されることを確実にするための安全率に
依存する。原子炉ホールドアップタンクに移送される溶
液を更に処理して、天然ホウ酸を再濃縮することができ
る。プロセスの次の工程は、原子炉冷却材系中及び原子
炉容器中の残留溶液を、ブロック３０に示すように、原
子炉冷却材系に用いるＥＢＡ溶液と置換することであ
る。置換時に、原子炉冷却材系（及び原子炉容器）を出
る溶液は、ブロック３２に示すように、原子炉ホールド
アップタンクに移送される。
冷却され、制御されることを確実にするための安全率に
依存する。原子炉ホールドアップタンクに移送される溶
液を更に処理して、天然ホウ酸を再濃縮することができ
る。プロセスの次の工程は、原子炉冷却材系中及び原子
炉容器中の残留溶液を、ブロック３０に示すように、原
子炉冷却材系に用いるＥＢＡ溶液と置換することであ
る。置換時に、原子炉冷却材系（及び原子炉容器）を出
る溶液は、ブロック３２に示すように、原子炉ホールド
アップタンクに移送される。
【００２４】原子炉冷却材系中に残留する残留天然ホウ
酸溶液の置換に用いられるＥＢＡ溶液は原子炉プラント
内の種々の系によって供給される。第一に、ＥＢＡ溶液
は濃縮ＥＢＡ貯蔵系（ブロック１２）から得ることがで
きる。ＥＢＡ溶液の代替源はブロック３６に示すように
ＥＢＡ補給系を用いることである。このＥＢＡ補給系
は、高濃度の濃縮ホウ酸溶液を供給できる複数の処理ユ
ニットの単なる組み合わせである。
酸溶液の置換に用いられるＥＢＡ溶液は原子炉プラント
内の種々の系によって供給される。第一に、ＥＢＡ溶液
は濃縮ＥＢＡ貯蔵系（ブロック１２）から得ることがで
きる。ＥＢＡ溶液の代替源はブロック３６に示すように
ＥＢＡ補給系を用いることである。このＥＢＡ補給系
は、高濃度の濃縮ホウ酸溶液を供給できる複数の処理ユ
ニットの単なる組み合わせである。
【００２５】次に、原子炉冷却材系全体に、燃料交換用
ＮＢＡ溶液の排除用と同じＥＢＡ源を用いて、ＥＢＡ溶
液（ブロック３４）をリフィル即ち再充填する。次のサ
イクルの開始は、ブロック２に示すように進めることが
できる。原子炉冷却材系におけるホウ素−１０対ホウ素
−１１同位体比は原子炉サイクルの開始時に１９．８：
８０．２より大きい値から９５：５まで変化しうる。
ＮＢＡ溶液の排除用と同じＥＢＡ源を用いて、ＥＢＡ溶
液（ブロック３４）をリフィル即ち再充填する。次のサ
イクルの開始は、ブロック２に示すように進めることが
できる。原子炉冷却材系におけるホウ素−１０対ホウ素
−１１同位体比は原子炉サイクルの開始時に１９．８：
８０．２より大きい値から９５：５まで変化しうる。
【００２６】原子炉サイクル中には原子炉冷却材系に比
較的少量の補給ＥＢＡを導入しなければならない。この
理由は原子炉サイクル中にＢ−１０核子が中性子と反応
するという事実であり、原子炉冷却材溶液の全てが燃料
交換中に排出されるとは限らず、そのために燃料交換が
行われる時に原子炉冷却材系中のＥＢＡ溶液の若干の希
釈が生ずるからでもある。それ故、ＥＢＡ補給の供給源
がブロック３６に示されるように必要になる。
較的少量の補給ＥＢＡを導入しなければならない。この
理由は原子炉サイクル中にＢ−１０核子が中性子と反応
するという事実であり、原子炉冷却材溶液の全てが燃料
交換中に排出されるとは限らず、そのために燃料交換が
行われる時に原子炉冷却材系中のＥＢＡ溶液の若干の希
釈が生ずるからでもある。それ故、ＥＢＡ補給の供給源
がブロック３６に示されるように必要になる。
【００２７】原子炉冷却材系中の残留燃料交換用ＮＢＡ
溶液をＥＢＡ溶液と置換して、２溶液の混合を最小にす
るための好ましい方法の工程を更に詳しく説明するため
に、図２を参照する。炉心２５を含む原子炉容器９０と
その蓋体９１は、原子炉容器９０が反応を制御するため
に流体レベル８４として代表的に示す最小レベルの溶液
を含んで、図示されている。燃料交換のこの段階は図１
のブロック２６に対応する。随意に設けられるループ止
め弁３１、４１が原子炉冷却材系のポンプ３５の下流及
び蒸気発生系４０の上流に示されている。
