【事件の表示】
　特許第２８０８９７０号「原子力プラント及びその水質制御方法並びにその運転方法」の請求項１ないし１１に係る特許に対する特許異議の申立てについて、次のとおり決定する。
【結論】
　訂正を認める。
　特許第２８０８９７０号の請求項１ないし８に係る特許を維持する。
【理由】
１．手続きの経緯
　本件特許２８０８９７０号発明は、平成４年３月１９日に出願され、平成１０年７月３１日にその設定登録がなされ、その後、株式会社東芝より特許異議の申立てがなされ、取消理由通知がなされ、その指定期間内である平成１１年１１月１日付けで訂正請求がなされたものである。
２．訂正の適否についての判断
（１）訂正の内容
▲１▼明細書の【特許請求の範囲】を以下のように訂正する。
「【請求項１】給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項２】給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項３】請求項１又は２において、前記室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項４】請求項１又は２において、原子炉から取り出した炉水を浄化して原子炉へ戻す原子炉再循環系に設けられた浄化装置を流れる炉水の流量を、給水流量の２％よりも多くすることを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項５】請求項１又は２において、炉水中に窒素一酸化二窒素，炭酸ガスのうち、少なくとも何れかのガスを注入して前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項６】請求項１又は２において、原子炉再循環系の浄化装置に硝酸型の陰イオン交換樹脂を設け、この浄化装置を流れる炉水の流量を制御することにより前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項７】請求項１又は２において、炉水中の溶存酸素濃度を低下させて還元雰囲気に制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項８】原子炉と、該原子炉で発生した水蒸気により駆動されるタービンと、該タービンからの水蒸気を凝縮する復水器と、該復水器からの復水を浄化する浄化装置と、該浄化装置で浄化された水を加熱して前記原子炉に供給する給水加熱器とを備えた原子力プラントにおいて、前記浄化装置として給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下にする浄化装置を設け、更に前記原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御するｐＨ制御装置を設けたことを特徴とする原子力プラント。」
▲２▼明細書の【０００８】の記載を以下のように訂正する。
「【課題を解決するための手段】上記目的を達成するための第１の発明では、原子力プラントの給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御する。」
▲３▼明細書の【０００９】の記載を以下のように訂正する。
「第２の発明では、原子力プラントの給水中の鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御する。」
▲４▼明細書の【００１０】の記載を以下のように訂正する。
「第３の発明では、第１又は第２の発明において、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御する。」
▲５▼明細書の【００１２】の記載を削除する。
▲６▼明細書の【００２２】〜【００４６】の段落番号を【００１２】〜【００３６】に訂正する。
（２）訂正の目的の適否、拡張・変更の判断
　上記（１）の▲１▼の訂正は、特許請求の範囲の減縮を目的としたものであって、実質的に特許請求の範囲を拡張又は変更するものでない。
　また、上記（１）の▲２▼乃至▲６▼の訂正は、明りょうでない記載の釈明を目的としたものである。
　そして、上記（１）の▲１▼乃至▲６▼の訂正は、願書に添付した明細書または図面の記載事項の範囲内の訂正と認められる。
（３）独立特許要件
（３）−１　訂正明細書に係る発明
　訂正明細書の請求項１乃至請求項８に係る発明は、訂正明細書及び図面の記載からみて、その特許請求の範囲に記載された請求項１乃至請求項８により特定されるものである。
　【請求項１】給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項２】給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項３】請求項１又は２において、前記室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項４】請求項１又は２において、原子炉から取り出した炉水を浄化して原子炉へ戻す原子炉再循環系に設けられた浄化装置を流れる炉水の流量を、給水流量の２％よりも多くすることを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項５】請求項１又は２において、炉水中に窒素，一酸化二窒素，炭酸ガスのうち、少なくとも何れかのガスを注入して前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