特許 6077260 ＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法及びそのシステム

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】6077260

(24)【登録日】2017年1月20日

(45)【発行日】2017年2月8日

(54)【発明の名称】ＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法及びそのシステム

(51)【国際特許分類】

   G21D 3/08 20060101AFI20170130BHJP

   G21D 1/00 20060101ALI20170130BHJP

【ＦＩ】

   G21D3/08 G

   G21D1/00 YGDB

【請求項の数】2

【全頁数】9

(21)【出願番号】特願2012-226621(P2012-226621)

(22)【出願日】2012年10月12日

(65)【公開番号】特開2014-77753(P2014-77753A)

(43)【公開日】2014年5月1日

【審査請求日】2015年8月20日

(73)【特許権者】

【識別番号】000230940

【氏名又は名称】日本原子力発電株式会社

(74)【代理人】

【識別番号】100087398

【弁理士】

【氏名又は名称】水野 勝文

(74)【代理人】

【識別番号】100067541

【弁理士】

【氏名又は名称】岸田 正行

(74)【代理人】

【識別番号】100126147

【弁理士】

【氏名又は名称】川上 成年

(72)【発明者】

【氏名】門井 英一

(72)【発明者】

【氏名】加藤 克彦

【審査官】 後藤 孝平

(56)【参考文献】

【文献】 特開２００５−０３０８１４（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平０８−２９７１９５（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２００１−０９１６８８（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平０８−２２０２９３（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２０００−１６２３８３（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２００８−３０４３８１（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２００３−２１５２８９（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】（Int.Cl.，ＤＢ名）

Ｇ２１Ｄ ３／０８

Ｇ２１Ｄ １／００

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

沸騰水型原子力プラントの冷却水へ亜鉛のみを注入し、前記亜鉛の注入は、新生面を有する配管に対して行い、前記新生面に酸化皮膜を前記亜鉛を取り込ませながら成長させ、
前記沸騰水型原子力プラントの起動時に前記冷却水へ水素をさらに注入し、
前記冷却水へ注入する水素の量を、前記冷却水温度が一定の状態にある場合には、前記冷却水温度が上昇の局面にある場合より、注入量を大きくし、かつ、前記冷却水温度が高くなるにつれ注入量も大きくすることを特徴とする沸騰水型原子力プラント冷却水への亜鉛注入方法。

【請求項2】

沸騰水型原子力プラントの冷却水へ亜鉛のみを注入する亜鉛注入部を有し、前記亜鉛注入部による前記亜鉛の注入は、新生面に酸化皮膜を前記亜鉛を取り込ませながら成長させるために、前記新生面を有する配管に対して行い、
前記沸騰水型原子力プラントの起動時に前記冷却水へ水素を注入する水素注入部をさらに有し、
前記水素注入部は、前記冷却水へ注入する水素の量を、前記冷却水温度が一定の状態にある場合には、前記冷却水温度が上昇の局面にある場合より、注入量を大きくし、かつ、前記冷却水温度が高くなるにつれ注入量も大きくすることを特徴とする沸騰水型原子力プラント冷却水への亜鉛注入システム。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、ＢＷＲプラント（起動時）の冷却水へ亜鉛を注入することにより線源低減を可能としたＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法、及び、そのシステムに関するものである。

【背景技術】

【0002】

沸騰水型原子力発電プラント（以下、ＢＷＲプラントとする）の水化学管理の目的には、大きく分けて、(i)1次系構成構造の健全性の確保、(ii)燃料健全性の確保、(iii)プラント作業従事者の放射線被ばく線量の抑制(線源強度の低減)、(iv)放射性廃棄物発生量の抑制、の４つがある。

【0003】

これらのうち線量低減については、水化学管理によって国内外のＢＷＲプラントで大幅な改善が見られる。

【0004】

水化学管理による線源低減のうち、１つの有効な手段は給水への亜鉛注入である。これは、ＢＷＲプラントの給水系から数ppbの亜鉛を注入するものである。亜鉛のうち⁶⁴Znは放射化によって放射性の⁶⁵Zn(半減期244日)になることから、亜鉛注入では⁶⁴Znを同位体分離によって除去した減損亜鉛が使用されることが多い（例えば、特許文献１参照）。

