JPS5879196A - 放射性イオン付着抑制方法 - Google Patents
放射性イオン付着抑制方法Info
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- JPS5879196A JPS5879196A JP56177090A JP17709081A JPS5879196A JP S5879196 A JPS5879196 A JP S5879196A JP 56177090 A JP56177090 A JP 56177090A JP 17709081 A JP17709081 A JP 17709081A JP S5879196 A JPS5879196 A JP S5879196A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Lining Or Joining Of Plastics Or The Like (AREA)
- 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】
本発明は、放射性イオン付着抑制方法に係り、特に、沸
騰水型原子炉の構造材表面への６０ＣＯイオ／の付着を
抑制するのに好適な放射性イオン付着抑制方法に関する
ものである。
騰水型原子炉の構造材表面への６０ＣＯイオ／の付着を
抑制するのに好適な放射性イオン付着抑制方法に関する
ものである。
原子力発電所、例えば、沸騰水型原子力発電所の一次冷
却水系に使用されている配管、ポンプ、弁および機器等
の構造材を長期間使用していると、これらの構造材から
金属不純物が溶出する。金属不純物は、やがて原子炉内
に搬入され、ここで中性子照射を受けることにより放射
化され、放射性腐食生成物を生成する。放射性腐食生成
物には、冷却水に溶解した成分（以下、イオンと称する
）と、不溶性の固体成分（以下、クラッドと称する）と
がある。
却水系に使用されている配管、ポンプ、弁および機器等
の構造材を長期間使用していると、これらの構造材から
金属不純物が溶出する。金属不純物は、やがて原子炉内
に搬入され、ここで中性子照射を受けることにより放射
化され、放射性腐食生成物を生成する。放射性腐食生成
物には、冷却水に溶解した成分（以下、イオンと称する
）と、不溶性の固体成分（以下、クラッドと称する）と
がある。
このようにして、生成された ６０ ＣＯおよび５４Ｍ
０等の長半減期を有する放射性腐食生成物は、原子炉の
一次冷却水系を循還しているうちに構造材表面に付着す
る。これは、構造材表面の放射線の線量率を高める原因
となる。したがって、作業員の放射線被ばくを防止する
ため、原子炉の保守点検を短時間で実施することが困難
となる。
０等の長半減期を有する放射性腐食生成物は、原子炉の
一次冷却水系を循還しているうちに構造材表面に付着す
る。これは、構造材表面の放射線の線量率を高める原因
となる。したがって、作業員の放射線被ばくを防止する
ため、原子炉の保守点検を短時間で実施することが困難
となる。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をなりシ、構
造材への放射性イオンの伺着を抑制することにある。
造材への放射性イオンの伺着を抑制することにある。
本発明の特徴は、Ｍｇ、Ｃｒ、Ｖ、Ｔｉ＋ ＣＩＩＮ
’ 、 Ｚ ’およびｃｄからなる群から選らばれた少
なくとも１種の物質の金属イオンを冷却材中に添加する
ことにある。
’ 、 Ｚ ’およびｃｄからなる群から選らばれた少
なくとも１種の物質の金属イオンを冷却材中に添加する
ことにある。
一次冷却系構造材の表面線量率の上昇を防止するため、
構造材に付着した放射性腐食生成物を機械的に除去する
ことが実施されている。機械的洗浄方法によれば、構造
材の表面線量率を一時的に減少させることが可能である
。しかし、何着した放射性腐食生成物の中には、機械的
洗浄方法では除去が非常に困難なものがある。このよう
な付着物が長年にわたって徐々に集積されることにより
構造材の表面線量率は年々徐々に増加する傾向にある。
構造材に付着した放射性腐食生成物を機械的に除去する
ことが実施されている。機械的洗浄方法によれば、構造
材の表面線量率を一時的に減少させることが可能である
。しかし、何着した放射性腐食生成物の中には、機械的