項６】請求項１又は２において、原子炉再循環系の浄化装置に硝酸型の陰イオン交換樹脂を設け、この浄化装置を流れる炉水の流量を制御することにより前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項７】請求項１又は２において、炉水中の溶存酸素濃度を低下させて還元雰囲気に制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項８】原子炉と、該原子炉で発生した水蒸気により駆動されるタービンと、該タービンからの水蒸気を凝縮する復水器と、該復水器からの復水を浄化する浄化装置と、該浄化装置で浄化された水を加熱して前記原子炉に供給する給水加熱器とを備えた原子力プラントにおいて、前記浄化装置として給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下にする浄化装置を設け、更に前記原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御するｐＨ制御装置を設けたことを特徴とする原子力プラント。」
（３）−２　取消理由通知の記載事項
　本件請求項１及び請求項２に係る発明の特許は、特許法第２９条第１項第３号の規定により、請求項５及び請求項１１に係る発明は、特許法第２９条第２項の規定により特許を受けることができないものであるから、特許法１１３条第１項第２号の規定により取り消されるべきものである。
（３）−２　判断
　訂正後の請求項１及び請求項２は、取消理由通知の対象となっていない登録時の請求項３の限定を登録時の請求項１及び請求項２に追加したものである。
　訂正後の請求項３、請求項５乃至請求項７、及び請求項８は、取消理由通知の対象となっていない登録時の請求項４、請求項６乃至請求項８、及び請求項１０を繰り上げたものである。
　訂正後の請求項４は、登録時の請求項５の限定を、訂正後の請求項１又は請求項２に従属させたものである。
　したがって、訂正後の請求項１乃至請求項８は、取消理由通知の対象となっていない登録時の請求項の限定を含むものとなっているので、上記取消理由は解消されたものである。
　しかも、上記限定は、取消理由通知の刊行物１及び刊行物２からは容易に想到しうるものでないので、請求項１乃至請求項８に係る発明は刊行物１及び刊行物２の記載事項から容易に発明をすることができたものとすることができない。
　したがって、請求項１乃至請求項８に係る発明は、特許出願の際独立して特許を受けることができない発明とすることはできない。
　（４）むすび
　以上のとおりであるから、上記訂正は、特許法第１２０条の４第２項及び同第３項の規定により準用する特許法第１２６条第２項乃至第４項の規定に適合するので、当該訂正を認める。
３．特許異議申立についての判断
（１）申立ての理由の概要
　申立人株式会社東芝は、本件特許は、本件出願前に頒布された刊行物である甲第１号証乃至甲第６号証に記載された発明に基づいて当業者が容易に発明をすることができたものであるから、特許法第２９条２項の規定に違反し、取り消されるべきものである。
（２）甲各号証の記載事項
　・申第１号証（昭和５９年（１９８４年）に頒布された刊行物「ＷＡＴＥＲ　ＣＨＥＭＩＳＴＲＹ　ＯＦ　ＮＵＣＬＥＡＲ　ＲＥＡＣＴＯＲ　ＳＹＳＴＥＭＳ　３　Ｖｏｌｕｍｅ　２」）
（ア）第１５〜２２頁の「Ｅｘｐｅｒｉｅｎｃｅ　ｏｆ　ｗａｔｅｒ　ｃｈｅｍｉｓｔｒｙ　ｉｎ　ａ　ｎｅｗ　１１００ＭＷｅＢＷＲ（新１１００ＭＷｅＢＷＲの水化学上の実績）」と題する論文中の特に第１５頁のＦｉｇ．１　Ｐｒｉｍａｒｙｃｏｏｌａｎｔ　ｃｉｒｃｕｉｔ　ａｎｄ　ｓａｍｐｌｉｎｇ　ｌｉｎｅｓ（図１沸騰水型原子炉の一次冷却系とサンプリングライン）には、ＲＰＶ（原子炉）、ＨＰ／Ｔｂ（タービン）、ＬＰ／Ｔｂ（タービンと復水器）、ＣＦ・ＣＤ（復水を浄化する浄化装置）、Ｈｘ（給水加熱器）、ＣＵＷ（原子炉再循環系に設けられた浄化装置）がみてとれる。
（イ）第１５頁のＰｌａｎｔ　ｓｙｓｔｅｍ　ｄｅｓｉｇｎ　ｐａｒａｍｅｔｅｒ（プラント設計データ）により、ｒｅａｃｔｏｒ　ｃｌｅａｎｕｐ　ｆｌｏｗ（原子力再循環系に設けられた浄化装置を流れる炉水の流量）が２％ｏｆ　ｆｕｌｌ　ｆｅｅｄｗａｔｅｒ　ｆｌｏｗ（給水流量の２％）であることがみてとれる。
（ウ）第１８頁のＴａｂｌｅ　１．Ｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉｏｎ　ｏｆ　ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ　ｐｒｏｄｕｃｔｓ　ｉｎ　ｃｏｎｄｅｎｓａｔｅ　ｗａｔｅｒ　ａｎｄ　ｆｅｅｄｗａｔｅｒ（表１．復水および給水中の腐食生成物の濃度）には、ＳａｍｐｌｉｎｇＰｏｉｎｔＦＦＷ（給水におけるサンプリング）、Ｆｅ（鉄）、Ｃｒｕｄ３０ｐｐｔ（クラッド成分３０ｐｐｔ）、Ｆｉｌｔｒａｔｅ　１０ｐｐｔ（イオン成分１０ｐｐｔ）と記載され、給水中の鉄濃度の内、不溶解成分が３０ｐｐｔ、溶解成分が１０ｐｐｔであることが示され、これらの値を合計すれば、給水中の鉄濃度が３０ｐｐｔ＋１０ｏｐｐｔ＝４０ｐｐｔ＝０．０４ｐｐｂとなることがみてとれる。
・甲第２号証（昭和５３年に頒布された刊行物「福島第二原子力発電所　原子炉設置許可申請書（１号炉）その１）
（エ）添付資料八「原子炉施設の安全設計に関する説明書」と題する説明書中、８−６−１頁の「６．２原子炉冷却材浄化系」には「系統は原子炉起動時、停止時においても、原子炉の通常運転と同様に運転することができる。」と記載されている。
