(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉一次系に配置された配管および機器をステンレス鋼から構成し、原子炉の給水加熱器および燃料集合体に予備酸化処理したニッケル基合金材料が用いられ、
系統水の温度が低い復水から、フィルタおよびイオン交換樹脂によって粒子状およびイオン状の鉄を除去する第１の鉄除去手段と、
復水より温度が高い温度である中高温の給水から、主として粒子状の鉄を除去し、耐熱性樹脂、セラミックス、酸化、炭化および窒化によってセラミックスを形成する元素、炭素材料から選択された少なくとも一種からなるフィルタを有する第２の鉄除去手段と、
炉水を採取し浄化水を前記原子炉内に戻し、炉水のニッケルをフェライトおよび鉄基合金のいずれかのろ過材に吸蔵させる炉水高温浄化装置と、
を有することを特徴とする原子力発電プラント。
【請求項２】
前記原子炉の給水加熱器および燃料集合体を、前記ニッケル基合金に代えて、フェライト系のステンレス鋼から構成したことを特徴とする請求項１記載の原子力発電プラント。
【請求項３】
前記第１の鉄除去手段は、０．４５μｍ以下の細孔を有し、かつろ過面積を大きくしたフィルタとイオン交換樹脂塔との複合除去装置であることを特徴とする請求項１記載の原子力発電プラント。
【請求項４】
前記第２の鉄除去手段は、耐熱性樹脂、セラミックス、酸化、炭化および窒化によってセラミックスを形成する元素，炭素材料から選択された少なくとも一種からなる０．４５μｍ以下の細孔のフィルタを有する除去装置であることを特徴とする請求項１記載の原子力発電プラント。
【請求項５】
前記原子炉の炉心構造材に用いられている材料のコバルト含有率を０．０１％以下にすることを特徴とする請求項１記載の原子力発電プラント。
【請求項６】
前記原子炉一次系に設置されたタービン翼および大口径弁をニッケル基合金から構成したことを特徴とする請求項１記載の原子力発電プラント。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントにおける原子炉水のコバルト放射能濃度を低減させるとともに、炉心外表面へのコバルト放射能の移行量を低減させる水質制御を行うのに有効なステンレス鋼へ材料変更した原子力発電プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントでは、原子炉水のコバルト放射能濃度を低減させるとともに、炉心外表面へのコバルト放射能の移行量を低減させるため、これまでに種々の水質制御方法が案出され実施されてきた。その主な方法を列記すると以下のようになる。
【０００３】
原子炉水のコバルト放射能濃度を低減させるには、給水に鉄を付加させる（給水鉄濃度で０．３ないし０．５ｐｐｂ以上）ことにより、原子炉内への持ち込みおよび原子炉内の構造材料から炉水中に腐食放出される鉄量を、原子炉内への持ち込みまたは原子炉内で発生したニッケル量の２倍以上にして炉水のコバルト放射能濃度を低減させる方法がある。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
しかしながら、この方法では、炉水のイオンコバルト放射能濃度を低減させることができるものの、炉心外へのイオンコバルト放射能濃度の移行速度が増加するとともに、粒子状物質による放射能濃度を逆に増加させるなどの課題がある。また、表面処理の異なる耐食性に優れた燃料被覆管材料を使用した後は、この燃料被覆管表面に付着した粒子からの放射能の溶出が増加し、炉水のイオンコバルト放射能濃度の低減率も小さくなり、炉心外へのイオンコバルト放射能の低減効果は期待することができなくなった。
【０００５】
炉心外表面へのコバルト放射能の移行を低減する水質制御方法としては、亜鉛注入方法がある。しかし、この亜鉛注入方法は放射化によりＺｎ−６５の放射能を生成するため、天然の亜鉛を用いることができず、高価な遠心分離装置でＺｎ−６４を除去した亜鉛を多量に用いなければならない。
【０００６】
このような状況を踏まえ、炉水のイオンコバルト放射能濃度は若干増加するものの、炉心外へのイオンコバルト放射能濃度の移行速度を大幅に低減可能な極低鉄運転が開発された。この方法は、燃料被覆管表面に付着した粒子を大幅に低減させることができるため、停止時の残留熱を除去する原子炉残留熱除去系（以下、ＲＨＲ系という）で粒子状物質による放射能濃度を大幅に低減させることができた。しかし、上記極低鉄運転では、燃料被覆管表面に付着した粒子が剥離し易いため、燃料交換プールなどの放射能を低減させることができないという課題がある。