【0005】

亜鉛注入によって炉水中の放射能濃度が上がる一方で配管への放射能付着量が減少し、定期検査時の作業員への被ばく量が減少し、最終的にＢＷＲプラントの発電コスト低減に結びつくものである。

【0006】

亜鉛注入による線源低減のメカニズムは完全に解明されているわけではないが、概ね次のようなものであると考えられている。

【0007】

ＢＷＲプラントの被ばく線源には⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵⁹Fe、⁵⁴Mnなどいくつかの核種が寄与するが、放出するガンマ線のエネルギーが高く、かつ半減期が長いことから⁶⁰Coの挙動が最も重要である。⁶⁰Coは系統に存在する不純物である⁵⁹Coが中性子照射を受け、放射化することで発生する[⁵⁹Co(n,r)⁶⁰Co]。

【0008】

⁶⁰Coが燃料被覆管表面にとどまっていれば問題ないが、その一部が炉外の配管表面に付着し、これが被ばく線源となる。配管表面は高温水である炉水に接していることから腐食し、酸化皮膜が生成している。

【0009】

一般にＢＷＲプラントの鋼材の表面には、クロムの含有量が多い内層(クロマイト)と鉄の現有量が多い外層(フェライト)の二層から成る酸化皮膜が生成する。元素としてのコバルトは酸化皮膜中の＋2価サイトの金属と置換し、コバルトクロマイト(CoCr₂0₄)やコバルトフェライト(CoFe₂0₄)を生成する。

【0010】

炉水中に亜鉛(Zn²⁺)が存在すると、コバルトと亜鉛の置換反応が起こり、コバルトはCo²⁺として炉水中に溶出し、酸化皮膜には亜鉛クロマイト(ZnCr₂0₄)あるいは亜鉛フェライト（ZnFe₂O₄）が生成する。ただし、文献によっては、スピネル構造中で占有する位置の違いから亜鉛は外層のコバルトとは置換しにくいと報告されている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0011】

【特許文献1】特開2011-047960号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0012】

しかしながら、今後、長期サイクル運転（現在は定期検査の間隔が事実上13か月であるが、これが最長で24か月に延伸される）が予定されている。その場合、腐食生成物が中性子照射に曝される期間も長くなり、線源強度が高くなることも想定される。そのため、さらなる線源低減対策が求められている。

【0013】

本発明は、このような従来の問題を解決するためになされたもので、さらなる線源低減効果を達成することができるＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法及びそのシステムを提供しようとするものである。

【課題を解決するための手段】

【0014】

本発明のＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法は、沸騰水型原子力プラントの冷却水へ亜鉛のみを注入し、亜鉛の注入は、新生面を有する配管に対して行い、新生面に酸化皮膜を亜鉛を取り込ませながら成長させ、沸騰水型原子力プラントの起動時に冷却水へ水素をさらに注入し、冷却水へ注入する水素の量を、冷却水温度が一定の状態にある場合には、冷却水温度が上昇の局面にある場合より、注入量を大きくし、かつ、冷却水温度が高くなるにつれ注入量も大きくすることを特徴とする。

【0015】

また、本発明のＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入システムは、沸騰水型原子力プラントの冷却水へ亜鉛のみを注入する亜鉛注入部を有し、亜鉛注入部による亜鉛の注入は、新生面に酸化皮膜を亜鉛を取り込ませながら成長させるために、新生面を有する配管に対して行い、沸騰水型原子力プラントの起動時に冷却水へ水素を注入する水素注入部をさらに有し、水素注入部は、冷却水へ注入する水素の量を、冷却水温度が一定の状態にある場合には、冷却水温度が上昇の局面にある場合より、注入量を大きくし、かつ、冷却水温度が高くなるにつれ注入量も大きくすることを特徴とする。

【発明の効果】

【0016】

本発明によれば、さらなる線源低減効果を達成することができるＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法及びそのシステムを提供することが可能となる。

【図面の簡単な説明】

【0017】

【図1】本実施形態のＢＷＲ発電プラントの各系統を示す図である。

【図2】本実施形態の亜鉛注入装置の構成を示す図である。

【図3】線源低減のメカニズムを説明する図である。

【発明を実施するための形態】

【0018】

（第１実施形態）
以下、本発明の実施形態であるＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法、及び、そのシステムについて、図を参照して詳細に説明をする。

