JPH05273388A - 原子力発電所 - Google Patents
原子力発電所Info
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- JPH05273388A JPH05273388A JP4067071A JP6707192A JPH05273388A JP H05273388 A JPH05273388 A JP H05273388A JP 4067071 A JP4067071 A JP 4067071A JP 6707192 A JP6707192 A JP 6707192A JP H05273388 A JPH05273388 A JP H05273388A
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- Japan
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- ions
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 原子力発電所の原子炉冷却材中に存在する低
濃度の放射性核種イオンを効率よく浄化装置で捕捉除去
することにより、冷却材中の放射能濃度を極限まで低減
することを目的としたことにある。 【構成】 浄化装置13の入口側の配管12に貯槽15
中の溶液を注入ポンプ16および注入配管17により注
入するようにしており、貯槽15中の溶液としては、冷
却材中に存在する放射性イオンの同位体イオンであって
非放射性のもの、例えばコバルトイオン、マンガンイオ
ン、クロムイオンが蓄えられる。注入ポンプ16により
貯槽15中の非放射性同位体イオンを注入すると、浄化
装置入口におけるイオン濃度が増加し、非放射性イオン
共々放射性核種イオンを効率良く浄化装置にて除去する
構成とした。
濃度の放射性核種イオンを効率よく浄化装置で捕捉除去
することにより、冷却材中の放射能濃度を極限まで低減
することを目的としたことにある。 【構成】 浄化装置13の入口側の配管12に貯槽15
中の溶液を注入ポンプ16および注入配管17により注
入するようにしており、貯槽15中の溶液としては、冷
却材中に存在する放射性イオンの同位体イオンであって
非放射性のもの、例えばコバルトイオン、マンガンイオ
ン、クロムイオンが蓄えられる。注入ポンプ16により
貯槽15中の非放射性同位体イオンを注入すると、浄化
装置入口におけるイオン濃度が増加し、非放射性イオン
共々放射性核種イオンを効率良く浄化装置にて除去する
構成とした。
Description
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉冷却材中の不純
物をイオン交換樹脂に通して浄化する浄化設備を有する
原子力発電所に関する。
物をイオン交換樹脂に通して浄化する浄化設備を有する
原子力発電所に関する。
【0002】
【従来の技術】例えば、原子力発電所で原子炉冷却材
(以下、冷却材と称する。)中の不純物を除去するため
に、その冷却材をイオン交換樹脂に通して浄化してい
る。これは、冷却材中のイオン性不純物が原子炉におけ
る中性子照射により放射化して放射性核種となり、これ
が原子炉に付帯する配管、機器等に付着して、これらの
配管、機器等の放射線量が増大するのを防止するためで
ある。
(以下、冷却材と称する。)中の不純物を除去するため
に、その冷却材をイオン交換樹脂に通して浄化してい
る。これは、冷却材中のイオン性不純物が原子炉におけ
る中性子照射により放射化して放射性核種となり、これ
が原子炉に付帯する配管、機器等に付着して、これらの
配管、機器等の放射線量が増大するのを防止するためで
ある。
【0003】特に、冷却材中の金属イオン例えばコバル
ト、ニッケル等のイオンは、中性子照射によりそれぞれ
コバルト−60、コバルト−58等の放射性核種のイオ
ンとなり、配管、機器等の放射線量を増大させるため、
これら金属の除去に主眼が置かれていた。
ト、ニッケル等のイオンは、中性子照射によりそれぞれ
コバルト−60、コバルト−58等の放射性核種のイオ
ンとなり、配管、機器等の放射線量を増大させるため、