【０００７】
本発明は、上記事情を考慮してなされたもので、炉水のイオンおよび粒子状物質によるコバルト放射能濃度を同時に大幅に低減させ、炉心外表面へのコバルト放射能の移行量を低減させる原子力発電プラントを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上述した目的を達成するため、本発明に係る原子力発電プラントでは、原子炉一次系に配置された配管および機器をステンレス鋼から構成し、原子炉の給水加熱器および燃料集合体に予め酸化処理（予備酸化処理）したニッケル基合金材料が用いられ、系統水の温度が低い復水から、フィルタおよびイオン交換樹脂によって粒子状およびイオン状の鉄を除去する第１の鉄除去手段と、復水より温度が高い温度である中高温の給水から、主として粒子状の鉄を除去し、耐熱性樹脂、セラミックス、酸化、炭化および窒化によってセラミックスを形成する元素、炭素材料から選択された少なくとも一種からなるフィルタを有する第２の鉄除去手段と、炉水を採取し浄化水を前記原子炉内に戻し、炉水のニッケルをフェライトおよび鉄基合金のいずれかのろ過材に吸蔵させる炉水高温浄化装置と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【０００９】
本発明によれば、炉水のイオンおよび粒子状物質によるコバルト放射能濃度を同時に大幅に低減させ、炉心外表面へのコバルト放射能の移行量を低減させることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１０】
本発明では、まず原子炉においてイオンおよび放射能の発生源となっている燃料集合体における燃料被覆管表面に付着したＮｉＦｅ２Ｏ４の量を大幅に低減させるため、放射能発生源である原子炉内への持ち込みを極力抑制する。原子炉内に供給される給水などの系統水中に含まれる鉄を上限濃度値として０．１０ｐｐｂ以下、好ましくは０．０４ｐｐｂ以下で、特に好ましくは可及的にゼロにする。その場合でも炉水のニッケル濃度が０．２ｐｐｂ以上にならないようにする。
【００１１】
このため、本発明に係る原子力発電プラントでは、ニッケルの主発生源である高圧給水加熱器の熱交換チューブ材および炉内の燃焼集合体の構成部品である燃料ばねをニッケル基合金材料からフェライトに変更する。これにより、鉄の発生量がニッケルの発生量の２倍以上になるように、炉水のコバルト放射能を大幅に低減させる。炉水のイオンコバルト放射能の発生源としては、燃料被覆管表面のＮｉＦｅ２Ｏ４の他に燃料ばねもあり、予備酸化処理および燃料ばねの材料を変更することによって腐食を抑制することで、その発生も大幅に抑制することができる。
【００１２】
また、給水から炉内への鉄持ち込みを極力ゼロに近づけるためには、復水以外の系統水について鉄除去手段で除去する必要がある。そして、炉内での腐食発生による鉄を極力抑制するため、原子炉一次系に設置された配管および機器の材料を炭素鋼からステンレス鋼の耐食性材料に変更すれば、特に停止時や待機時の保管対策などの経費を節減することができる。
【００１３】
さらに、原子炉一次系にフェライトまたは鉄基合金のろ過材を用いた炉水高温浄化装置を設置すると、原子炉内での炉水中に腐食放出される鉄量を増加せずに、給水から持ち込まれ、または原子炉内で発生したニッケルを除去することができる。
【００１４】
さらにまた、鉄およびニッケルを極力抑制した条件下では、鉄から生成されるＭｎ−５４やＦｅ−５９およびニッケルから生成されるＣｏ−５８に比べてＣｏ−６０の被曝への寄与率が増加する。したがって、コバルトの主要発生源である炉心構造材や大口径弁に用いられている材料を低コバルト材へ変更することが効果的である。
【００１５】
そこで、例えば、原子炉内への持ち込みおよび原子炉内の構造材料から炉水中に腐食放出される鉄量を、前記原子炉内へ持ち込まれたニッケル量および前記原子炉内で発生したニッケル量のいずれか一方の２倍以上にし、前記原子炉内への系統水の鉄の上限濃度値を０．１０ｐｐｂ以下にする。なお、鉄の上限濃度値は、０．０４ｐｐｂ以下にすることが好ましい。
【００１６】
これまでの知見から、コバルトの化学的挙動はニッケルの挙動と類似している。また、コバルトの発生量は、ニッケルの１／１００のオーダーで小さいため、ニッケルに随伴した挙動をとる。さらに、国内の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）プラントの実績から鉄の発生量がニッケルの発生量の２倍以上であれば、炉水のニッケル濃度は０．２ｐｐｂ以上にはならないことは周知の事実である。