【0019】

図１は、本実施形態のＢＷＲ発電プラントの各系統を示す図である。図中の矢印は炉水の流れる方向を示している。

【0020】

ＢＷＲ発電プラントは、原子炉圧力容器１及びタービン２を備える。原子炉圧力容器１の内部には炉心４が備わり、この炉心４を取り囲むように、炉心シュラウドやシュラウドサポートや炉心サポート等の原子炉内構造材料７が設置され、また、不図示の制御棒や燃料集合体が、炉心４内に載置されている。そして、原子炉構造材料７は、ステンレス鋼やニッケル基合金等の金属材料により構成されている。

【0021】

炉心４に供給される炉水は、燃料集合体の核分裂反応によって加熱され、蒸気となる。この蒸気は、主蒸気管３１によってタービン２へ導かれる。タービン２は、この蒸気によって駆動され、タービン２に連結された不図示の発電機を回し発電を行う。

【0022】

また、この主蒸気管３１の途中からは、タービンバイパス配管４２が分岐し、蒸気はタービン２を経由せずに、復水器３へ供給される。

【0023】

タービン２から排出された蒸気は、復水器３で凝集し、給水系５５内のポンプ２７、給水加熱器（ＣＤ）１１、ポンプ２６、ポンプ２５の順に経由して、給水として給水配管３２より原子炉圧力容器１へ給水される。

【0024】

原子炉圧力容器１内の炉水は、ポンプ２４の駆動によって浄化系（ＣＵＷ系）５４の浄化系配管３９内に導かれる。この浄化系配管３９の一端は、再循環系配管４０に接続し、他端は、給水配管３２に接続している。また、浄化系配管３９には、再生熱交換器（再生Ｈｘ）１２、非再生熱交換器（非再生Ｈｘ）１３及び脱塩器（Ｆ／Ｄ）１４が、浄化系配管３９には設けられている。浄化系５４内の炉水は、再生熱交換器１２、非再生熱交換器１３、脱塩器（Ｆ／Ｄ）１４、再生熱交換器１２の順に経由して流れ、浄化されて給水配管３２より原子炉圧力容器１へ戻る。

【0025】

また、浄化系配管３９の途中の、脱塩器１４の入口付近及び出口付近には、浄化系サンプリング配管６２、６３が各々設けられている。この浄化系サンプリング配管６２、６３を通じて、不図示の水質計測器に、各々炉水を導くことにより水質の検査が可能となっている。浄化系配管３９からはＣＵＷブロークダウン配管３５が分岐し、浄化系配管３９内の炉水が、復水器３へ給水される。

【0026】

再循環系（ＰＬＲ系）５１は、再循環ポンプ２１及び再循環系配管４０により構成されている。原子炉圧力容器１内の炉水は、再循環ポンプ２１の駆動によって再循環系配管４０を通って原子炉圧力容器１内へ戻る。

【0027】

また、再循環系配管４０の途中には、再循環系サンプリング配管６１が設けられている。この再循環系サンプリング配管６１を通じて不図示の水質計測器に炉水を導くことにより水質の検査が可能となっている。

【0028】

残留熱除去系５２は、炉心４から出る崩壊熱を除去する系統であり、ポンプ２２と熱交換機１６と残留熱除去系配管４１によって構成されている。ポンプ２２を駆動させ、原子炉圧力容器１内の炉水を残留熱除去系配管４１を通して熱交換機１６へ炉水を送り、冷却後、残留熱除去系配管４１を通って原子炉圧力容器１内へ戻る。

【0029】

制御棒駆動水系（ＣＲＤ系）５３は、ポンプ２３と制御棒駆動水配管３６からなり、この水系内の駆動水により不図示の制御棒を駆動し、原子炉の出力の制御を行う。

【0030】

また、ボトムドレンライン６５が、原子炉圧力容器１の下部に設けられ、原子炉圧力容器１からの取水を可能としている。そして、不図示の水質計測器に炉水を導くことにより水質の検査が可能となっている。