（オ）第８−６−２頁には、「原子炉冷却材浄化系は原子炉水の水質を以下の値に保つことを目標とする。・・・ｐＨ（２５℃）５．６〜８．６」と記載されている。
・甲第３号証（特公昭５８−７９１９３号公報）
（カ）第４９１頁下左欄第４〜５行に「酸性溶液の代わりに炭酸ガスを試料中に注入してもｐＨを下げることができる。」と記載されている。
・甲第４号証には以下の点が記載されている。
（キ）「本発明は、沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという。）の停止時において、一次系機器配管に堆積した放射能の溶出を促進して堆積放射能を低減させるための炉水の水質制御方法に関する。」
（第１頁左下欄第１７行目乃至２０行目）
（ク）「このような一次系機器配管に堆積した放射能によって停止定検時の作業員の被爆を生じ、問題となっている。」
（第１頁第７行目乃至第９行目）
（ケ）「炉水ｐＨを酸性側にすることにより、一次系機器配管材料の表面に形成されるニッケル、フェライトを主体とする酸化被膜の溶解度が高くなり、この被膜中に含まれているコバルト放射能（Ｃｏ−６０、Ｃｏ−５８）が溶出し除去される。」
（第２頁左下欄第１３行目乃至第１８行目）
（コ）「ＰＨ制御用の酸をを注入する際には、原子炉炉水浄化系のイオン交換樹脂のカチオン（Ｈ型）／アニオン（ＯＨ型）の比率を上げて、」
（第２頁左下欄第３行目乃至第５行目）
・甲第５号証（特開平３−１２８４９８号公報）
（サ）第６９４頁上右欄、第６〜７行に「一般に給水中の溶存酸素濃度を必要以上に上昇させることは好ましくない。」と記載されている。
・甲第６号証（昭和５６年（１９８１年）に頒布された刊行
物「ＷＡＴＥＲ　ＣＨＥＭＩＳＴＲＹ　ＯＦ　ＮＵＣＬＥＡＲ　ＲＥＡＣＴＯＲ　ＳＹＳＴＥＭＳ　２」）
（シ）第３１９〜３２６頁の「ＢＷＲ　ｃｏｂａｌｔ　ｔｒａｎｓｐｏｒｔ　ｍｏｄｅｌ（ＢＷＲでのコバルト移動モデル）」と題する論文中、特に第３２３頁Ｆｉｇ．１１には、横軸に　Ｆｅ　Ｃｏｎｃ．ｉｎ　Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ．ｐｐｂ（給水中の鉄濃度ｐｐｂ）、縦軸にＣｏ−６０　Ｏｎ　Ｐｒｉｍａｒｙ　Ｐｉｐｉｎｇｓ，μ　ｃｉ／ｃｍ２（一次系配管上のＣｏ−６０放射能レベル）μ　ｃｉ／ｃｍ２）とし、１％、３％、７％（原子炉再循環系に設けられた浄化装置を流れる炉水の流量を、給水流量の１％、３％、７％とする。）、ごとに「Ｐａｒａｍｅｔｒｉｃ　ｓｔｕｄｉｅｓ　ｆｏｒ　ｒａｄｉａｔｉｏｎ　ｏｎ　ｐｒｉｍａｒｙ　ｐｉｐｉｎｇｓ（一次系配管表面上の放射能レベルの変化）」が示されている。
（３）対比、判断
　対比・判断
　請求項１乃至請求項８に係る発明と甲第１号証の発明とを対比すると、両者は「給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に制御する」点で一致し、次の点で相違している。
　刊行物１記載の発明では原子炉内の炉水の室温でのｐＨについては示されていないのに対し、請求項１、請求項２及び請求項４乃至請求項７に係る発明では「原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御する」点、請求項３及び請求項８に係る発明では「前記室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御する」点で相違している。
　上記相違点について検討すると、
甲第２号証には、ｐＨを５．６〜８．６に設定する点が示されているが、この範囲には中性から弱アルカリ性の部分も含むものであり、炉水を弱酸性に制御することが示されているとはいえない。
甲第３号証は、サンプリング管に放射性腐食生成物が付着するのを防ぐために冷却水のｐＨを低下させる点が、
甲第４号証には、原子炉の停止時に炉水のｐＨを酸性側にして酸化被膜の溶出を促す点が
甲第５号証には、溶存酸素濃度を低下させる点が、
甲第６号証には鉄濃度に対する放射能レベルの変化が、それぞれ記載されているが、
　本件各請求項に係る発明の要点は、原子炉運転の際、給水中の鉄濃度を低く抑えることによりＣｏイオンのもととなる生成物（ＣｏＦｅ２Ｏ４）の燃料棒への付着を少なくすると共に、炉水のｐＨを弱酸性に制御する効果と相侯ってＣｏイオンの溶出を促進し、これを浄化装置により除去することであり、甲第１号証乃至甲第６号証を合わせみても、上記技術的思想が創出されない以上、甲第１号証乃至甲第６号証記載の発明に基づいて当業者といえども、本件各請求項に係る発明を容易に導き出すことはできない。
（４）以上のとおりであるから、特許異議申立書の理由及び証拠によっては請求項１乃至請求項８に係る発明の特許を取り消すことはできない。
　また、他に請求項１乃至請求項８に係る発明の特許を取り消すべき理由を発見しない。
　よって、結論のとおりに決定する。
【異議決定日】
平成１１年１１月２９日（１９９９．１１．２９）
【訂正の要旨】
訂正の要旨
▲１▼特許請求の範囲の減縮を目的として、明細書の【特許請求の範囲】を以下のように訂正する。
「【請求項１】給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項２】給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項３】請求項１又は２において、前記室温での