【００１７】
これは、Ｆｅ−Ｎｉ−Ｈ２Ｏ系でＮｉＦｅ２Ｏ４が熱力学的に安定で、下記の（１）式の反応によりＮｉＦｅ２Ｏ４が生成されコバルトも安定に取り込まれＣｏ−６０イオン濃度が低減される。ＮｉＦｅ２Ｏ４のニッケルの溶解度は、約０．２ｐｐｂであると理解されている。給水に鉄を付加させた場合には、燃料被覆管表面に生成されるＮｉＦｅ２Ｏ４が増加し、そのＮｉＦｅ２Ｏ４の剥離により粒子状のCo-60の放射能は増加する。  
［化１］
Ｎｉ＋２Ｆｅ＋４Ｈ２Ｏ＝ＮｉＦｅ２Ｏ４＋４Ｈ２  ……（１）
【００１８】
一方、鉄の発生量がニッケルの発生量の２倍以下になると、炉水のニッケル濃度は０．２０ｐｐｂ以上になり、燃料被覆管表面では沸騰濃縮のため熱力学的に安定なＮｉＯが生成され、このＮｉＯに取り込まれたＣｏが放射化されてＣｏ−６０となって再溶出するためイオン放射能濃度も増加する。
【００１９】
このため、原子炉内への持ち込みおよび原子炉内の構造材料から炉水中に腐食放出される鉄量を極力抑制し、かつ原子炉内への持ち込みおよび原子炉内の構造材料から炉水中に腐食放出される鉄量が原子炉内への持ち込みまたは原子炉内で発生したニッケル量の２倍以上にすることが、炉水のイオンおよび粒子状のＣｏ−６０を同時に低減させる条件となる。同様に、ニッケルから生成されるＣｏ−５８についても同様な結論を得る。
【００２０】
一方、給水の鉄濃度を低減する技術については、復水浄化系に中空糸フィルターとイオン交換樹脂塔からなる高性能鉄除去装置を備えたプラントにおいて既に０．０４ｐｐｂの実績を有する。
【００２１】
現行の耐食性に優れた燃料被覆管材料を使用する限りでは、被覆管表面のＮｉＦｅ２Ｏ４に捕捉されるＣｏ−６０に比べて溶出するＣｏ−６０の方が量的に多く、被覆管表面のＮｉＦｅ２Ｏ４は発生源となっている。したがって、Ｃｏ−６０イオンの発生量は、被覆管表面のＮｉＦｅ２Ｏ４を低減させればさせるほど小さくなる。また、粒子状のＣｏ−６０は、被覆管表面のＮｉＦｅ２Ｏ４が剥離したものであるから、被覆管表面のＮｉＦｅ２Ｏ４を低減させればさせるほど好ましい。被覆管表面のＮｉＦｅ２Ｏ４は、給水から原子炉内へ持ち込まれた鉄から生成されるので、給水の鉄濃度を現行条件より一段と低減することも重要である。
【００２２】
ＢＷＲプラントにおける鉄の主要発生源は、ニッケルの主発生源である給水加熱器の熱交換チューブ材および炉内に用いられているニッケル基合金材料である。したがって、現行材料を予備酸化処理することにより、腐食を低減させ、ニッケルの発生量を大幅に低減させることができる。これにより、鉄の発生量をニッケルの発生量の２倍以上にすることができる。
【００２３】
また、原子炉水中に天然亜鉛を導入し、その亜鉛イオン濃度値を５ｐｐｂ以下に制御することにより、燃料被覆管表面以外でのＺｎＦｅ２Ｏ４の生成をゼロにすることができる。そして、本発明では、燃料被覆管表面でのＺｎＯの生成やＺｎＦｅ２Ｏ４の生成によるＺｎ−６５の生成を抑制することができる。給水鉄濃度値が、０．０４ｐｐｂの場合、国内ＢＷＲプラントの給水鉄量の１／１０、米国ＢＷＲの１／５０である。この場合、燃料被覆管表面で生成されるＺｎ−６５の量は、天然亜鉛を使用した場合でも米国プラントでのＺｎ−６４を低減させた高価な亜鉛を用いた場合と同程度の生成量にしかならない。
【００２４】
ところで、ＢＷＲにおいては、原子炉冷却材浄化系（以下、ＲＷＣＵ系という）やＲＨＲ系では配管や機器の胴に炭素鋼が使用されている。プラント運転時におけるＲＷＣＵ系の炭素鋼の腐食はステンレス鋼の２倍程度と低いが、停止時には水質が悪化するため炭素鋼の腐食は顕著になる。また、ＲＨＲ系は、プラント運転時に待機状態にある炭素鋼の腐食が顕著である。このため、現行の材料では投入前にフラッシングなどを行って鉄錆を除去している。これらの運転や保管により、これらの系統から原子炉内へ流入する鉄量は給水からの持ち込みに比べて無視できる程度になっている。これらの系統をステンレス鋼にすれば、これらの操作が不要になる。
【００２５】
また、フェライトまたは鉄基合金のいずれかのろ過材とする炉水高温浄化装置を用いた場合には、（２）式に示す反応によりニッケルが捕捉され、ＮｉＦｅ２Ｏ４を生成する。したがって、炉水のニッケルを除去することができる。  
［化２］
Ｆｅ２Ｏ３＋Ｎｉ＋Ｈ２Ｏ＝ＮｉＦｅ２Ｏ４＋Ｈ２  ……（２）
【００２６】