洗浄方法では除去が非常に困難なものがある。このよう
な付着物が長年にわたって徐々に集積されることにより
構造材の表面線量率は年々徐々に増加する傾向にある。
本発明は、構造材の表面に強固に付着して機械的洗浄方
法によって除去することが困難な放射性腐食生成物が一
次冷却水中の放射性イオンに基づくものであって、この
放射性イオンが、非放射性イオンとともに構造材表面に
フェライト層を形成する際に、フェライト層内に固溶し
た状態で取シ込まれ、フェライト層における放射性イオ
ンの付着速度が、冷却材中の金属イオンのａ度に反比例
する点に着目してなされたものである。すなわち、放射
性イオンが存在する冷却月中の金属イオン濃度を高める
ことによって、放射性イオンの構造材フェライト層への
付着速度を低下させるものである。
法によって除去することが困難な放射性腐食生成物が一
次冷却水中の放射性イオンに基づくものであって、この
放射性イオンが、非放射性イオンとともに構造材表面に
フェライト層を形成する際に、フェライト層内に固溶し
た状態で取シ込まれ、フェライト層における放射性イオ
ンの付着速度が、冷却材中の金属イオンのａ度に反比例
する点に着目してなされたものである。すなわち、放射
性イオンが存在する冷却月中の金属イオン濃度を高める
ことによって、放射性イオンの構造材フェライト層への
付着速度を低下させるものである。
沸騰水型原子力発電所の再循環系等の配管、ポンプ、弁
等への放射性腐食生成物の付着機構を解明するために種
々の実験が行なわれた。それらの実験によって第１図に
模式的に示したモデルのように腐食生成物がイづ着する
ことが明らかにされた。
等への放射性腐食生成物の付着機構を解明するために種
々の実験が行なわれた。それらの実験によって第１図に
模式的に示したモデルのように腐食生成物がイづ着する
ことが明らかにされた。
第１図において、ｌは一次冷却系の構造側、２はフェラ
イト層、３はクラッド、４は放射性イオンを示している
。構造材１の冷却水と接触する面に形成されるフェライ
ト層２は、α型の三酸化二鉄（ａ−Ｆｅ２０ａｌを主成
分とし、これにＮｉ、ｃｏおよびＣｒが固溶したものか
ら成っている。冷却水中に溶解している放射性イオン４
ば、このフェライト層２が構造材ｌの表面に形成される
際に同時にフェライト層２内に取り込まれるものと、す
でに形成されたフェライト層２中へ拡散し、同位体交換
反応等によって、フェライト層２中のＮｌ。
イト層、３はクラッド、４は放射性イオンを示している
。構造材１の冷却水と接触する面に形成されるフェライ
ト層２は、α型の三酸化二鉄（ａ−Ｆｅ２０ａｌを主成
分とし、これにＮｉ、ｃｏおよびＣｒが固溶したものか
ら成っている。冷却水中に溶解している放射性イオン４
ば、このフェライト層２が構造材ｌの表面に形成される
際に同時にフェライト層２内に取り込まれるものと、す
でに形成されたフェライト層２中へ拡散し、同位体交換
反応等によって、フェライト層２中のＮｌ。
Ｃｏ、Ｍｎ、Ｃｒ等と入れ代わり、強固に固定されるも
のとがある。放射性イオンは、フェライト層２を形成す
る際、構造材１の表面に形成される酸化被膜中に拡散し
、酸化被膜の成長に伴なって酸化第一鉄（Ｆｅｄ）の酸
化が進むにつれ、スピネル構造に取込まれる。クラッド
３は、フェライト層２０表面に比較的ゆるい状態で何着
する。
のとがある。放射性イオンは、フェライト層２を形成す
る際、構造材１の表面に形成される酸化被膜中に拡散し
、酸化被膜の成長に伴なって酸化第一鉄（Ｆｅｄ）の酸
化が進むにつれ、スピネル構造に取込まれる。クラッド
３は、フェライト層２０表面に比較的ゆるい状態で何着
する。
原子炉圧力容器内の冷却水中の放射性腐食生成物は、前
述の如く放射性イオンとクラッドに大別できる。結水系
への酸素注入等による構造材の腐食抑制策が実施されて
いる沸騰水型原子力発電プラントにおいては、原子炉圧
力容器内の冷却水中の放射性腐食生成物の重量濃度は数
ｐｐｂ以下になっている。このようなプラントでは、原
子炉圧力容器内の冷却水中のイオンの放射能濃度は、ク
ラッドの放射能濃度よりはるかに大きくなる。すなわち
、前者の放射能濃度は、後者のその約１０倍以上である
。
述の如く放射性イオンとクラッドに大別できる。結水系
への酸素注入等による構造材の腐食抑制策が実施されて
いる沸騰水型原子力発電プラントにおいては、原子炉圧