【0031】

図１に示すように、本実施形態の亜鉛注入装置１００は、ＢＷＲ発電プラントの浄化系（ＣＵＷ系）５４の浄化系配管３９内に接続して、系統内の冷却水に亜鉛を注入する。

【0032】

図２は、本実施形態の亜鉛注入装置の構成を示す図である。本実施形態の亜鉛注入装置１００は、亜鉛供給タンク１０１、攪拌装置１０２、亜鉛注入ポンプ１０３、制御盤１０４、亜鉛注入配管１０５を含む。

【0033】

図に示すように、本実施形態の亜鉛注入装置１００は、亜鉛供給タンク１０１に所定量の亜鉛と純水を投入し、攪拌装置１０２により攪拌した後、亜鉛注入ポンプ１０３が駆動することにより、亜鉛注入配管１０５からＢＷＲ発電プラントの系統へ亜鉛を注入する。制御盤１０４は亜鉛注入ポンプ１０３の吐出量を制御する。このシステム構成により、給水系５５からの給水開始前に炉水への亜鉛注入が可能となる。

【0034】

なお、本実施形態では、亜鉛注入装置１００を浄化系（ＣＵＷ系）５４内の浄化系配管３９の途中に接続しているが、接続箇所はこれに限られるものではなく、起動時に炉水の連続的な循環のある系であればよい。起動時に連続的な炉水の循環のある系には、浄化系（ＣＵＷ系）５４以外に、例えば制御棒駆動水系（ＣＲＤ系）５３や再循環系（ＰＬＲ系）５１がある。

【0035】

本実施形態では、酸化皮膜が存在しない新生面を有する配管（鋼材）を流れる冷却水に亜鉛注入を適用する。新生面を有する鋼材とは、例えば、新規のプラントや、配管の交換時や、除染後の起動時の配管が該当する。

【0036】

これにより、次の２つの効果が期待される。第１の効果は、亜鉛注入条件で新生面に生成する酸化皮膜が極めて薄く、亜鉛注入によって腐食が大幅に抑制されることから、そもそもの放射能発生源を低減することである。これから、例えば、新規ＢＷＲプラントに亜鉛注入を適用することにより、BWR冷却水系に存在する放射能量を大幅に低減できる。

【0037】

第２の効果は、図３（ａ）に示すような新生面に酸化皮膜が生成するときに亜鉛が存在することで、図３に示すように、酸化皮膜が亜鉛を取り込みながら成長し、酸化皮膜にコバルトが取り込まれる余地を大幅に減らすことができる点である。例えば、BWR長期の運転の後にもBWR冷却水系に存在する放射能量を大幅に低減できる。

【0038】

以上、説明したように本実施形態のＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法及びシステムによれば、酸化皮膜にコバルトが取り込まれる余地を大幅に減らすことができ、BWR冷却水系に存在する放射能量を大幅に低減できる。

【0039】

（第２実施形態）
本発明者らの評価により、亜鉛は酸化性環境より還元性環境で特に酸化皮膜に取り込まれやすいことが判明した。したがって、本実施形態では、起動時に水素注入を適用すると同時に亜鉛注入を併用し、第１実施形態の亜鉛注入以上の線源低減効果を達成する。

【0040】

発電プラントにおいては酸化性環境に比べ還元性環境で亜鉛が酸化皮膜に取り込まれやすい理由は、次のようなものであると考えられる。発電プラントの冷却水系では、燃料被覆管を除くと、冷却水に接している材料の多くは炭素鋼、低合金鋼、ステンレス鋼などの鉄基合金である。そのため、冷却水中の鉄濃度はニッケルに比べて比較的高い。

【0041】

高温水中では、鉄とニッケルが充分に存在すればニッケルフェライト(NiFe₂0₄)が極めて安定な酸化物であるが、ＢＷＲ冷却水系では鉄に比べてニッケルの量が少ないため、鉄の酸化物が余剰に存在する。鉄の酸化物は、酸化性ではヘマタイト(Fe₂0₃)が安定で、還元性ではマグネタイト(Fe₃0₄)が安定である。

【0042】

これらのうち、ヘマタイトには＋2価サイトがないため亜鉛が入りにくく、マグネタイトには＋2価サイトがあるためFe（II）とZn（II）が置換される。そのため、酸化性では亜鉛注入の効果が小さく、還元性で亜鉛注入の効果が大きい。