ｐＨが５，６〜６．８の範囲となるように制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項４】請求項１又は２において、原子炉から取
り出した炉水を浄化して原子炉へ戻す原子炉再循環系に設けられた浄化装置を流れる炉水の流量を、給水流量の２％よりも多くすることを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項５】請求項１又は２において、炉水中に窒素，
一酸化二窒素，炭酸ガスのうち、少なくとも何れかのガスを注入して前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項６】請求項１又は２において、原子炉再循環
系の浄化装置に硝酸型の陰イオン交換樹脂を設け、この浄化装置を流れる炉水の流量を制御することにより前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項７】請求項１又は２において、炉水中の溶存
酸素濃度を低下させて還元雰囲気に制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　【請求項８】原子炉と、該原子炉で発生した水蒸気により駆動されるタービンと、該タービンからの水蒸気を凝縮する復水器と、該復水器からの復水を浄化する浄化装置と、該浄化装置で浄化された水を加熱して前記原子炉に供給する給水加熱器とを備えた原子力プラントにおいて、前記浄化装置として給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下にする浄化装置を設け、更に前記原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御するｐＨ制御装置を設けたことを特徴とする原子力プラント。」
▲２▼明りょうでない記載の釈明を目的として、明細書の【０００８】の記載を以下のように訂正する。
「【課題を解決するための手段】上記目的を達成するための第１の発明では、原子力プラントの給水中の鉄濃度を０．ｌｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御する。」
▲３▼明りょうでない記載の釈明を目的として、明細書の【０００９】の記載を以下のように訂正する。
「第２の発明では、原子力プラントの給水中の鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御する。」
▲４▼明りょうでない記載の釈明を目的として、明細書の【００１０】の記載を以下のように訂正する。
「第３の発明では、第１又は第２の発明において、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御する。」
▲５▼明りょうでない記載の釈明を目的として、明細書の【００１２】の記載を削除する。
▲６▼明りょうでない記載の釈明を目的として、明細書の【００２２】〜【００４６】の段落番号を【００１２】〜【００３６】に訂正する。
（５４）【発明の名称】
原子力プラント及びその水質制御方法
（５７）【特許請求の範囲】
　　【請求項１】
　給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　　【請求項２】
　給水系配管から原子炉冷却用の水を供給する原子力プラントの水質制御方法において、給水中の鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御することを特徴とする原子カプラントの水質制御方法。
　　【請求項３】
　請求項１又は２において、前記室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　　【請求項４】
　請求項１又は２において、原子炉から取り出した炉水を浄化して原子炉へ戻す原子炉再循環系に設けられた浄化装置を流れる炉水の流量を、給水流量の２％よりも多くすることを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　　【請求項５】
　請求項１又は２において、炉水中に窒素，一酸化二窒素，炭酸ガスのうち、少なくとも何れかのガスを注入して前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　　【請求項６】
　請求項１又は２において、原子炉再循環系の浄化装置に硝酸型の陰イオン交換樹脂を設け、この浄化装置を流れる炉水の流量を制御することにより前記室温でのｐＨを制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　　【請求項７】
　請求項１又は２において、炉水中の溶存酸素濃度を低下させて還元雰囲気に制御することを特徴とする原子力プラントの水質制御方法。
　　【請求項８】
　原子炉と、該原子炉で発生した水蒸気により駆動されるタービンと、該タービンからの水蒸気を凝縮する復水器と、該復水器からの復水を浄化する浄化装置と、該浄化装置で浄化された水を加熱して前記原子炉に供給する給水加熱器とを備えた原子力プラントにおいて、前記浄化装置として給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下にする浄化装置を設け、更に前記原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御するｐＨ制御装置を設けたことを特徴とする原子力プラント。