ＢＷＲプラントにおける鉄の主要発生源は、ニッケルの主発生源である給水加熱器の熱交換チューブ材および炉内の燃料集合体に用いられているニッケル基合金材料である。したがって、現行材料よりニッケル含有量が小さい耐食性材料および腐食が小さい材料としてフェライトから構成することにより、腐食を低減させ、ニッケル発生量を大幅に低減させることができる。これにより、鉄の発生量をニッケル発生量の２倍以上にすることができる。
【００２７】
ニッケルの量を大幅に低減することができれば、炉内のステンレス鋼の腐食によって生成するフェライトが存在するため、給水の鉄濃度をゼロに低下させても、鉄発生量はニッケル量の２倍以上になる。この場合、給水の鉄濃度は低下すればするほど好ましい。給水からの鉄濃度をゼロにするためには、鉄除去装置が必要になる。なお、ニッケルの発生量の低減度合いにより、鉄発生量はニッケル量の２倍以上になる条件が現行の０．０４ｐｐｂとゼロの中間になる場合も存在する。また、高性能鉄除去装置に要求される機能は、鉄の性状やフィルタ材質への影響で温度が重要因子である。
【００２８】
鉄持ち込みを極力抑制した条件下で、燃料ばねなどの炉心構造材に使われている材料から直接炉水にイオンとして放出する割合は、全発生量の約２／３を占めている。これら材料のコバルト含有率のスペック値は０．０５％以下で実績値としては０．０３％である。したがって、スペック値を０．０１％以下に低減させることにより、炉水のイオンＣｏ−６０濃度を概略半減させることができる。
【００２９】
また、鉄持ち込みを極力抑制した条件下で、炉水のクラッドＣｏ−６０を低減するためにはコバルトの発生量を低減させればよい。コバルトの発生源は、現状、タービン翼や大口径弁のＣｏ基合金がそれぞれ３０％および５０％占める。したがって、Ｃｏ基合金であるステライトをコルモノイなどのニッケル基合金に変更することにより、コバルト発生量を現行の１／４に低減させることができる。なお、この材料変更と燃料ばねなどの炉心構造材に用いられている材料の低コバルト化の両者の対策を実施すると、さらに炉水のイオンＣｏ−６０濃度を半減させて１／３以下にすることができる。
【００３０】
以下、本発明に係る原子力発電プラントの実施形態を、添付図面を参照して詳説する。
【００３１】
図１は本発明に係る原子力発電プラントを改良型沸騰水型原子力発電プラント（ＡＢＷＲ）１００の一次系に適用した一実施例を示す概略系統図である。
【００３２】
また、図１は原子炉内へ持ち込みおよび原子炉内の構造材料の腐食によって発生する鉄とニッケルの発生源について示している。
【００３３】
図１に示すように、給水系１からの給水などの系統水は、原子炉２内に持ち込まれ、この持ち込まれた炉水は、原子炉２内の核燃料の核分裂による熱によって加熱され蒸気になって高圧タービン３および低圧タービン４へ送られて発電を行う。
【００３４】
また、炉水は停止時にＲＨＲ系５に送られ、このＲＨＲ系５に設置されたＲＨＲポンプ６により強制循環され、ＲＨＲ熱交換器７により原子炉２内の炉水から効率的に停止時の残留熱が除去される。
【００３５】
さらに、起動時および停止時において炉水の一部はＲＷＣＵ系８に導入され、ＲＷＣＵ熱交換器９で冷却された後、ＲＷＣＵ除去装置１０によって不純物が取り除かれてＲＷＣＵポンプ１１により給水系１に戻される。
【００３６】
一方、発生した蒸気の一部は、高圧給水加熱器１２および低圧給水加熱器１３で給水の予熱に使用される。発電を行った後の蒸気は、復水器１４で水に戻され、給水系１から原子炉２内に腐食生成物が持ち込まれるのを回避するために、鉄除去手段としての復水フィルタ１５および復水脱塩器１６により不純物が除去される。
【００３７】
また、高圧給水加熱器１２および低圧給水加熱器１３には、それぞれ給水系１と接続する高圧給水ドレン配管１７および低圧給水ドレン配管１８が接続され、これらドレン配管１７，１８には、それぞれ高圧ドレンポンプ１９、低圧ドレンポンプ２０と、鉄除去手段としての高性能鉄除去装置２１，２２（第２の鉄除去手段）とが介挿されている。なお、図１において原子炉２に隣接して燃料交換プール２３が設置されている。また、図１においては、後述する炉水高温浄化装置が省略されている。
【００３８】
ところで、プラント運転時には、ＲＨＲ系５は待機状態にあり、このＲＨＲ系５からの鉄の流入はない。原子炉水の流れる原子炉２内およびＲＷＣＵ系８において鉄やニッケルが発生する。この原子炉２内の各機器には、ステンレス鋼およびＮｉ基合金が用いられている。
【００３９】