溶液をＥＢＡ溶液と置換して、２溶液の混合を最小にす
るための好ましい方法の工程を更に詳しく説明するため
に、図２を参照する。炉心２５を含む原子炉容器９０と
その蓋体９１は、原子炉容器９０が反応を制御するため
に流体レベル８４として代表的に示す最小レベルの溶液
を含んで、図示されている。燃料交換のこの段階は図１
のブロック２６に対応する。随意に設けられるループ止
め弁３１、４１が原子炉冷却材系のポンプ３５の下流及
び蒸気発生系４０の上流に示されている。
【００２８】ＥＢＡ溶液を切り替える前に、原子炉容器
９０内のＮＢＡ溶液を残留熱交換噐ポンプ６０によって
残留熱交換噐５０に循環させることによって炉心温度を
維持する。弁５１、５２を開いて、ＮＢＡ溶液をこの残
留熱交換噐ループに通流することができる。特定の原子
炉プラント構造がループ止め弁３１、４１を含む場合に
は、これ等の弁が閉じられる。このＮＢＡ炉心冷却運転
中にＥＢＡ燃料交換弁５３が開く。図１のブロック２
６、２８に示すように、ＥＢＡ溶液との置換前に、原子
炉容器９０を最低レベルまで排水するプロセス工程は、
原子炉ホールドアップタンク弁８１を開き、原子炉容器
９０中の溶液の一部を原子炉ホールドアップタンク８０
に排出することによって実施することが好ましい。
９０内のＮＢＡ溶液を残留熱交換噐ポンプ６０によって
残留熱交換噐５０に循環させることによって炉心温度を
維持する。弁５１、５２を開いて、ＮＢＡ溶液をこの残
留熱交換噐ループに通流することができる。特定の原子
炉プラント構造がループ止め弁３１、４１を含む場合に
は、これ等の弁が閉じられる。このＮＢＡ炉心冷却運転
中にＥＢＡ燃料交換弁５３が開く。図１のブロック２
６、２８に示すように、ＥＢＡ溶液との置換前に、原子
炉容器９０を最低レベルまで排水するプロセス工程は、
原子炉ホールドアップタンク弁８１を開き、原子炉容器
９０中の溶液の一部を原子炉ホールドアップタンク８０
に排出することによって実施することが好ましい。
【００２９】ＮＢＡ燃料交換溶液をＥＢＡ溶液と置換す
るために、ＥＢＡ溶液源の弁７１と原子炉ホールドアッ
プタンク弁８１とを開き、ＥＢＡ燃料交換弁５３を閉じ
る。これは原子炉容器９０を出る溶液を原子炉ホールド
アップタンク８０に導き、ＥＢＡ溶液源７０からの流入
ＥＢＡ溶液が原子炉容器９０を充填する。ＥＢＡ溶液源
７０はイオン交換系、蒸発系、濃縮ＥＢＡ貯蔵系又はＥ
ＢＡ補給系に結合した流れでありうるが、濃縮ＥＢＡ貯
蔵系に結合することが好ましい。ループ止め弁３１、４
１を用いることによって、原子炉冷却材系に入るＮＢＡ
溶液量は最小に維持される。ＥＢＡ溶液がＮＢＡ燃料交
換溶液と置換した時に、ＥＢＡ溶液源の弁７１と原子炉
ホールドアップタンク弁８１は閉じる。次に、通常の操
作手順に従って、原子炉を電力発生のオンラインに戻
す。結局、原子炉を電力発生モードに戻す準備をする場
合に、ＲＨＲ系を必要になるまで運転停止することがで
きる。弁５１、５２は閉弁する。弁５３は任意に再開放
することができる。残留熱交換ポンプ６０は停止する。
ループ止め弁３１、４１を用いる場合には、この時にこ
れ等の弁を再開放する。従って、残留熱除去系を必要に
なるまで停止する。図２に唯一つの残留熱除去ループを
示すが、複数のこのような残留熱除去ループを配置する
ことも当該技術において公知であり、各残留熱除去ルー
プに本発明を用いることができる。原子炉容器９０中の
ＮＢＡ燃料交換溶液のＥＢＡ交換溶液による置換は、２
方法によって監視することができる。第一に、流入ＥＢ
Ａ交換溶液がＮＢＡ燃料交換溶液とは異なる温度である
場合には、原子炉ホールドアップタンク８０に導かれる
溶液の出口温度がほぼ交換ＥＢＡ溶液の温度になると、
置換は停止される。排出溶液とＥＢＡ溶液との温度差が
ほぼ予定値になる時に、置換を停止することができる。
この処理工程を容易にするために、２溶液の温度差を最
大にすることが好ましい。排出溶液のホウ素−１０濃縮
を監視して、原子炉ホールドアップタンク８０に導かれ
る溶液のホウ素−１０濃縮が交換ＥＢＡ溶液のレベルに