【発明の詳細な説明】
　【０００１】
　　【産業上の利用分野】
　本発明は、水冷却直接サイクル型原子力プラント（沸騰水型原子炉や新型転換炉のように水を冷却材とし燃料棒表面において沸騰が起こるタイプの原子炉を有する原子力プラント）及びその水質制御方法に関する。
　【０００２】
　　【従来の技術】
　従来の給水中の腐食生成物の濃度制御方法として、特開昭６１−７９１９４号公報に記載されているように、給水中のＦｅ／Ｎｉ濃度比を２〜１０に調整することによって、炉水中の５８Ｃｏイオン濃度が低くなるようにしたものがある。また、特開平１−３１６６９２号公報に記載されているように、燃料棒表面への鉄の蓄積率を指標に給水中のＦｅ濃度を制御することによって、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が低くなるようにしたものがある。
　【０００３】
　　【発明が解決しようとする課題】
　上記従来技術の一は、給水中のＦｅ／Ｎｉ濃度比のみに着目して最適な制御を行なうようにしているが、この条件を満たして炉水中の５８Ｃｏイオン濃度が低いレベルを達成したときでも炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が予想されるレベルよりも高くなることが考えられ、制御の指標として問題が残っている。
　【０００４】
　また、燃料棒表面への鉄の蓄積率を指標とした鉄濃度制御は、上記従来技術の一の問題点を改良したものであるが、炉内構造物の応力腐食割れ対策等のために水素注入運転を行なった場合には、炉水環境が還元雰囲気となって酸化物の溶解が加速され、その結果、燃料棒表面に蓄積したＣｏの酸化物層からの６０Ｃｏイオンの溶出速度が増大し、再び炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が高くなることが予測される。
　【０００５】
　また、燃料の有効利用という観点から長寿命化（１運転サイクルの期間延長）あるいは燃料の燃焼度の増加も計画されている。このように燃料からの出力を多くとることは、燃料棒の表面に付着するＣｏの放射化を促進し、比放射能が高くなることを意味する。従って、これに伴い炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が高くなることも予測される。
　【０００６】
　しかしながら、従来、このような水素注入運転や燃料の燃焼度の延長等といった将来的な運転環境の変化に伴って生じる問題点に対しては、十分な考慮がなされていなかった。
　【０００７】
　本発明の目的は、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が増大するように運転環境が変化した場合でも、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を低減できる原子力プラント及びその水質制御方法を提供することにある。
　【０００８】
　　【課題を解決するための手段】
　上記目的を達成するための第１の発明では、原子力プラントの給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御する。
　【０００９】
　第２の発明では、原子力プラントの給水中の鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下に制御すると共に、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが弱酸性となるように炉水の水質を制御する。
　【００１０】
　第３の発明では、第１又は第２の発明において、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御する。
　【００１１】
　第４の発明では、原子力プラントに、給水中の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下にする浄化装置と、原子炉内の炉水の室温でのｐＨが５．６〜６．８の範囲となるように制御するｐＨ制御装置とを設ける。
　【００１２】
　　【作用】
　炉水中の６０Ｃｏイオン濃度は、主として燃料被覆管表面に蓄積している６０Ｃｏのインベントリと、酸化物からのＣｏイオンの溶出速度の積に比例する。このため、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を低減するためには、Ｃｏイオンの溶出速度を低減するか、６０Ｃｏのインベントリを小さくするかの２通りの方法が考えられる。前者の考え方が、従来の鉄を適量加えてＣｏイオンの溶出速度を低減するものであった。これに対して後者の方法は、本発明の方法であるが、この後者の方法としては、燃料棒の被覆管上に蓄積するＣｏインベントリを減少すれば良く、このためには、燃料棒の被覆管へのＣｏイオンの付着速度を低下させるか、燃料棒の被覆管に付着している酸化物からのＣｏイオンの溶出を加速させることの２通りが考えられる。
　【００１３】
　燃料棒被覆管へのＣｏイオンの付着速度を低下させるには、給水中の鉄濃度を極力低く維持することで、炉水中のＦｅ／Ｎｉ濃度比をできるだけ小さくする。即ち、図２に示す実験結果から分かるように、燃料棒へのＣｏイオンの付着速度係数は、Ｆｅ／Ｎｉ濃度比依存性を持ち、図からＦｅ／Ｎｉ濃度比が小さいほどＣｏイオンは燃料棒に付きにくくなることがわかる。