力容器内の冷却水中の放射性腐食生成物の重量濃度は数
ｐｐｂ以下になっている。このようなプラントでは、原
子炉圧力容器内の冷却水中のイオンの放射能濃度は、ク
ラッドの放射能濃度よりはるかに大きくなる。すなわち
、前者の放射能濃度は、後者のその約１０倍以上である
。
５８ Ｃｏ等のトレーサを用いた配管付着実験によると
、冷却水中のイオンとり２ツドの放射能濃度が等しい場
合、配管付着に及ぼすイオンの寄与がクラッドのそれの
１５倍以上になることが実験によって確認された。した
がって、配管表面の線量を低減するためには、イオンの
付着防止が重要であることが明らかである。
、冷却水中のイオンとり２ツドの放射能濃度が等しい場
合、配管付着に及ぼすイオンの寄与がクラッドのそれの
１５倍以上になることが実験によって確認された。した
がって、配管表面の線量を低減するためには、イオンの
付着防止が重要であることが明らかである。
発明者等は、第２図に示す実験装置を用いて、配管内面
への放射性イオンの付着状態を調べた。
への放射性イオンの付着状態を調べた。
この実験装置の構造を簡単に説明する。昇温部１１は、
容器１１Ａの外側にヒータＩＩＢを取イ」けたものであ
る。昇温部１１．配管テスト部１２およびポンプ１７は
、閉ループである配管１８にて連絡されている。トレー
サタンク１３および金属イオンタンク１４にそれぞれ接
続される配管１９Ａおよび１９Ｂは、配管１８に取付け
られる。
容器１１Ａの外側にヒータＩＩＢを取イ」けたものであ
る。昇温部１１．配管テスト部１２およびポンプ１７は
、閉ループである配管１８にて連絡されている。トレー
サタンク１３および金属イオンタンク１４にそれぞれ接
続される配管１９Ａおよび１９Ｂは、配管１８に取付け
られる。
ポンプ１５および１６が、配管１９Ａおよび１９Ｂに設
けられる。トレーサタンク１３内に５８ＣＯイオンが、
金属イオンタンク１４内にＮｉイオンが入っている。
けられる。トレーサタンク１３内に５８ＣＯイオンが、
金属イオンタンク１４内にＮｉイオンが入っている。
実験は、以下のようにして行なった。ポンプｌ７を、駆
動し、昇温部１１、配管テスト部１２および配管１８内
に冷却水（本実験では純水を用いた）を循環させる。冷
却水は、昇温部１１で、沸騰水型原子炉の冷却水の温度
条件である２８５℃まで加熱される。バルブをあけてポ
ンプ１６を駆動し、金属イオンタンクＪ４内のＮｉイオ
ンを配管Ｊ８内の冷却水中（Ｆ−注入し、配管１８内を
流れる冷却水中の金属イオン濃度を約１１） Ｉ） ｌ
）にする。
動し、昇温部１１、配管テスト部１２および配管１８内
に冷却水（本実験では純水を用いた）を循環させる。冷
却水は、昇温部１１で、沸騰水型原子炉の冷却水の温度
条件である２８５℃まで加熱される。バルブをあけてポ
ンプ１６を駆動し、金属イオンタンクＪ４内のＮｉイオ
ンを配管Ｊ８内の冷却水中（Ｆ−注入し、配管１８内を
流れる冷却水中の金属イオン濃度を約１１） Ｉ） ｌ
）にする。
所定濃度になった時、バルブをしめる。この金属イオン
濃度は、配管１８に取付けられたイオン濃度計によって
検出される。次に、バルブをあけてポンプ１５を゛駆動
し、トンーザタンク１３内の５８ＣＯイオンを配管１８
内に注入する。これによって、配管１８内を流れる冷却
水中の５８ ｃｏイオン濃度を約ｌＸｌ０”０μＣ１／
ｍｔにする。このように５８ ＣＯイオンを添加しても
、配管１８内を流れる冷却水中の金属イオン濃度は、約
１ｐｐｂである。冷却水を循環させているうちに ５
Ａ Ｃ□イオンが、配管テスト部１２の配管内面に付着
する。
濃度は、配管１８に取付けられたイオン濃度計によって
検出される。次に、バルブをあけてポンプ１５を゛駆動
し、トンーザタンク１３内の５８ＣＯイオンを配管１８
内に注入する。これによって、配管１８内を流れる冷却
水中の５８ ｃｏイオン濃度を約ｌＸｌ０”０μＣ１／
ｍｔにする。このように５８ ＣＯイオンを添加しても
、配管１８内を流れる冷却水中の金属イオン濃度は、約
１ｐｐｂである。冷却水を循環させているうちに ５
Ａ Ｃ□イオンが、配管テスト部１２の配管内面に付着
する。
所定時間経過後、配管テスト部１２に付着した５８ＣＯ
の放射能をＮａＩ（’１４）シンチレーション検出器で
測定した。次に、さらにＮｉイオンを冷却水中に注入し
、配管１８内を流れる冷却水の金属イオン濃度を約１５