近づいた時に置換を中断する。ホウ素−１０濃縮レベル
の温度は分析器８３によって監視する。温度を検出する
場合には、分析器８３は温度センサである。ホウ素−１
０濃縮レベルを検出する場合に、分析器８３は質量スペ
クトロメータである。両検出系を任意に代替設計として
用いることができる。交換濃縮ホウ酸溶液の温度とＢ−
１０濃縮レベルを、図示しない同様の分析器によって測
定する。
るために、ＥＢＡ溶液源の弁７１と原子炉ホールドアッ
プタンク弁８１とを開き、ＥＢＡ燃料交換弁５３を閉じ
る。これは原子炉容器９０を出る溶液を原子炉ホールド
アップタンク８０に導き、ＥＢＡ溶液源７０からの流入
ＥＢＡ溶液が原子炉容器９０を充填する。ＥＢＡ溶液源
７０はイオン交換系、蒸発系、濃縮ＥＢＡ貯蔵系又はＥ
ＢＡ補給系に結合した流れでありうるが、濃縮ＥＢＡ貯
蔵系に結合することが好ましい。ループ止め弁３１、４
１を用いることによって、原子炉冷却材系に入るＮＢＡ
溶液量は最小に維持される。ＥＢＡ溶液がＮＢＡ燃料交
換溶液と置換した時に、ＥＢＡ溶液源の弁７１と原子炉
ホールドアップタンク弁８１は閉じる。次に、通常の操
作手順に従って、原子炉を電力発生のオンラインに戻
す。結局、原子炉を電力発生モードに戻す準備をする場
合に、ＲＨＲ系を必要になるまで運転停止することがで
きる。弁５１、５２は閉弁する。弁５３は任意に再開放
することができる。残留熱交換ポンプ６０は停止する。
ループ止め弁３１、４１を用いる場合には、この時にこ
れ等の弁を再開放する。従って、残留熱除去系を必要に
なるまで停止する。図２に唯一つの残留熱除去ループを
示すが、複数のこのような残留熱除去ループを配置する
ことも当該技術において公知であり、各残留熱除去ルー
プに本発明を用いることができる。原子炉容器９０中の
ＮＢＡ燃料交換溶液のＥＢＡ交換溶液による置換は、２
方法によって監視することができる。第一に、流入ＥＢ
Ａ交換溶液がＮＢＡ燃料交換溶液とは異なる温度である
場合には、原子炉ホールドアップタンク８０に導かれる
溶液の出口温度がほぼ交換ＥＢＡ溶液の温度になると、
置換は停止される。排出溶液とＥＢＡ溶液との温度差が
ほぼ予定値になる時に、置換を停止することができる。
この処理工程を容易にするために、２溶液の温度差を最
大にすることが好ましい。排出溶液のホウ素−１０濃縮
を監視して、原子炉ホールドアップタンク８０に導かれ
る溶液のホウ素−１０濃縮が交換ＥＢＡ溶液のレベルに
近づいた時に置換を中断する。ホウ素−１０濃縮レベル
の温度は分析器８３によって監視する。温度を検出する
場合には、分析器８３は温度センサである。ホウ素−１
０濃縮レベルを検出する場合に、分析器８３は質量スペ
クトロメータである。両検出系を任意に代替設計として
用いることができる。交換濃縮ホウ酸溶液の温度とＢ−
１０濃縮レベルを、図示しない同様の分析器によって測
定する。
【００３０】ＥＢＡ交換溶液とＮＢＡ燃料交換溶液との
混合はプラグ流置換プロセスに依存する。ＥＢＡ溶液と
混合し、ループ止め弁３１、４１を用いない置換後に原
子炉冷却材溶液中に存在する、ＮＢＡ溶液の大体の割合
は約３０％である。即ち、最終原子炉冷却材系量の３０
％は燃料交換工程からのＮＢＡ溶液であり、約７０％は
交換ＥＢＡ溶液である。ループ止め弁３１、４１を用い
ると、約１０％の燃料交換後のＮＢＡ量を原子炉冷却材
系中に生じ、残りの９０％がＥＢＡ溶液である。
混合はプラグ流置換プロセスに依存する。ＥＢＡ溶液と
混合し、ループ止め弁３１、４１を用いない置換後に原
子炉冷却材溶液中に存在する、ＮＢＡ溶液の大体の割合
は約３０％である。即ち、最終原子炉冷却材系量の３０
％は燃料交換工程からのＮＢＡ溶液であり、約７０％は
交換ＥＢＡ溶液である。ループ止め弁３１、４１を用い
ると、約１０％の燃料交換後のＮＢＡ量を原子炉冷却材
系中に生じ、残りの９０％がＥＢＡ溶液である。
【００３１】原子炉冷却材系においてＥＢＡ溶液を用い
る原子炉運転は原子炉冷却材系内により緩和な化学物質
の維持を可能にする。ＮＢＡ溶液を用いる先行技術の原
子炉運転方法は高いホウ酸濃度と、そのため高い濃度の