そして、ステンレス鋼の腐食によって生成した鉄およびニッケルは、そのほとんどが材料表面に生成する酸化物を形成する。ステンレス鋼の主成分は鉄であるので、ＮｉＦｅ２Ｏ４を形成するのに鉄がニッケルに対し過剰である。このため、原子炉２内のＮｉ基合金で発生したニッケルや給水系１から原子炉２内へ持ち込まれたニッケルが原子炉水を通じてＮｉＦｅ２Ｏ４を形成するのに不足している化学当量分だけ捕捉するに十分である。
【００４０】
一方、Ｎｉ基合金の場合は、ステンレス鋼とは逆に鉄に対しニッケルが過剰であるため、原子炉水に過剰分のニッケルが放出される。この原子炉水に放出されたニッケルのほとんどは、燃料集合体の燃料ばねを構成するＮｉ基合金からのもので、平衡炉心での発生量は給水換算濃度値で０．０４ｐｐｂである。
【００４１】
また、ＲＷＣＵ系８では、系統配管やＲＷＣＵ熱交換器９の胴部に炭素鋼が使用されている。ステンレス鋼はＲＷＣＵ熱交換器９の熱交換チューブ材に使用されている。ここで、運転時の炭素鋼の腐食速度は、ステンレス鋼の高々２倍であり、接液面積はステンレス鋼の５％にも満たない。腐食した鉄はステンレス鋼と同様ＮｉＦｅ２Ｏ４を形成する。現行の原子炉内での鉄およびニッケルの発生量を平衡炉心達成後の給水濃度換算で表す。腐食時間依存性があるためプラント運転履歴時間の関数として表わされ、鉄およびニッケルの発生量は、それぞれ１２．６ｔ−０．５ｐｐｂ［ｔ：ＥＦＰＨ（Ｅｆｆｅｃｔｉｖｅ Ｆｕｅｌ Ｐｏｗｅｒ Ｈｏｕｒ：実効全出力）］および（３．４ｔ−０．５＋０．０４）ｐｐｂ（ｔ：ＥＦＰＨ）となる。ここで、０．０４はＮｉ基合金である燃料ばねからの発生寄与である。
【００４２】
次に、給水系１から原子炉２内への鉄およびニッケルの流入形態について述べる。鉄の主発生源は、主蒸気弁（図示せず）、高圧タービン３、低圧タービン４および復水器１４を構成する炭素鋼や低合金鋼である。これらの発生源から放出された鉄は、次の３つのルートを通じて給水系１に流入する。
【００４３】
第１のルートは、復水器１４からの復水中に含まれる粒子状の鉄が復水フィルタ１５によりそのほとんどが除去される。さらに、復水脱塩器１６でイオン鉄が一部除去され、給水系１を経て原子炉２内に流入するものである。
【００４４】
第２のルートは、低圧給水ドレン配管１８から復水器１４の下流側の復水に流入し、復水脱塩器１６で粒子状およびイオン鉄が一部除去され、給水系１を経て原子炉２内に流入するものである。
【００４５】
第３のルートは、高圧給水ドレン配管１７から給水系１に流入し、そのまま原子炉２内に流入するものである。
【００４６】
現行システムにおいて、給水系１の鉄濃度は、０．０４ｐｐｂ程度に維持されている。また、現行での第１、２および３ルートの寄与率は、それぞれ５０％、３０％および２０％である。
【００４７】
一方、給水系１から原子炉２内に流入するニッケルは、高圧給水加熱器１２の熱交換チューブ材からであり、つまり胴側は高圧給水ドレン配管１７から給水系１に流入し、その熱交換チューブ材の内側から発生したものとの和となり、原子炉２内に流入する。また、給水の濃度は、高圧給水加熱器１２の熱交換チューブ材に用いられているステンレス鋼の腐食時間依存性があるため、プラント運転履歴時間の関数として表示され、１２．６ｔ−０．５ｐｐｂ（ｔ：ＥＦＰＨ）となる。
【００４８】
以上のことから、鉄およびニッケルの全発生量を給水濃度換算で示すと下記のようになる。  
［数１］
全鉄発生給水濃度換算＝
０．０４＋１２．６ｔ−０．５（ｔ：ＥＦＰＨ）                ……（３）
［数２］
全ニッケル発生給水濃度換算＝
０．０４＋１２．６ｔ−０．５＋３．４ｔ−０．５（ｔ：ＥＦＰＨ）  ……（４）
（３）式の右辺の第１項は、給水系１から原子炉２内に持ち込まれる鉄量で、第２項は炉内のステンレス鋼を主体とする発生鉄量である。
【００４９】
一方、（４）式の右辺の第１項は、燃料ばねからの発生ニッケル量、第２項は給水系１から原子炉２内に持ち込まれるニッケル量、第３項は炉内のステンレス鋼を主体とする発生ニッケル量である。
【００５０】
ここで、全鉄発生量が２倍の全ニッケル発生量を上回る条件は、燃料ばねからの発生量を１／２以下にし、給水系１からのニッケルの原子炉２内への持ち込みを１／４．４以下に低減させればよい。なお、給水系１から原子炉２内に持ち込まれる鉄量が給水鉄濃度値で０．０４ｐｐｂではなく、０．１０ｐｐｂ以下であれば、給水からのニッケルの原子炉２内への持ち込みのみを１／４．４以下に低減させればよい。
【００５１】
また、本実施例では、燃料ばね材を現行のＮｉ基合金、すなわちインコネルＸ−７５０からインコネルＸ−７１８のＮｉ基合金に変更（インコネルＸ−７１８の腐食率はインコネルＸ−７５０の１／４程度）し、高圧給水加熱器１２の熱交換チューブ材のステンレス鋼に高温大気酸化処理を行えば、腐食速度を１／５にすることができるので、全鉄発生量が２倍の全ニッケル発生量を上回る条件を満たす。