ｐｐｂに高めて同様の実験を行なった。この時の冷却水
中の５８ＣＯイオン濃度は、約Ｉ ＸＩ Ｏ−６μＣＩ
／ｍｔである。それぞれの条件に対する配管テスト部１
２の５８ＣＯの放射能の測定結果から ５８ Ｃｏの配
管何着係数を求めた。
の放射能をＮａＩ（’１４）シンチレーション検出器で
測定した。次に、さらにＮｉイオンを冷却水中に注入し
、配管１８内を流れる冷却水の金属イオン濃度を約１５
ｐｐｂに高めて同様の実験を行なった。この時の冷却水
中の５８ＣＯイオン濃度は、約Ｉ ＸＩ Ｏ−６μＣＩ
／ｍｔである。それぞれの条件に対する配管テスト部１
２の５８ＣＯの放射能の測定結果から ５８ Ｃｏの配
管何着係数を求めた。
５８ＣＯの配管付着係数δ（ｔｙｎ ／ ｈ ）は、下
記の式で求めることができる。
記の式で求めることができる。
ｄ７’／ｄｔ−δＲ・・・・・・・・・・・印・・・・
（］）ここで、Ｐは単位面積あたりの５８ＣＯの付着量
、（μＣ＋／Ｊ ） 、’は時間（ｈｉ、、ｒｌ、は循
環している冷却水中の６８ ＣＯの濃度（μＣｉ／ｍｔ
）である。
（］）ここで、Ｐは単位面積あたりの５８ＣＯの付着量
、（μＣ＋／Ｊ ） 、’は時間（ｈｉ、、ｒｌ、は循
環している冷却水中の６８ ＣＯの濃度（μＣｉ／ｍｔ
）である。
配管への５８ＣＯの付着係数は、後者（金属イオン濃度
が１５ ｐＩ） ｌ）の場合ンが、前者（金属イオン濃
度が１ｐｐｂの場合）の約１／１０となった。これによ
り、冷却水中のＮ１イオン濃度が高くなると放射性イオ
ンの付着を減少できることがわかった。
が１５ ｐＩ） ｌ）の場合ンが、前者（金属イオン濃
度が１ｐｐｂの場合）の約１／１０となった。これによ
り、冷却水中のＮ１イオン濃度が高くなると放射性イオ
ンの付着を減少できることがわかった。
ＮＩの代りに、Ｍｇ＋ Ｃｒ、Ｖ、Ｔｉ ＋ Ｃｕ＋
７、 ｎおよびｃｄのイオンを冷却水中に添加して同様
に実験を行なったが、これらのイオン濃度が増加すると
放射性イオンの付着係数が低下した。これらの金属は、
２価丑たは３価の金属であってフェライト層のスピネル
構造に取込まれやすい物質である。
７、 ｎおよびｃｄのイオンを冷却水中に添加して同様
に実験を行なったが、これらのイオン濃度が増加すると
放射性イオンの付着係数が低下した。これらの金属は、
２価丑たは３価の金属であってフェライト層のスピネル
構造に取込まれやすい物質である。
冷却水中におけるＣ０ｌＭｎおよびＦｅのイオン濃度を
高めても放射性イオンの付着係数を小さくすることがで
きる。しかし、ＣＯおよびＭｎは原子炉内で放射化され
ることにより６０ＣＯおよび”Ｍｎの長半減期の放射性
核種を生成するので、これらを冷却材中に添加すること
は好しくない。
高めても放射性イオンの付着係数を小さくすることがで
きる。しかし、ＣＯおよびＭｎは原子炉内で放射化され
ることにより６０ＣＯおよび”Ｍｎの長半減期の放射性
核種を生成するので、これらを冷却材中に添加すること
は好しくない。
また、Ｆｅのように粒子状酸化物となって燃料棒表面に
付着し、ＣＯイオンのゲッタになって６０ＣＯの生成要
因になるような物質を冷却水中に添加することは好しく
ない。Ｍ ｇ ＨＣｒｇ Ｖ ＋Ｔｉ、Ｃｕ、Ｎｉ、Ｚ
ｎおよびｃｄは、核反応によって表１に示すような放射
性核種を生成するがこれらの半減期は６０ ＣＯに比べ
て著しく短かい。
付着し、ＣＯイオンのゲッタになって６０ＣＯの生成要
因になるような物質を冷却水中に添加することは好しく
ない。Ｍ ｇ ＨＣｒｇ Ｖ ＋Ｔｉ、Ｃｕ、Ｎｉ、Ｚ
ｎおよびｃｄは、核反応によって表１に示すような放射
性核種を生成するがこれらの半減期は６０ ＣＯに比べ
て著しく短かい。
（９）
また、これらの放射性イオンが、配管に付着したとして
も、半減期が著しく短かいので、短時間のうちに放射能
が低下する。したがって、原子炉発電プラントに適用し
た場合、原子力発電プラントの運転停止後に配管の表面
線量率が急激に低下するので、運転停止後に所定時間待
機すれば配管の保守点検が容易になる。
も、半減期が著しく短かいので、短時間のうちに放射能
が低下する。したがって、原子炉発電プラントに適用し
た場合、原子力発電プラントの運転停止後に配管の表面
線量率が急激に低下するので、運転停止後に所定時間待
機すれば配管の保守点検が容易になる。
表 １
（１０）
沸騰水型原子力発電プラントに適用した本発明の好適な