　【００１４】
　鉄が存在しないときのＣｏイオンの付着物の化学形態はＣｏＯであることが確かめられている。このＣｏＯからのＣｏイオンの溶出速度は、フェライト酸化物（ＣｏＦｅ２Ｏ４）からのそれに比べて約１桁ほど大きい。このため、図３に示すように、溶存酸素濃度が約２００ｐｐｂ、中性の水質条件下では、給水中の鉄濃度が０．１ｐｐｂまでは濃度を下げるほど炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が高くなり、それより低くなると、燃料棒の被覆管へのＣｏイオン（放射性の６０Ｃｏイオン及び非放射性の５９Ｃｏイオン）の付着速度が低下する効果、即ち、燃料被覆管上に蓄積するＣｏ（６０Ｃｏ及び５９Ｃｏ）のインベントリが小さくなる効果が強く働き、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度は低下し始める。このことから、給水中の鉄濃度を極力低く（０．１ｐｐｂ以下）維持することで、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を低く維持することができる。
　【００１５】
　しかしながら、上述の給水中の鉄濃度を極力低く維持する方法では、従来技術のように鉄濃度が高いときよりも低い６０Ｃｏイオン濃度は達成されない。この点において、従来技術に示すように、鉄分を加えて給水中の鉄濃度を制御してＣｏＦｅ２Ｏ４を積極的に生成することにより酸化物からのＣｏイオンの溶出を抑制する方法が、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の低減を図る上で有効であることが分かる。しかしながら、近年燃料の性能を向上させるために採用しているＺｒライナー燃料では、オートクレーブ処理による酸化被膜の生成を行わなくなり、この影響で燃料棒への付着が起こりにくくなってきており、従来技術の方法では、これが炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の上昇を招く可能性がある。また、今後は燃料の燃焼度を高くする方向にあることや、１運転サイクルの期間を延長しようとする動きもあり、これらが採用されれば燃料に付着しているＣｏの放射化を促進し、比放射能が高くなるので、従来技術の方法では、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の上昇を導くことが避けられなくなると予想される。
　【００１６】
　これに対して、図４に示すように燃料棒の付着物からのイオンの溶出速度が図３のときと比べて５倍になったと仮定すると、今度は給水中の鉄濃度が低い方が炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が低下するようになる。これは、Ｃｏの溶出速度が大きくなったため、燃料棒へのＣｏイオンの付着速度が低下する効果とあいまって、燃料棒に蓄積するＣｏインベントリが小さくなり、放射化生成される６０Ｃｏの量が極端に減少し、溶出速度が大きくてもグロスとしての溶出量が小さくなったためである。従って、上述のように将来的に運転環境の変化して炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の上昇が予想される場合においても、６０Ｃｏイオン濃度を低減することが可能となる。
　【００１７】
　給水中の鉄濃度を０．０１ｐｐｂと仮定し、燃料棒からのイオンの溶出加速倍率をパラメータに炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を解析した結果を図５に示す。図より溶出加速が約５倍以上になると、従来技術による放射能抑制方法より、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度低減効果が大きくなることが分かる。燃料棒上のＣｏインベントリが小さくなるためには、燃料棒へのＣｏイオンの付着係数が小さくなってもよく、図５と同様に給水中の鉄濃度を０．０１ｐｐｂと仮定し、燃料棒へのイオンの付着係数をパラメータに解析した結果を図６に示すが、これは図５とほぼ同等の効果があることがわかる。即ち、図３〜図６からすると、燃料棒へのＣｏイオンの付着係数が小さくなり、燃料棒からのＣｏイオンの溶出速度が加速される条件では、給水中の鉄濃度を０．１（好ましくは０．０５）ｐｐｂ以下に低く維持することにより、従来技術による放射能抑制方法に比べて炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を低く維持することが可能となることが分かる。
　【００１８】
　燃料棒の付着物からのＣｏイオンの溶出速度を増大させる方法としては、炉水のｐＨを酸性側にシフトさせればよい。コバルト酸化物からのＣｏイオンの溶出速度に関しては、図７に示すようなｐＨ依存性があるので、酸性不純物を用いて炉水ｐＨを低下させるとＣｏの溶出速度は大きくなる。
　【００１９】
　炉水のｐＨを酸性側にシフトさせると構造材の腐食も加速される方向になるが、冷却水中に水素を同時に注入すると、水の放射線分解で生成する酸素が少なくなり、ステンレス鋼等の構造材料の腐食を抑制することができる。
　【００２０】