【００５２】
この場合、給水の鉄濃度値が０．０２ｐｐｂに低減した場合でも全鉄発生量が２倍の全ニッケル発生量を上回る条件を満たす。なお、燃料ばねとしてＮｉ基合金ではなく、ステンレス鋼などのＦｅ基合金を代替すれば、燃料ばねはニッケルの発生源ではなく、ニッケルを捕捉する役割を果たすので、給水の鉄濃度をゼロにした場合でも全鉄発生量が２倍の全ニッケル発生量を上回る条件を満たす。
【００５３】
ここで、高圧給水加熱器１２の熱交換チューブ材にニッケル含有量の少ないフェライト系のステンレス鋼を用いれば（４）式の右辺の第２項の給水系１から原子炉２内に持ち込まれるニッケル量をほとんどゼロにすることができる。また、燃料ばねの腐食低減により、燃料ばねから炉水に放出されるＣｏ−６０およびＣｏ−５８イオンも低減させることができる。
【００５４】
現行では、図１に示すＲＨＲ系５やＲＷＣＵ系８に炭素鋼が使用されている。プラント運転時におけるＲＷＣＵ系８の炭素鋼の腐食は、ステンレス鋼の２倍程度で低いが、停止時や待機時にあるＲＨＲ系５やＲＷＣＵ系８での炭素鋼の腐食速度が大きくなる。特に、除去装置が設置されておらず、また待機時間の長いＲＨＲ系５では鉄の発生は無視できない。したがって、現行では投入前にフラッシングなどにより鉄錆を除去しなければならない。そのため、本実施例のように原子炉一次系に設置されたＲＨＲ系５やＲＷＣＵ系８をステンレス鋼から構成すれば、これらの操作が不要になる。
【００５５】
さらに、本実施例では、図２に示すように原子炉一次系におけるＲＨＲ系５およびＲＷＣＵ系８に、ニッケルをフェライトまたは鉄基合金のろ過材に吸蔵させる炉水高温浄化装置２５が設置されている。
【００５６】
そして、本実施例は、（３）式において第２項に相当する炉内での鉄の発生量を炉水へ放出させずに増加させることにある。フェライトまたは鉄基合金のろ過剤とする炉水高温浄化装置２５を用いた場合、（２）式に示す反応によりニッケルが捕捉され、ＮｉＦｅ２Ｏ４を生成する。したがって、炉水のニッケルを除去することができる。
【００５７】
炉水高温浄化装置２５は、図２に示すようにＲＷＣＵ系８においてＲＷＣＵ熱交換器９の上流側で分岐され、ポンプ２６を介して接続されている。また、炉水高温浄化装置２５は、ＲＨＲ系５においてＲＨＲポンプ６の下流側にＲＨＲ熱交換器７をバイパスするように設置してもよい。したがって、炉水高温浄化装置２５は、基本的にポンプと組み合わせて設置され、炉水を採取し浄化水を原子炉２内に戻すようにすればよい。
【００５８】
炉水高温浄化装置２５は、図３に示すように容器３０を有し、この容器３０の上部の一側には取水口３１が、他側には逆洗水注入口３２が設けられている。容器３０の底部にはドレン水口３３が設けられている。また、容器３０の下部には給水口３４が設けられている。なお、この給水口３４には給水ラインを介して汚染度の高い炉水が供給され、取水口３１からはこの炉水高温浄化装置２５により浄化された炉水が排水ラインを介して排出されるように構成されている。
【００５９】
容器３０内の取水口３１および逆洗水注入口３２より低い位置に水平方向に延びる上部支持板３５が設けられ、この上部支持板３５には複数の孔が形成されており、各孔に中空膜管３６の上端が差し込まれる。なお、容器３０における上部支持板３５の上側の空間と下側の空間は、上部支持板３５により完全に仕切られており、前記上側の空間と下側の空間との間における水の移動は中空膜管３６を介してのみ可能となっている。
【００６０】
この中空膜管３６は、その外層として微細な粒子を捕捉する差圧の生じ易い微細な孔が形成されたスキン層と、このスキン層を保持する基質層とを備えた二層構造となっている。
【００６１】
容器３０内の給水口３４より低く、かつドレン水口３３より高い位置には、水平方向に延びる下部支持板３７が設けられている。この下部支持板３７には、複数の孔が形成されている。下部支持板３７は孔の開いていない部分で、中空膜管３６の下端を支持しており、下部支持板３７は中空膜管３６の下端を閉塞している。したがって、容器３０における下部支持板３７の上側の空間と下側の空間における水の移動は下部支持板３７の孔を介してのみ可能となっている。
【００６２】
ところで、ＳＵＳ３０４やＳＵＳ３１６などのオーステナイトステンレス鋼の粒子をろ過材として用いる場合には、炉心外のステンレス鋼の接液面積の約１．６倍に相当するろ過剤を用いれば、全鉄発生量が２倍の全ニッケル発生量を上回る条件を満たす。