一実施例を第３図に基づいて以下に説明する。
一実施例を第３図に基づいて以下に説明する。
原子炉圧力容器２１内の炉心部３２を冷却水が通過する
ことによって、炉心部３２内の燃料棒が冷却される。冷
却水は、反対に加熱されて蒸気となる。発生した蒸気は
、主蒸気管２８を通って原子炉圧力容器２１からタービ
ン２２に送られ、復水器２３で凝縮される。復水器２３
内の凝縮水は、脱塩器２４で浄化され、さらに、給水加
熱器２５によって所定温度丑で加熱された後、給水配管
２９よシ炉心部３２を冷却する冷却水として原子炉圧力
容器２１内に戻される。原子炉圧力容器２１内の冷却水
は、再循環ポンプ３３を駆動することによって、再循環
配管３０内を流れ、炉心部３２内に供給される。
ことによって、炉心部３２内の燃料棒が冷却される。冷
却水は、反対に加熱されて蒸気となる。発生した蒸気は
、主蒸気管２８を通って原子炉圧力容器２１からタービ
ン２２に送られ、復水器２３で凝縮される。復水器２３
内の凝縮水は、脱塩器２４で浄化され、さらに、給水加
熱器２５によって所定温度丑で加熱された後、給水配管
２９よシ炉心部３２を冷却する冷却水として原子炉圧力
容器２１内に戻される。原子炉圧力容器２１内の冷却水
は、再循環ポンプ３３を駆動することによって、再循環
配管３０内を流れ、炉心部３２内に供給される。
再循環配管３０内を流れる冷却水の一部は、炉浄化系の
配管３４内に流入する。この冷却水は、ポンプ３６の１
駆動により、再生熱交換器３５および非再生熱交換器２
７を通って冷却された後脱塩（１１） フィルタ２６に導かれ、浄化される。冷却水に含まれて
いる放射性クラッドおよびイオンが、脱塩フィルタ２６
で除去される。浄化された冷却水は、再生熱交換器３５
で加熱され、給水配管２９を経て原子炉圧力容器２１内
に戻される。タンク３１内には、Ｃｒイオンが充填され
ている。電導度肝３７は、配管３４内を流れる冷却水中
の金属イオン濃度を測定する。この金属イオン濃度の測
定値は、制御器３９に送られる。測定された金属イオン
濃度が設定値（本実施例で１ｄｉｏｐＩ）！以下になっ
た時、制御器３９の信号に基づいてバルブ３８が開けら
れ、配管３４内にタンク３１よりＣｒイオンが注入され
る。原子炉圧力容器２１、配管３０および３４等内に存
在する冷却水中の金属イオン濃度が１０ｐＩ）ｂに調節
される。従来の沸騰水型原子力発電プラントの原子炉圧
力容器および配管内の冷却水中の金属イオン濃度は約１
ｐＩ）ｂであるので、本実施例の冷却水中の金属イオン
濃度は約１０倍に高められたことになる。したがって、
本実施例では、プラントの構造材の冷（１２） 動水と接触する表面に、放射性イオン、特に６０ ＣＯ
イオンの付着を抑制することができる。補修等によって
配管を交換することによって発生した使用済の配管、ポ
ンプ等の機器の保守で交換された部品等の放射性固体廃
棄物の取扱いも容易となり、その廃棄物の処理作業も容
易となる。さらに、前述したように、配管等の保守点検
も容易となる。
配管３４内に流入する。この冷却水は、ポンプ３６の１
駆動により、再生熱交換器３５および非再生熱交換器２
７を通って冷却された後脱塩（１１） フィルタ２６に導かれ、浄化される。冷却水に含まれて
いる放射性クラッドおよびイオンが、脱塩フィルタ２６
で除去される。浄化された冷却水は、再生熱交換器３５
で加熱され、給水配管２９を経て原子炉圧力容器２１内
に戻される。タンク３１内には、Ｃｒイオンが充填され
ている。電導度肝３７は、配管３４内を流れる冷却水中
の金属イオン濃度を測定する。この金属イオン濃度の測
定値は、制御器３９に送られる。測定された金属イオン
濃度が設定値（本実施例で１ｄｉｏｐＩ）！以下になっ
た時、制御器３９の信号に基づいてバルブ３８が開けら
れ、配管３４内にタンク３１よりＣｒイオンが注入され
る。原子炉圧力容器２１、配管３０および３４等内に存
在する冷却水中の金属イオン濃度が１０ｐＩ）ｂに調節
される。従来の沸騰水型原子力発電プラントの原子炉圧
力容器および配管内の冷却水中の金属イオン濃度は約１
ｐＩ）ｂであるので、本実施例の冷却水中の金属イオン
濃度は約１０倍に高められたことになる。したがって、
本実施例では、プラントの構造材の冷（１２） 動水と接触する表面に、放射性イオン、特に６０ ＣＯ
イオンの付着を抑制することができる。補修等によって
