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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- Japan
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- cooling water
- radioactive
- piping
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- 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
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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
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- 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) |
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- 1981-11-06 JP JP56177090A patent/JPS5879196A/ja active Granted
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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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Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0314155B2 (ja) | 1991-02-26 |
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