水酸化リチウムとをｐＨ均衡のために必要とした。本発
明のＥＢＡプロセスは、付随する制御能力を有しながら
原子炉冷却材において同じ有効Ｂ−１０濃度を可能にす
るが、そのレベルのＢ−１０同位体の供給に必要な総ホ
ウ酸濃度を減ずる。ＮＢＡ溶液に比べてＥＢＡ溶液の費
用が高いために、本発明は一次原子炉冷却材系中のＥＢ
Ａ溶液と他方のホウ酸系中のＮＢＡ溶液との混合を最小
にする方法を提供する。これは、ＥＢＡ溶液を用いて、
従って関係する利点を利用し、上述したような原子炉の
運転に付随するコスト上昇を最小にする、原子炉プラン
トの運転を可能にする。
る原子炉運転は原子炉冷却材系内により緩和な化学物質
の維持を可能にする。ＮＢＡ溶液を用いる先行技術の原
子炉運転方法は高いホウ酸濃度と、そのため高い濃度の
水酸化リチウムとをｐＨ均衡のために必要とした。本発
明のＥＢＡプロセスは、付随する制御能力を有しながら
原子炉冷却材において同じ有効Ｂ−１０濃度を可能にす
るが、そのレベルのＢ−１０同位体の供給に必要な総ホ
ウ酸濃度を減ずる。ＮＢＡ溶液に比べてＥＢＡ溶液の費
用が高いために、本発明は一次原子炉冷却材系中のＥＢ
Ａ溶液と他方のホウ酸系中のＮＢＡ溶液との混合を最小
にする方法を提供する。これは、ＥＢＡ溶液を用いて、
従って関係する利点を利用し、上述したような原子炉の
運転に付随するコスト上昇を最小にする、原子炉プラン
トの運転を可能にする。
【図１】本発明を用いた加圧水型原子炉の運転に用いら
れるプロセス工程をブロック形式で示すプロセス流れ
図。
れるプロセス工程をブロック形式で示すプロセス流れ
図。
【図２】原子炉冷却材系中の天然ホウ酸溶液を濃縮ホウ
酸溶液と交換するために用いられる代表的な原子炉プラ
ント構造を示すプロセス流れ図。
酸溶液と交換するために用いられる代表的な原子炉プラ
ント構造を示すプロセス流れ図。
２５ 炉心 ９０ 原子炉容器 ９１ 蓋体 ＲＣＳ 原子炉冷却材系 ＥＢＡ ホウ酸溶液
フロントページの続き (72)発明者 ジョゼフ・アントニー・バッタグリア アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ピ ッツバーグ、ビビントン・ロード 222 (72)発明者 ジョン・ウイリアム・ファスナット アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、グ リーンスバーグ、バリー・コート 69 (72)発明者 ジョージ・ゲイリー・コノプカ アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、イ ースト・マッキースポート、ブロードウ ェイ・エグジット 546 (56)参考文献 特開 平５−100069（ＪＰ，Ａ) 特開 平２−287193（ＪＰ，Ａ) 特開 昭61−169793（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−86783（ＪＰ，Ａ) ＪＯＳＴ Ｍ Ｌ．，”Ｅｎｒｉｃｈ ｅｄ ｂｏｒｉｃ ａｃｉｄ ｐｒｏｍ ｉｓｅｓ ｇｒｅａｔｅｒ ｆｌｅｘｉ ｂｉｌｉｔｙ ｆｏｒ ＰＷＲ ｏｐｅ ｒａｔｏｒｓ．”Ｎｕｃｌ．Ｅｎｇ．Ｉ ｎｔ．，Ｖｏｌ．34，Ｎｏ．423 ｐ. 47（1989) ＣＲＥＳＰＯ Ａ，ｅｔ．ａｌ．，" Ｉｓｏｔｏｐｉｃ ｄｅｐｌｅｔｉｏｎ ｏｆ ｓｏｌｕｂｌｅ ｂｏｒｏｎ ｉｎ ａ ＰＷＲ．”Ｔｒａｎｓ Ａｍ Ｎｕｃｌ Ｓｏｃ．，Ｖｏｌ．57 ｐ．314−315（1988) ＡＳＡＩ Ｎ，ｅｔ．ａｌ．，”Ｅｖ ａｌｕａｔｉｏｎ ｏｆ ｂｏｒｏｎ− 10 ｄｅｐｌｅｔｉｏｎ ｄｕｒｉｎｇ ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ ｏｐｅｒａｔｉｏ ｎ．”Ｔｒａｎｓ Ａｍ Ｎｕｃｌ Ｓ ｏｃ．，Ｖｏｌ．44，Ｎｏ．Ｓｕｐｐｌ １ ｐ．70−71（1983) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 7/22 G21C 9/033 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)