配管を交換することによって発生した使用済の配管、ポ
ンプ等の機器の保守で交換された部品等の放射性固体廃
棄物の取扱いも容易となり、その廃棄物の処理作業も容
易となる。さらに、前述したように、配管等の保守点検
も容易となる。
炉浄化系の配管３４内の冷却水中に金属イオンを注入す
る場合は、脱塩フィルタ２６より下流側で行なう必要が
ある。脱塩フィルタ２６ｉｌ″ｌｔ、冷却水中のクラッ
ドとイオンを取扱くので、脱塩フィルタ２６より上流の
配管３４内に金属イオンを注入すると、脱塩フィルタ２
６で除去されてしまい、金属イオン注入の効果が著しく
減少する。脱塩フィルタ２６より下流側の配管３４内に
金属イオンを注入しても冷却水が循環しているので、脱
塩フィルタ２６で金属イオンが徐々に除去される。しか
し、金属イオンの除去された分は、タンク３１より補給
される。一方、脱塩フィルタ２６の寿命（１３） の著しい短縮が懸念されるが、タンク３１から注入され
る金属イオンの量はわずかであるので、脱塩フィルタ２
６の寿命はあまり短縮されない。
る場合は、脱塩フィルタ２６より下流側で行なう必要が
ある。脱塩フィルタ２６ｉｌ″ｌｔ、冷却水中のクラッ
ドとイオンを取扱くので、脱塩フィルタ２６より上流の
配管３４内に金属イオンを注入すると、脱塩フィルタ２
６で除去されてしまい、金属イオン注入の効果が著しく
減少する。脱塩フィルタ２６より下流側の配管３４内に
金属イオンを注入しても冷却水が循環しているので、脱
塩フィルタ２６で金属イオンが徐々に除去される。しか
し、金属イオンの除去された分は、タンク３１より補給
される。一方、脱塩フィルタ２６の寿命（１３） の著しい短縮が懸念されるが、タンク３１から注入され
る金属イオンの量はわずかであるので、脱塩フィルタ２
６の寿命はあまり短縮されない。
本発明は、加圧水型原子炉の一次系にも適用することが
可能である。
可能である。
本発明によれば、原子カプラントの構造材の冷却材と接
触する表面への放射性イオンの何着を、著しく抑制する
ことができる。
触する表面への放射性イオンの何着を、著しく抑制する
ことができる。
第１図は放射性イオンおよびクラッドの構造材゛ 表面
への付着機構を示す模式図、第２図は本発明の機能を確
認した実験装置の系統図、第３図は沸騰水型原子力発電
プラントに適用した本発明の好適な一実施例の系統図で
ある。 ２１・・・原子炉圧力容器、２６・・・脱塩フィルタ、
３０．３４・・・配管、３１・・・タンク、３７・・・
電導度（１４） 第 ２ え 第 ３ 図 ｇ 第１頁の続き Ｑ＞発 明 者 小澤義弘 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 ［相］発 明 者 遠藤正男 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 Ｑ＞発 明 者 植竹直人 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 ■出 願 人 東北電力株式会社 仙台型１番町３丁目７番１号 ＋７ｆ）出 願 人 中部電力株式会社名古屋市東区東
新町一番地 （７ｇ）出 願 人 北陸電力株式会社富山市桜橋通り
３番１号 ・７ｐ出 願 人 中国電力株式会社 広島市中区小町４番３３号 ／？〔出 願 人 日本原子力発電株式会社東京都千代
田区大手町−丁目６ ＣＤ出 願 人 株式会社日立製作所 東京都千代田区丸の内−下目５ 番１号
への付着機構を示す模式図、第２図は本発明の機能を確
認した実験装置の系統図、第３図は沸騰水型原子力発電
プラントに適用した本発明の好適な一実施例の系統図で
ある。 ２１・・・原子炉圧力容器、２６・・・脱塩フィルタ、
３０．３４・・・配管、３１・・・タンク、３７・・・
電導度（１４） 第 ２ え 第 ３ 図 ｇ 第１頁の続き Ｑ＞発 明 者 小澤義弘 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 ［相］発 明 者 遠藤正男 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 Ｑ＞発 明 者 植竹直人 日立市森山町１１６８番地株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 ■出 願 人 東北電力株式会社 仙台型１番町３丁目７番１号 ＋７ｆ）出 願 人 中部電力株式会社名古屋市東区東