これら金属の除去に主眼が置かれていた。
【0004】図4は、従来の原子力発電所の概略系統の
例を示すものである。原子炉1にて発生した蒸気は、蒸
気配管2からタ−ビン3に導かれ、これに接続された発
電機4を駆動した後、復水器5にて水に戻された後、給
水ポンプ6、給水配管7を経て、冷却材として原子炉1
に戻される。再循環配管8及び再循環ポンプ9により、
原子炉1内の冷却材の流動が調整され、原子炉出力等の
調整が行われる。
例を示すものである。原子炉1にて発生した蒸気は、蒸
気配管2からタ−ビン3に導かれ、これに接続された発
電機4を駆動した後、復水器5にて水に戻された後、給
水ポンプ6、給水配管7を経て、冷却材として原子炉1
に戻される。再循環配管8及び再循環ポンプ9により、
原子炉1内の冷却材の流動が調整され、原子炉出力等の
調整が行われる。
【0005】ここで、冷却材中の不純物を除去するため
に、再循環配管8から分岐した配管10及び浄化ポンプ
11により浄化装置13に導かれるようになていた。こ
の浄化装置13としては、粒状イオン交換樹脂を用いた
混床式脱塩装置あるいは濾過用エレメントに粉末状イオ
ン交換樹脂をプレコ−トし、このプレコ−ト層に冷却材
を通し濾過とイオン交換を行う濾過脱塩装置が用いられ
ていた。この浄化装置13により浄化された冷却材は配
管14から給水配管7に送られ、原子炉1に戻されるよ
うになっていた。
に、再循環配管8から分岐した配管10及び浄化ポンプ
11により浄化装置13に導かれるようになていた。こ
の浄化装置13としては、粒状イオン交換樹脂を用いた
混床式脱塩装置あるいは濾過用エレメントに粉末状イオ
ン交換樹脂をプレコ−トし、このプレコ−ト層に冷却材
を通し濾過とイオン交換を行う濾過脱塩装置が用いられ
ていた。この浄化装置13により浄化された冷却材は配
管14から給水配管7に送られ、原子炉1に戻されるよ
うになっていた。
【0006】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術は、通常
の金属イオンの除去に対しては有効であるが、冷却材中
に存在する微量の放射性核種イオンの除去効率に対して
考慮がなされておらず、冷却材中に存在する放射能を極
限まで低減する能力を有していなかった。
の金属イオンの除去に対しては有効であるが、冷却材中
に存在する微量の放射性核種イオンの除去効率に対して
考慮がなされておらず、冷却材中に存在する放射能を極
限まで低減する能力を有していなかった。
【0007】この浄化装置の機能としては、第1に中性
子照射ににより放射性核種となる金属イオン即ち親核種
イオンの除去があげられ、第2に中性子照射により放射
化された放射性核種イオンの直接除去が考えられる。
子照射ににより放射性核種となる金属イオン即ち親核種
イオンの除去があげられ、第2に中性子照射により放射
化された放射性核種イオンの直接除去が考えられる。
【0008】通常、前者の親核種イオンは冷却材中に数
ppbのオ−ダあるいはそれ以上存在し、除染係数10
0以上と高効率で除去することができ、0.01ppb
オ−ダまで低減できるものもあった。ただし、これ以下
の濃度に低減するのはイオン交換樹脂の特性上困難であ
った。
ppbのオ−ダあるいはそれ以上存在し、除染係数10
0以上と高効率で除去することができ、0.01ppb
オ−ダまで低減できるものもあった。ただし、これ以下
の濃度に低減するのはイオン交換樹脂の特性上困難であ
った。
【0009】ここで、除染係数とは、浄化装置入口の対
象イオン濃度を浄化装置出口の同対象イオン濃度で除し
た結果得られる数値で、浄化装置における対象イオンの
除去効率を示すものである。
象イオン濃度を浄化装置出口の同対象イオン濃度で除し
た結果得られる数値で、浄化装置における対象イオンの
除去効率を示すものである。
【0010】次に、後者の放射性核種イオンは、冷却材
中に存在する濃度としてはごく微量であり、例えば代表
的放射性核種であるコバルト−60においては、通常
0.1〜数Bq/mlの放射能が冷却材中に存在する
が、0.1Bq/mlの放射能は、物質濃度としては
0.02ppbと小さな値となる。このような低濃度の