【００６３】
また、本実施例は、ニッケルを低減することにより、鉄の発生量をニッケルの発生量の２倍以上にしている。前述したように、ニッケルの主発生源は図１に示す高圧給水加熱器１２の熱交換チューブ材のステンレス鋼（オーステナイト系）と原子炉２内に装荷されている燃料集合体に使われているＸ−７５０のＮｉ基合金である。そして、本実施例では、高圧給水加熱器１２の熱交換チューブ材および原子炉２内に装荷されている燃料集合体がフェライトから構成されている。
【００６４】
オーステナイト系ステンレス鋼の場合、４２５℃で２時間の高純度大気中および３５０℃で５時間の３％水蒸気を含む高純度大気中での腐食放出は１／５以下を達成することができる。また、ニッケル含有率の小さいフェライト系ステンレス鋼を用いた場合、その腐食速度は、オーステナイト系ステンレス鋼と同等以上であるので、ニッケルの発生量は１／５以下で、ほとんど無視できる程度になる。なお、材料コストはオーステナイト系ステンレス鋼より低い。
【００６５】
燃料ばねについては、インコネルＸ−７５０より耐食性に優れたインコネルＸ−７１８（ＣｒとＦｅの含有率が高い）を用いてインコネルＸ−７５０と同様、時効熱処理過程で大気酸化することにより、内層にクロムリッチな酸化物、外層にフェライトの酸化物からなるＸ−７５０より安定な酸化物が形成される。腐食速度がオーステナイト系ステンレス鋼と同様な２ｍｄｍ（ｍｇ／ｄｍ２／ｍｏｎｔｈ）と現行材の１／４以下になる。また、材料コストはＸ−７５０より安価である。さらに、燃料ばね材として冷間加工したオーステナイト系ステンレス鋼を用いることができる。この場合、燃料ばねは、ニッケルの発生源ではなく、ニッケルを捕捉する。
【００６６】
さらに、本実施例では、図１に示すように原子炉２内に供給される給水系２から鉄を除去する復水フィルタ１５および鉄除去装置２１，２２を設置して給水から持ち込まれる鉄を一段と低減している。
【００６７】
すなわち、給水の温度が低い復水の場合には、復水フィルタ１５により粒子状およびイオン状の鉄を除去する一方、ドレン水のように温度が中高温の場合には、鉄除去装置２１，２２により主として粒子状の鉄を除去する。
【００６８】
なお、復水フィルタ１５は、０．４５μｍ以下の細孔を有し、かつプリーツ（襞）状または中空糸のようにろ過面積を大きくしたフィルタとイオン交換樹脂塔との複合除去装置である。
【００６９】
ところで、現行のプラント設計仕様でも給水鉄濃度値は０．０４ｐｐｂを確保することができる。図１に示す高圧給水ドレン配管１７および低圧給水ドレン配管１８の寄与は、０．０４ｐｐｂの７０％を占める。なお、これらの系統での鉄の形態は、復水に比べてドレン水の温度が高く、溶存酸素濃度が高いため粒子状の形態をとり、０．４５μｍのフィルタを通過する鉄は、検出限界（０．０１ｐｐｂ、主としてイオン鉄）以下である。
【００７０】
したがって、この高圧給水ドレン配管１７および低圧給水ドレン配管１８に、耐熱性材料（四ふっ化エチレン樹脂やポリイミドなどの耐熱性樹脂、セラミックス、酸化、炭化および窒化によってセラミックスを形成する元素、チタン合金およびステンレス鋼などの金属およびこれら材料を予備酸化処理して腐食を抑制した材料、チタン合金を窒化または炭化処理した材料、Ｓｉ３Ｎ４やＳｉＣなどの高温水で安定な窒化物および炭化物、炭素繊維などの炭素材料から選択された少なくとも一種）からなり、かつプリーツ状や中空糸とし、差圧上昇を抑制した０．４５μｍ以下の細孔のろ過フィルタを備えた高性能鉄除去装置２１，２２として使用することができる。
【００７１】
なお、現行の復水フィルタとして日本においては中空糸が用いられているが、本実施例では、上記のようにこれと同等の除去性能をもつプリーツ状フィルタで置き換えた復水フィルタ１５でもよい。
【００７２】
さらに、本実施例では、燃料被覆管表面以外でのＺｎＦｅ２Ｏ４の生成を行わず、かつ燃料被覆管表面上でのＺｎＦｅ２Ｏ４の生成を極力抑制することにより、ステンレス鋼製のイオン放射能の蓄積を安価な亜鉛を注入することにより抑制している。
【００７３】
すなわち、本実施例では、原子炉２水中の亜鉛濃度値をＺｎＦｅ２Ｏ４の亜鉛の溶解度である５ｐｐｂ以下にすることにより、沸騰濃縮する燃料被覆管表面以外では、ＺｎＦｅ２Ｏ４が生成しない。したがって、炉心構造材に取り込まれるＺｎによるＺｎ−６５の生成はない。
【００７４】