新町一番地 （７ｇ）出 願 人 北陸電力株式会社富山市桜橋通り
３番１号 ・７ｐ出 願 人 中国電力株式会社 広島市中区小町４番３３号 ／？〔出 願 人 日本原子力発電株式会社東京都千代
田区大手町−丁目６ ＣＤ出 願 人 株式会社日立製作所 東京都千代田区丸の内−下目５ 番１号
Claims (1)
- １、放射性イオンを含む冷却材と接触する原子カプラン
トの構造材に放射性イオンが付着することを抑制する方
法において、前記冷却材中の金属イオンの量を測定し、
この測定値に基づいて前記冷却材中の金属イオンの量が
所定値になるようにＭｇ、ｃｒ、ｖ、Ｔ’＋ ｃｕ、Ｎ
’＋Ｚｎおよびｃｄからなる群から選らばれた少なくと
も１種の物質の金属イオンを前記冷却材中に注入するこ
とを特徴とする放射性イオン付着抑制方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56177090A JPS5879196A (ja) | 1981-11-06 | 1981-11-06 | 放射性イオン付着抑制方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56177090A JPS5879196A (ja) | 1981-11-06 | 1981-11-06 | 放射性イオン付着抑制方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5879196A true JPS5879196A (ja) | 1983-05-12 |
| JPH0314155B2 JPH0314155B2 (ja) | 1991-02-26 |
Family
ID=16024949
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56177090A Granted JPS5879196A (ja) | 1981-11-06 | 1981-11-06 | 放射性イオン付着抑制方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5879196A (ja) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| US8821973B2 (en) | 2010-05-17 | 2014-09-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Method of forming Fe3-xCrxO4 (O<X≦0.1) film on structural member in a plant |
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-
1981
- 1981-11-06 JP JP56177090A patent/JPS5879196A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| US8494107B2 (en) | 2006-12-14 | 2013-07-23 | Hitachi, Ltd. | Method of suppressing deposition of radioactive isotope |
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| US9299463B2 (en) | 2012-08-03 | 2016-03-29 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Method of depositing noble metal on structure member of nuclear plant |
| JP2016003940A (ja) * | 2014-06-17 | 2016-01-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0314155B2 (ja) | 1991-02-26 |
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