イオンに対しては、イオン交換樹脂のイオン交換効率が
低く、このイオンを浄化装置で高効率で除去することが
できなかった。
中に存在する濃度としてはごく微量であり、例えば代表
的放射性核種であるコバルト−60においては、通常
0.1〜数Bq/mlの放射能が冷却材中に存在する
が、0.1Bq/mlの放射能は、物質濃度としては
0.02ppbと小さな値となる。このような低濃度の
イオンに対しては、イオン交換樹脂のイオン交換効率が
低く、このイオンを浄化装置で高効率で除去することが
できなかった。
【0011】本発明は、冷却材中に存在する低濃度の放
射性核種イオンを効率よく浄化装置で捕捉除去すること
により、冷却材中の放射能濃度を極限まで低減すること
を目的としたことにある。
射性核種イオンを効率よく浄化装置で捕捉除去すること
により、冷却材中の放射能濃度を極限まで低減すること
を目的としたことにある。
【0012】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する原子
力発電所の具体的な構成は、原子炉冷却材をイオン交換
樹脂に通して浄化する浄化設備を有する原子力発電所に
おいて、原子炉冷却材中に存在する放射性イオンの同位
体イオンであって非放射性のものを上記浄化設備の上流
側において当該原子炉冷却材中に注入するイオン注入設
備を有することを特徴とする。
力発電所の具体的な構成は、原子炉冷却材をイオン交換
樹脂に通して浄化する浄化設備を有する原子力発電所に
おいて、原子炉冷却材中に存在する放射性イオンの同位
体イオンであって非放射性のものを上記浄化設備の上流
側において当該原子炉冷却材中に注入するイオン注入設
備を有することを特徴とする。
【0013】
【作用】上記した構成の原子力発電所は、浄化設備の上
流側に注入した非放射性同位体イオンは、放射性核種イ
オンと同様の挙動をし、結果として放射性核種イオンが
高濃度で存在するかの如くに放射性核種イオンが高効率
で、即ち大きな除染係数で浄化設備にて除去されるよう
に作用する。
流側に注入した非放射性同位体イオンは、放射性核種イ
オンと同様の挙動をし、結果として放射性核種イオンが
高濃度で存在するかの如くに放射性核種イオンが高効率
で、即ち大きな除染係数で浄化設備にて除去されるよう
に作用する。
【0014】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図1により説明す
る。
る。
【0015】原子力発電所の基本系統構成は従来の技術
とかわることはない。即ち、原子炉1にて発生した蒸気
は、蒸気配管2からタ−ビン3に導かれ、これに接続さ
れた発電機4を駆動した後、復水器5にて水に戻された
後、給水ポンプ6、給水配管7を経て、冷却材として原
子炉1に戻される。再循環配管8及び再循環ポンプ9に
より、原子炉1内の冷却材の流動が調整され、原子炉出
力等の調整が行われる。冷却材中の不純物を除去するた
めに、再循環配管8から分岐した配管10及び浄化ポン
プ11により浄化装置13に導かれる。
とかわることはない。即ち、原子炉1にて発生した蒸気
は、蒸気配管2からタ−ビン3に導かれ、これに接続さ
れた発電機4を駆動した後、復水器5にて水に戻された
後、給水ポンプ6、給水配管7を経て、冷却材として原
子炉1に戻される。再循環配管8及び再循環ポンプ9に
より、原子炉1内の冷却材の流動が調整され、原子炉出
力等の調整が行われる。冷却材中の不純物を除去するた
めに、再循環配管8から分岐した配管10及び浄化ポン
プ11により浄化装置13に導かれる。
【0016】この浄化装置13としては、粒状イオン交
換樹脂を用いた混床式脱塩装置あるいは濾過用エレメン
トに粉末状イオン交換樹脂をプレコ−トし、このプレコ
−ト層に冷却材を通し濾過とイオン交換を行う濾過脱塩
装置を用いる。
換樹脂を用いた混床式脱塩装置あるいは濾過用エレメン
トに粉末状イオン交換樹脂をプレコ−トし、このプレコ
−ト層に冷却材を通し濾過とイオン交換を行う濾過脱塩
装置を用いる。
【0017】特徴的なこととして、浄化装置13の入口
側の配管12に貯槽15中の溶液を注入ポンプ16及び