Claims (2)
- 【請求項１】 原子炉における、少なくとも２０：８０
のホウ素−１０対ホウ素−１１の同位体原子比を有する
濃縮ホウ酸溶液からなる供給ホウ素−１０濃縮ホウ酸冷
却材の濃度を制御するための方法であって、 （ａ）ホウ素−１０対ホウ素−１１の最大同位体原子比
１９.８：８０.２を有する天然ホウ酸溶液を燃料交換水
系に供給し、 （ｂ）原子炉容器を通って循環する前記ホウ素−１０濃
縮ホウ酸冷却材を原子炉冷却材系に供給し、 （ｃ）前記原子炉容器の燃料交換前に前記供給冷却材か
らのホウ素−１０の一部をホウ素−１０貯蔵手段に溜
め、 （ｄ）前記原子炉の運転を停止し、前記原子炉容器の蓋
体を除去し、前記原子炉容器の燃料交換中に前記原子炉
冷却材系と燃料交換用キャナルとに天然ホウ酸溶液を充
満させて燃料交換溶液とし、 （ｅ）前記燃料交換用キャナルを排水し、前記原子炉容
器の蓋体を再び取り付け、 （ｆ）前記燃料交換溶液を濃縮ホウ酸によって排除し
て、排除溶液を出し、 （ｇ）前記濃縮ホウ酸を用いて前記原子炉冷却材系の量
を増大させる、 諸ステップからなるホウ酸濃度制御方法。 - 【請求項２】 少なくとも２０：８０のホウ素−１０対
ホウ素−１１同位体原子比を有する濃縮ホウ酸溶液を含
んでいる原子炉の原子炉冷却材系におけるホウ素−１０
濃縮ホウ酸溶液濃度を制御する方法であって、 （ａ）該冷却材系から所定量のホウ素−１０材をホウ素
−１０貯蔵手段に導き、そして複数の燃料棒の核***性
物質が実質的に減損したときに該ホウ素−１０貯蔵手段
を出る流体が低濃度のホウ素−１０材を含有する減損冷
却材になる程度まで前記所定量の一部をその中に貯蔵
し、 （ｂ）制御棒及び実質的に天然ホウ酸からなるホウ酸を
溶解させたホウ酸水溶液を用いて原子炉を停止し、原子
炉容器を開放し、天然ホウ酸溶液からなる燃料交換水貯
蔵タンク溶液の一部で前記冷却材系を溢れさせ、これに
より該燃料交換水貯蔵タンク溶液の一部と前記減損冷却
材の一部とからなる燃料交換溶液を生成し、 （ｃ）該原子炉容器内の燃料を交換し、前記燃料交換溶
液の一部を前記燃料交換水貯蔵タンクへ移送し、 （ｄ）前記原子炉容器を閉じ、 （ｅ）前記燃料交換溶液の一部を廃溶液受け入れ手段に
排出して該冷却材系に該溶液の残りを残留させ、 （ｆ）少なくとも２０：８０のホウ素−１０対ホウ素−
１１同位体原子比を有するホウ素−１０濃縮ホウ酸溶液
を含有する置換溶液で前記溶液の残りの一部を排除す
る、 諸ステップからなるホウ酸濃度制御方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/678,782 US5291530A (en) | 1991-04-01 | 1991-04-01 | Enriched boron-10 boric acid control system for a nuclear reactor plant |
| US678782 | 2003-10-03 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05100070A JPH05100070A (ja) | 1993-04-23 |
| JP3097712B2 true JP3097712B2 (ja) | 2000-10-10 |
Family
ID=24724242
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP04079764A Expired - Lifetime JP3097712B2 (ja) | 1991-04-01 | 1992-04-01 | ホウ酸濃度制御方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US5291530A (ja) |
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