さらに、鉄量を抑制することにより、燃料被覆管表面での沸騰濃縮も最小にすることができるので、ＺｎＯの生成やＺｎＦｅ２Ｏ４の生成によるＺｎ−６５の生成も抑制することができる。０．０４ｐｐｂの場合には、国内ＢＷＲプラントの給水鉄量の１／１０、米国ＢＷＲの１／５０であり、燃料被覆管表面で生成されるＺｎ−６５の量は、天然亜鉛を使用した場合でも米国プラントにおいてＺｎ−６４を低減した高価な亜鉛を用いた場合と同程度の生成量（Ｚｎ−６４を低減率は、天然の１／１０ないし１／５０程度）にしかならない。亜鉛対策を含め、給水鉄濃度をパラメータとし、イオンおよび粒子状線源による被曝低減効果を示すと図４に示すようになる。なお、給水鉄濃度値を０．０４ｐｐｂで亜鉛注入した場合は、被曝は１／１０になる。
【００７５】
さらにまた、本実施例では、原子炉２の炉心構造材に用いられている材料のコバルト含有率を０．０１％以下にしている。
【００７６】
すなわち、鉄持ち込みを極力抑制した条件下で、燃料ばねなどの炉心構造材に使われている材料から直接炉水にイオンとして放出する割合は、全発生量の約２／３を占めている。これら材料のコバルト含有率のスペック値は０．０５％以下で実績値としては０．０３％である。したがって、本実施例ではスペック値を０．０１％以下に低減させることにより、炉水のイオンＣｏ−６０濃度を概略半減させることができる。
【００７７】
また、本実施例では、原子炉２の一次系に設置されたタービン翼や大口径弁のＣｏ基合金をＮｉ基合金に変更することにより、コバルト発生量を低減させることを組み合わせ、給水鉄濃度値を０．０１ｐｐｂにすることにより、被曝を１／５０以下にすることができる。
【００７８】
次に、ＡＢＷＲ１００の効果を説明する。
【００７９】
ＡＢＷＲ１００において、原子炉一次系（例えば、給水系１）に配置された配管および機器をステンレス鋼から構成し、原子炉の給水加熱器１２；１３および燃料集合体に予備酸化処理したニッケル基合金材料が用いられ、系統水の温度が低い復水から、フィルタおよびイオン交換樹脂によって粒子状およびイオン状の鉄を除去する第１の鉄除去手段と、復水より温度が高い温度である中高温の給水から、主として粒子状の鉄を除去し、耐熱性樹脂、セラミックス、酸化、炭化および窒化によってセラミックスを形成する元素、炭素材料から選択された少なくとも一種からなるフィルタを有する第２の鉄除去手段とを有する。
【００８０】
以上、本発明に係る原子力発電プラントを１つの実施形態に基づき説明してきたが、具体的な構成については本実施形態に限られるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない限り設計の変更や追加等は許容される。
【００８１】
例えば、本発明を（改良型）沸騰水型原子力発電プラントに適用する例を示したが、加圧水型原子力発電プラントその他の原子力発電プラントに適用してもよい。
【００８２】
また、原子炉の給水加熱器および燃料集合体を構成するニッケル基合金材料を予備酸化処理する例を示したが、この「予備酸化処理」とは、予め酸化処理を行うことをいい、酸化の方法は特に制限されない。
【図面の簡単な説明】
【００８３】
【図１】本発明に係る原子炉の原子力発電プラントを改良型沸騰水原子炉一次系に適用した一実施例を示す概略系統図。
【図２】本実施例の炉水高温浄化装置の設置状態を示す系統図。
【図３】本実施例の炉水高温浄化装置の内部構造を示す概略図。
【図４】本発明による被爆低減効果を示す図。
【符号の説明】
【００８４】
１  給水系
２  原子炉
３  高圧タービン
４  低圧タービン
５  ＲＨＲ系
６  ＲＨＲポンプ
７  ＲＨＲ熱交換器
８  ＲＷＣＵ系
９  ＲＷＣＵ熱交換器
１０  ＲＷＣＵ除去装置
１１  ＲＷＣＵポンプ
１２  高圧給水加熱器
１３  低圧給水加熱器
１４  復水器
１５  復水フィルター（鉄除去手段）
１６  復水脱塩器
１７  高圧給水ドレン配管
１８  低圧給水ドレン配管
１９  高圧ドレンポンプ
２０  低圧ドレンポンプ
２１  高性能鉄除去装置（鉄除去手段）
２２  高性能鉄除去装置（鉄除去手段）
２３  燃料交換プール
２５  炉水高温浄化装置
２６  ポンプ
１００  改良型沸騰水型原子力発電プラント
【図１】
0004560114.tif 000002
【図２】
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【図３】
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【図４】
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