注入配管17により注入するようにしている。貯槽15
中の溶液としては冷却材中に存在する放射性核種(既に
放射化されたもの)の非放射性同位体イオンの水溶液を
用いている。
側の配管12に貯槽15中の溶液を注入ポンプ16及び
注入配管17により注入するようにしている。貯槽15
中の溶液としては冷却材中に存在する放射性核種(既に
放射化されたもの)の非放射性同位体イオンの水溶液を
用いている。
【0018】一般に冷却材中に存在する放射性核種は、
コバルト−60、コバルト−58、マンガン−54、ク
ロム−51等であり、溶液としては、コバルトイオン、
マンガンイオン、クロムイオンを含む水溶液をそれぞれ
単独、あるいは複数の混合で使用する。これらの水溶液
は、それぞれ硫酸コバルト,水酸化マンガン、硫酸クロ
ムを水に溶解する等により得えられる。
コバルト−60、コバルト−58、マンガン−54、ク
ロム−51等であり、溶液としては、コバルトイオン、
マンガンイオン、クロムイオンを含む水溶液をそれぞれ
単独、あるいは複数の混合で使用する。これらの水溶液
は、それぞれ硫酸コバルト,水酸化マンガン、硫酸クロ
ムを水に溶解する等により得えられる。
【0019】これらの溶液の注入の効果を図2により説
明する。
明する。
【0020】図2は、浄化装置13入口側の配管12に
おける金属イオン濃度と冷却材中に存在する前記金属の
放射性同位体イオンの浄化装置13における除染係数と
の関係を示すものである。
おける金属イオン濃度と冷却材中に存在する前記金属の
放射性同位体イオンの浄化装置13における除染係数と
の関係を示すものである。
【0021】同図の横軸の金属イオン濃度は、冷却材中
に元々存在する放射性核種イオンと貯槽15より注入し
た非放射性同位体イオンの両者を含むものであり、その
単位はppbである。同図中の曲線イは、コバルトイオ
ンに関するものであり、対象となる放射性核種イオン
は、コバルト−60及びコバルト−58である。
に元々存在する放射性核種イオンと貯槽15より注入し
た非放射性同位体イオンの両者を含むものであり、その
単位はppbである。同図中の曲線イは、コバルトイオ
ンに関するものであり、対象となる放射性核種イオン
は、コバルト−60及びコバルト−58である。
【0022】同図中の曲線ロは、マンガンイオンに関す
るものであり、対象となる放射性核種イオンは、マンガ
ン−54である。また、同図中の曲線ハは、クロムイオ
ンに関するものであり、対象となる放射性核種イオン
は、クロム−51である。
るものであり、対象となる放射性核種イオンは、マンガ
ン−54である。また、同図中の曲線ハは、クロムイオ
ンに関するものであり、対象となる放射性核種イオン
は、クロム−51である。
【0023】それぞれについて特徴的なことは、浄化装
置入口金属イオン濃度の変化に対して放射性核種イオン
の除染係数の変化が大きく、0.01〜数ppbの間で
の浄化装置入口金属イオンの濃度増大に対して放射性核
種イオンの除染係数が10から106 にまで増大してい
る。
置入口金属イオン濃度の変化に対して放射性核種イオン
の除染係数の変化が大きく、0.01〜数ppbの間で
の浄化装置入口金属イオンの濃度増大に対して放射性核
種イオンの除染係数が10から106 にまで増大してい
る。
【0024】このように、浄化装置13の入口の金属イ
オン濃度を増大させることにより、放射性核種イオンの
除去効率を飛躍適に高めることができる。特に、コバル
ト、マンガン及びクロムに対し、浄化装置入口金属イオ
ン濃度がそれぞれ0.05ppb,0.2ppb及び2
ppb以上であれは、放射性核種イオンの除染係数が1
00以上と大きくなっている。特に、コバルトの放射性
核種は発生するガンマ線エネルギが大きく、放射線量率
への寄与も大きいため、浄化装置入口金属イオン濃度は
少なくとも、0.05ppb以上とするのが好適であ
る。
オン濃度を増大させることにより、放射性核種イオンの
除去効率を飛躍適に高めることができる。特に、コバル
ト、マンガン及びクロムに対し、浄化装置入口金属イオ
ン濃度がそれぞれ0.05ppb,0.2ppb及び2
ppb以上であれは、放射性核種イオンの除染係数が1
00以上と大きくなっている。特に、コバルトの放射性