【0043】

図１は、本実施形態の水素注入系を含むＢＷＲ発電プラントの各系統を示す図である。本実施形態のＢＷＲ発電プラントは、亜鉛注入に加えて起動時に冷却水に水素注入が行えるようＢＷＲ発電プラントが構成されている。なお、本実施形態の本発明の第１実施形態と共通する構成については説明を省略する。

【0044】

酸素注入系６は、復水器３に接続するオフガス系配管６４の空気抽出機１５の出口部に設けられている。この酸素注入系６において、所定量の酸素をオフガス系配管６４内に注入し、水素注入系５から注入した水素の再結合を行う。

【0045】

水素注入系５は、浄化系（ＣＵＷ系）５４の浄化系配管３９に接続して設けられている。水素注入系５は、バルブ５０１と水素供給部５０２から成る。水素供給部５０２は、例えば水素ボンベ等から構成される。バルブ５０１を開閉動作させることにより、浄化系５４内の炉水へ、水素ボンベ内の水素ガスを注入する。そして、バルブ５０１の開閉動作を制御することにより、水素注入量を制御することができる。

【0046】

なお、本実施形態の水素注入方法では、水素注入系５を浄化系５４内の浄化系配管３９の途中に設けているが、設置箇所はこれに限られるものではなく、起動時に炉水の連続的な循環のある系であればよい。起動時に連続的な炉水の循環のある系には、浄化系（ＣＵＷ系）５４以外に、例えば制御棒駆動水系（ＣＲＤ系）５３や再循環系（ＰＬＲ系）５１がある。

【0047】

ただし、系統水量、機器への影響、制御性（注入流量の制限）、工事規模等を考慮した場合は、浄化系５４の脱塩器（ＦＤ）１４の出口（脱塩器１４の下流にある浄化系配管３９上の位置）が、水素注入点としては好適である。

【0048】

浄化系（ＣＵＷ系）５４の脱塩器（ＦＤ）１４の出口は、原子炉起動時にも連続的な炉水の循環（系統流量）が十分にあり、炉水への水素の溶解性も高く、水素だまりの発生等による下流位置にある機器への影響も少なく、水素注入量の制御も容易であり、発電プラントを改造する際の工事の規模も抑えられるため、水素注入系５の設置箇所として好適である。また、再循環系（ＰＬＲ系）５１の出口も、水素注入系５の設置箇所として好適である。

【0049】

本実施形態に係るＢＷＲ発電プラントにおける炉水への水素の注入量は、炉水温度が一定の状態にある場合には、炉水温度が上昇の局面にある場合より、注入量を大きくし、かつ、炉水温度が高くなるにつれ注入量も大きくすることが好ましい。

【0050】

これは、炉水温度が一定の状態にある場合には、炉水が原子炉圧力容器１内で沸騰状態にあり、この沸騰に伴い炉水中に溶存している水素も蒸気層に逃げだし、水素がタービン２を介しオフガス系配管６４からプラント外部に逃げ出すため、水素の逃げる分を補って溶存水素の濃度を維持するためである。

【0051】

このように、炉水の沸騰に応じて炉水に注入する水素量を変化させることにより、炉水中の溶存水素濃度を一定の範囲に保つことができる。また、炉水の沸騰により消費される水素の量を見越して水素注入量を細かく調節するため、必要以上の量の水素を炉水に注入することがなくなり、結果として注入する水素の消費量を節約することが可能となる。

【0052】

以上、説明したように本実施形態のＢＷＲプラント冷却水への亜鉛注入方法及びシステムによれば、還元性環境で亜鉛が酸化皮膜に取り込まれることにより、さらなる線源低減効果を達成することができる。

【0053】

そして、炉水沸騰時の炉水中への水素の注入量を、炉水が沸騰していないときの炉水中への水素の注入量より大きくすることにより、炉水中の溶存水素濃度を所定の範囲に維持することができ、かつ、水素の消費量を抑えることができる。

【符号の説明】

【0054】

１００：亜鉛注入装置
１０１：亜鉛供給タンク
１０２：攪拌装置
１０３：亜鉛注入ポンプ
１０４：制御盤

【図1】

【図2】

【図3】