　上述の本発明の知見をまとめると、給水中の鉄濃度を極力低く維持することにより燃料棒表面へのＣｏイオンの付着を少なくすると共に、溶解しやすいＣｏＯの化学形態を維持し、さらに、炉水のｐＨを酸性側に保つことによりコバルト酸化物からのＣｏイオンの溶出を加速して、これらによって燃料棒表面に蓄積するＣｏのインベントリを小さくすることが、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を低く維持する上で極めて有効であることが分かる。
　【００２１】
　本発明では、燃料棒の被覆管上のＣｏインベントリを低減させることが、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の抑制に有効であることから、炉水中のＣｏを積極的に除去することも有効となる。この観点から、原子炉浄化系（再循環系の浄化装置）によるＣｏの除去を増加させる、すなわち、浄化系の容量を現行プラントで最も多く採用されている２％よりも大きくすることにより、非放射性のＣｏを多く除去して、燃料棒の被覆管上のＣｏインベントリを低減させる。その結果、６０Ｃｏイオン濃度が抑制されて放射能を低く保つことが可能となる。
　【００２２】
　　【実施例】
　以下、本発明の一実施例を図１により説明する。図１は沸騰水型原子炉の系統を示した図であり、復水器２を出た腐食生成物を含む復水は復水ポンプ３により復水プレフィルタ４及び復水脱塩器５を通過する際その腐食生成物の大部分が除去される。浄化された水は給水ポンプ６，低圧給水加熱器７，昇圧ポンプ８，高圧給水加熱器９を通って原子炉圧力容器１０に導かれる。原子炉圧力容器１０に持ち込まれる腐食生成物は、復水脱塩器５で除去されなかったものに、主として高圧給水加熱器９の腐食によって発生するＮｉ等が加わったものとなる。その持ち込み量は給水サンプリングライン１４を通して採取された試料を濃度測定装置１７により測定することから知ることができる。本発明の実施例では、この測定値の内、鉄濃度が０．１ｐｐｂ（好ましくは０．０５ｐｐｂ）以下になるように、復水プレフィルタ４に中空糸膜フィルタを１００％容量で用い、復水脱塩器５の下流側で給水ポンプ６の上流側で給水中に酸素を注入し、給水中の溶存酸素濃度を２０ｐｐｂから２００ｐｐｂの範囲に制御して炭素鋼配管の腐食を低減することにより可能となる。復水脱塩器５における除鉄率が低下し、給水鉄濃度が０．１ｐｐｂを越えそうな場合には復水脱塩器５の逆洗を実施して脱塩器に蓄積している鉄のインベントリを減らしてリークする鉄量を減らすことによって鉄濃度の低下を図ることができる。
　【００２３】
　炉水の水質は、炉水サンプリングライン１５を通して室温まで冷却された後、ｐＨ計や溶存酸素計から構成される水質測定装置１８において測定される。給水の鉄濃度を０．１ｐｐｂ以下に低減したときに、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を低減させるためには燃料に付着するＣｏの量を減らす必要がある。これには、燃料付着物からのＣｏの溶出速度を大きくすれば良い。図５から溶出速度を現行プラントの５倍以上にすることで、上記目的を達成することができるが、図７に示すようにＣｏ溶出速度を５倍にするためには、高温のｐＨを０．５下げれば良いことがわかる。
　【００２４】
　現行プラントの炉水ｐＨを室温で７と仮定すると、炉水温度でのｐＨは５．６３となるので、溶出速度を５倍とするためには、炉水温度でのｐＨを５．１３とすればよい。燃料被覆管上では沸騰が起こるため局所的な不純物の濃縮が起こる。このため、ドライアウト面では瞬間的に濃縮倍率は無限大となるが、ここで平均的な不純物の濃縮倍率を１００倍と仮定すると室温におけるｐＨは６．８６とごく僅かの酸性（濃縮倍率を１０倍と仮定すると、室温ｐＨは６．１７）で、酸化物が付着している被覆管表面近傍の高温ｐＨは５．１３を示すことになる。
　そこで、このような弱酸性の炉水水質を維持するためには、冷却材に酸性を示す不純物あるいは放射線化学反応によって酸性を示す不純物を生成する物質を加えてやる必要がある。具体的には、復水脱塩器の出口側で給水ポンプの上流側（現行プラントで酸素注入を行っている所）に炭酸ガスを注入することによって達成できる。炭酸ガス以外にも放射線分解反応を介して硝酸イオンを生成する窒素や一酸化二窒素といったガスを注入してもよい。ガスの注入量は、注入ガスが揮発性であるため実際に室温の炉水ｐＨをモニタしながら６．８より小さい値となるように流量制御弁２１を調節すればよい。
　【００２５】
　炉水ｐＨの下限については、図５からわかるように５倍を越えたあたりから放射能低減効果は飽和傾向を示すこと、及び酸性側では構造材の腐食も加速されるので、現在水質管理基準として考えられている室温における炉水ｐＨ５．６が適当である。
　【００２６】
　本実施例のように復水プレフィルタに中空糸膜フィルタを用いるとプリコート型フィルタに比べて廃棄物発生量が少なくてすむ効果がある。また、炭酸ガスを用いてｐＨを制御することは、炭酸が揮発性のため局所的な濃縮が長時間続くようなことが起こりにくいので、構造材料の腐食を起こす可能性が小さいという特徴がある。
　【００２７】
　先の実施例では、復水プレフィルタに中空糸膜フィルタを用いたが、プリコート型のフィルタを用いてもよい。すでに、このタイプの復水プレフィルタが設置されている場合には、設備の変更が不要である。
　【００２８】