核種は発生するガンマ線エネルギが大きく、放射線量率
への寄与も大きいため、浄化装置入口金属イオン濃度は
少なくとも、0.05ppb以上とするのが好適であ
る。
【0025】したがって、貯槽15中における非放射性
同位体コバルトイオン、非放射性同位体マンガンイオ
ン、非放射性同位体クロムイオンの濃度は、浄化装置入
口側における各放射性核種イオンとの総和の濃度が、例
えばコバルトに対しては0.05ppb以上、マンガン
に対しては0.2ppb以上、クロムに対しては2pp
b以上となるように定めればよい。
同位体コバルトイオン、非放射性同位体マンガンイオ
ン、非放射性同位体クロムイオンの濃度は、浄化装置入
口側における各放射性核種イオンとの総和の濃度が、例
えばコバルトに対しては0.05ppb以上、マンガン
に対しては0.2ppb以上、クロムに対しては2pp
b以上となるように定めればよい。
【0026】また、浄化装置入口側における金属イオン
濃度の調整は、注入ポンプ16による注入流量の制御に
より行ってもよい。
濃度の調整は、注入ポンプ16による注入流量の制御に
より行ってもよい。
【0027】図3は本発明の他の実施例を示している。
【0028】図1に示した実施例では、貯槽15中に非
放射性同位体コバルトイオン、非放射性同位体マンガン
イオン、非放射性同位体クロムイオンを含む水溶液を夫
々単独あるいは混合して用いるようにしているが、本実
施例は個々の非放射性同位体イオン毎に専用の貯槽15
a,15b,15cを設けると共に、各貯槽15a,1
5b,15c毎に注入ポンプ16a,16b,16cを
設け、各貯槽内の単独の非放射性同位体イオン溶液を夫
々の注入ポンプ16a,16b,16cにより注入配管
17を通して浄化装置13の配管12に注入するように
している。
放射性同位体コバルトイオン、非放射性同位体マンガン
イオン、非放射性同位体クロムイオンを含む水溶液を夫
々単独あるいは混合して用いるようにしているが、本実
施例は個々の非放射性同位体イオン毎に専用の貯槽15
a,15b,15cを設けると共に、各貯槽15a,1
5b,15c毎に注入ポンプ16a,16b,16cを
設け、各貯槽内の単独の非放射性同位体イオン溶液を夫
々の注入ポンプ16a,16b,16cにより注入配管
17を通して浄化装置13の配管12に注入するように
している。
【0029】
【発明の効果】本発明によれば、冷却材中の放射性核種
イオンを飛躍適に効率良く除去することができ原子力発
電所の配管機器等の放射線量率を低減し、定期検査等に
おける保守点検性を更に向上し、この作業時の作業員の
被ばく等の最少化をはかることができる。
イオンを飛躍適に効率良く除去することができ原子力発
電所の配管機器等の放射線量率を低減し、定期検査等に
おける保守点検性を更に向上し、この作業時の作業員の
被ばく等の最少化をはかることができる。
【図1】本発明による原子力発電所の一実施例を示す概
略系統図。
略系統図。
【図2】図1の実施例の効果を示す浄化装置入口金属イ
オン濃度と放射性核種イオン除染係数の関係を示す図。
オン濃度と放射性核種イオン除染係数の関係を示す図。
【図3】本発明による原子力発電所の他の実施例を示す
概略系統図。
概略系統図。
【図4】従来の原子力発電所の概略系統図。
1…原子炉 3…タ−ビン 7…給水配管 8…再循
環配管 11…浄化ポンプ 12…配管 13…浄化装置 15
…貯槽 16…注入ポンプ 17…注入配管
環配管 11…浄化ポンプ 12…配管 13…浄化装置 15
…貯槽 16…注入ポンプ 17…注入配管
Claims (6)
- 【請求項1】 原子炉冷却材をイオン交換樹脂に通して
浄化する浄化設備を有する原子力発電所において、原子
炉冷却材中に存在する放射性イオンの同位体イオンであ
って非放射性のものを上記浄化設備の上流側において当
該原子炉冷却材中に注入するイオン注入設備を有するこ
とを特徴とする原子力発電所。 - 【請求項2】 請求項1において、イオン注入設備は、
原子炉冷却材中に存在する放射性イオンの同位体イオン
であって非放射性のものを1種又は2種以上溶液状態で
収容する貯槽を有することを特徴とする原子力発電所。 - 【請求項3】 請求項1において、イオン注入設備は、
原子炉冷却材中に存在する放射性イオンの同位体イオン
であって非放射性のものを個々に溶液状態で収容する貯
槽を有することを特徴とする原子力発電所。 - 【請求項4】 請求項1、2又は3において、イオン注
入設備は、浄化設備の入口側におけるコバルトイオンの
濃度を少なくとも0.05ppb以上に維持することを
特徴とする原子力発電所。 - 【請求項5】 請求項1、2又は3において、イオン注
入設備は、浄化設備の入口側におけるマンガンイオンの
濃度を少なくとも0.2ppb以上に維持することを特
徴とする原子力発電所。 - 【請求項6】 請求項1、2又は3において、イオン注
入設備は、浄化設備の入口側におけるクロムイオンの濃
度を少なくとも2ppb以上に維持することを特徴とす
る原子力発電所。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP04067071A JP3083629B2 (ja) | 1992-03-25 | 1992-03-25 | 原子力発電所 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP04067071A JP3083629B2 (ja) | 1992-03-25 | 1992-03-25 | 原子力発電所 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH05273388A true JPH05273388A (ja) | 1993-10-22 |
JP3083629B2 JP3083629B2 (ja) | 2000-09-04 |
Family
ID=13334267
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP04067071A Expired - Fee Related JP3083629B2 (ja) | 1992-03-25 | 1992-03-25 | 原子力発電所 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP3083629B2 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012127949A (ja) * | 2010-12-15 | 2012-07-05 | Electric Power Research Inst Inc | 軽水炉一次冷却材の放射能浄化 |
CN110136856A (zh) * | 2019-04-29 | 2019-08-16 | 江苏核电有限公司 | 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制***及其控制方法 |
-
1992
- 1992-03-25 JP JP04067071A patent/JP3083629B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012127949A (ja) * | 2010-12-15 | 2012-07-05 | Electric Power Research Inst Inc | 軽水炉一次冷却材の放射能浄化 |
CN110136856A (zh) * | 2019-04-29 | 2019-08-16 | 江苏核电有限公司 | 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制***及其控制方法 |
CN110136856B (zh) * | 2019-04-29 | 2021-11-30 | 江苏核电有限公司 | 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制***及其控制方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP3083629B2 (ja) | 2000-09-04 |
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