　また、先の実施例では、炉水ｐＨを酸性とするため、給水系から炭酸ガス等を注入したが、炉水浄化系の１系統の陰イオン交換樹脂を硝酸型にイオン交換基を置換しておき、流量を制御して硝酸イオンを炉水に持ち込むようにして炉水ｐＨを制御してもよい。本方法では新たな設備を追加する必要がないという特徴があるが、流量を絞った場合浄化系の除去率が低下してしまう欠点がある。硝酸以外にも硫酸や燐酸でもｐＨを酸性に制御できるが、ステンレス鋼の応力腐食割れにとっては硝酸イオンが最も影響が小さいので、構造材の健全性を高く維持するには硝酸が好ましい。
　【００２９】
　また、先の実施例では、炉水ｐＨを酸性とするため、給水系から炭酸ガス等を注入したが、直接硝酸を給水系の復水脱塩器の出口側で給水ポンプの上流側に注入してもよい。ただし、この場合は給水ｐＨも酸性にシフトするので給水系の構造材料の腐食が促進される恐れがある。
　【００３０】
実施例２
　第１の実施例では構造材料の腐食がｐＨの低下に伴って加速されるため、ｐＨの下限値が決められてしまうが、構造材料の腐食は炉水中の溶存酸素濃度を低下させることによって低減することができる。すなわち、通常ステンレス鋼の応力腐食割れが起こらないとされる溶存酸素濃度２０ｐｐｂ以下にすることにより、ｐＨを下げたときの構造材料の腐食加速を抑制できる。
　【００３１】
　炉水中の溶存酸素濃度を低減するためには、炭酸ガス等の注入と同様にして、復水脱塩器の出口側で給水ポンプの上流側に水素ガスを注入することによって達成できる。水素ガスの注入量は、溶存酸素濃度の低減効果がプラント間で一般に異なるので、炉水溶存酸素濃度をモニタしながら２０ｐｐｂ以下になるように流量制御弁２３を調節すればよい。
　【００３２】
　本実施例では、ｐＨ低下に伴う腐食加速を抑制できるのでプラントの信頼性が向上する。また、溶出加速をより大きくするために現在の管理基準値ｐＨ５．６より低いｐＨでの運転の可能性も生じる。
　【００３３】
実施例３
　既設プラントで既に鉄濃度が０．０５ｐｐｂより高く、燃料被覆管上に蓄積しているＣｏインベントリが多いプラントでは、急に給水鉄濃度を０．０５ｐｐｂ以下かつ炉水ｐＨを弱酸性にすると、燃料から溶出する６０Ｃｏの量はインベントリに対応して非常に多くなり、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度は高くなってしまう。したがって、実施例１に示すような制御を始めるためには、事前に燃料上のＣｏインベントリを低減する必要がある。具体的には、定検時に全燃料を交換するか、あるいは非交換燃料については除染を行って燃料被覆管上に蓄積しているＣｏを除去すればよい。
　【００３４】
　本実施例のように、燃料被覆管上に蓄積しているＣｏを全て除去することで、既設プラントでも炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の過渡的な上昇を経験せずに水質管理方法を変更することができる。
　【００３５】
　上記の本発明によれば、プラントの寿命中の全期間を通じて炉水中の６０Ｃｏ濃度を低く維持することができる。また、６０Ｃｏを始め、鉄を親核種とする
５４Ｍｎ，５９Ｆｅの生成量が少なくなるので、放射性廃棄物の量の低減と炉水中の沈降性の放射性腐食生成物の濃度の低減が達成される。炉水中の６０Ｃｏ，５４Ｍｎ，５９Ｆｅ濃度が低ければ一次冷却系配管に付着する６０Ｃｏ，５４Ｍｎ，５９Ｆｅの量も少なくなるので、定期点検時の一次系の線量率を低くすることができ、作業員の受ける被曝線量を少なくする効果がある。
　【００３６】
　　【発明の効果】
　本発明によれば、水素注入運転や燃料の燃焼度の延長等といった将来的な運転環境の変化に伴って炉水中の６０Ｃｏイオン濃度が上昇するような状況になっても、炉水中の６０Ｃｏイオン濃度を低減することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
　　【図１】
　本発明の一実施例を示すための沸騰水型原子炉の一次冷却系の系統図である。
　　【図２】
　燃料被覆管へのＣｏイオンの付着係数のＦｅ／Ｎｉ濃度比依存性を示した図である。
　　【図３】
　現行の通常水質における給水鉄濃度と炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の関係を示した図である。
　　【図４】
　燃料付着酸化物からのイオンの溶出速度が５倍となった場合における給水鉄濃度と炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の関係を示した図である。
　　【図５】
　給水鉄濃度を０．０１ｐｐｂとした場合に、燃料付着酸化物からのイオンの溶出速度の加速倍率と炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の関係を示した図である。
　　【図６】
　給水鉄濃度を０．０１ｐｐｂとした場合に、燃料被覆管へのＣｏイオンの付着係数と炉水中の６０Ｃｏイオン濃度の関係を示した図である。
　　【図７】
　高温のｐＨと酸化物からのＣｏイオンの溶出速度の関係を示した図である。
　　【符号の説明】
　１…タービン、２…復水器、３…復水ポンプ、４…復水プレフィルタ、５…復水脱塩器、６…給水ポンプ、７…低圧給水加熱器、８…昇圧ポンプ、９…高圧給水加熱器、１０…原子炉圧力容器、１１…再循環ポンプ、１２…原子炉浄化装置、１３…復水脱塩器出口サンプリングライン、１４…給水サンプリングライン、１５…炉水サンプリングライン、１６…溶存ガス濃度測定装置、１７…鉄濃度測定装置、１８…炉水ｐＨ、溶存酸素濃度測定装置、１９…診断装置、２０…水素注入量制御弁、２１…水素ガスタンク、２２…炭酸ガスタンク、２３…炭酸注入量制御弁。