(57)【要約】【課題】コバルト吸着材をより短時間に構造部材の表面に付着することができ、かつコバルトの吸着効率を増大できる制御棒を提供する。【解決手段】制御棒において、タイロッド３から四方に伸びる４枚のブレード２は、横断面がＵ字状のシース４およびハフニウム部材８Ｌを有する。複数の開口部がシース４に形成され、酸化チタン皮膜１７がハフニウム部材８Ｌの外面に形成される。沸騰水型原子力プラントの運転時に、再循環系の再循環ポンプが駆動され、炉心に炉水が供給される。炉水の一部は、シース４に形成された開口部を通ってハフニウム部材８Ｌとシース４の内面との間に形成される隙間に流入する。中性子を吸収するハフニウム部材８Ｌで熱が発生し、酸化チタン皮膜１７の表面で炉水の沸騰が生じる。隙間を上昇する炉水中の非放射性コバルトの濃度が増大し、酸化チタン皮膜１７への非放射性コバルトの吸着量が増加する。【選択図】図１
2013250177.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
タイロッドと、前記タイロッドの上端部に取り付けられたハンドルと、前記タイロッドの下端部に取り付けられた下部支持部材と、上端部が前記ハンドルに取り付けられ、下端部が前記下部支持部材に取り付けられ、さらに、前記タイロッドに取り付けられて冷却水が通る複数の開口部が形成され、かつ横断面がＵ字状をしており、前記タイロッドから四方に伸びる４つのシースと、それぞれのシース内に配置された中性子吸収部材とを備え、
チタン酸化物皮膜が前記中性子吸収部材の表面に形成されていることを特徴とする制御棒。
【請求項２】
前記中性子吸収部材がハフニウム部材であり、前記チタン酸化物皮膜が前記ハフニウム部材の表面に形成されている請求項１に記載の制御棒。
【請求項３】
前記中性子吸収部材が、両端部が密封された被覆管内に中性子吸収材を充填している中性子吸収棒であり、前記チタン酸化物皮膜が前記被覆管の外面に形成されている請求項１に記載の制御棒。
【請求項４】
原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器内に配置された、複数の燃料集合体を装荷している炉心と、前記原子炉圧力容器内に配置された、請求項１ないし３のいずれか１項に記載の複数の制御棒とを備えた原子力プラントの被ばく低減方法であって、
冷却水供給ポンプを駆動して冷却水を前記炉心に供給し、
前記冷却水に含まれる非放射性コバルトを、前記制御棒のシース内に配置された前記中性子吸収部材の表面に形成された前記チタン酸化物皮膜に吸着することを特徴とする原子力プラントの被ばく低減方法。
【請求項５】
前記冷却水にモリブデン酸を注入する請求項４に記載の原子力プラントの被ばく低減方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、制御棒および原子力プラントの被ばく低減方法に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な制御棒および原子力プラントの被ばく低減方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子力プラントでは、プラント定期検査時における放射線被ばく低減が重要な課題である。燃料集合体が装荷されている原子炉圧力容器内の炉心を流れる冷却水（以下、炉水という）が原子炉圧力容器に接続された配管内を流れるとき、その炉水に含まれる放射性コバルト（Ｃｏ−６０）が配管の内面に蓄積される。放射線被ばくの原因は、主に、この配管に蓄積された放射性コバルトから放出される放射線である。
【０００３】
放射性コバルトは、沸騰水型原子力プラントの金属構造物（例えば、配管）から腐食溶出して炉水中に持ち込まれた非放射性コバルト（Ｃｏ−５９）が、炉心に装荷されている燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管外面に付着し、中性子の照射により放射化されて生成される。生成された放射性コバルトは、剥離または溶出により被覆管外面から炉水中に移行する。この炉水に含まれる放射性コバルトが、前述したように、配管の内面に付着する。
【０００４】
配管外面から放射線量は、配管内面における放射性コバルトの蓄積量に比例する。また、配管内面における放射性コバルトの蓄積量は、放射性コバルトの配管内面への蓄積速度、炉水の放射性コバルト濃度および放射性コバルトの暴露時間に比例する。従って、放射性コバルトの蓄積速度または放射性コバルト濃度を低減することにより、配管内面における放射性コバルトの蓄積量を低減することができ、プラント定期検査時での作業員の放射線被ばくを低減することができる。
【０００５】
炉水の放射性コバルト濃度を低減する方法として、コバルトを吸着する物質（以下、コバルト吸着材という）と炉水を接触させて、炉水に含まれる放射性コバルトをコバルト吸着材に吸着し、炉水から放射性コバルトを除去する方法が知られている（特開昭５３−１１８６９６号公報および特開平６−２１４０９１号公報参照）。
【０００６】
特開昭５３−１１８６９６号公報は、コバルト吸着材である無機陽イオン交換体を用いた脱塩器を設置した、原子炉圧力容器に接続される原子炉浄化系を記載している。この無機イオン交換体として、コバルトイオンに対する交換性能が高いチタン化合物、例えば、チタン酸ナトリウムおよび含水チタン酸化物を例示している。
【０００７】
特開平６−２１４０９１号公報では、原子炉圧力容器、炉心シュラウド、燃料スペーサおよびチャンネルボックスの炉水と接触する表面に、コバルト吸着材、例えば、ＳｎＯ２，Ｆｅ３Ｏ４，ＭｎＯ２，Ａｌ２Ｏ３，ＷＯ３，ＴｉＯ２，ＺｒＯ２，Ｔａ２Ｏ５またはＮｂ２Ｏ５を装着することが記載されている。
【０００８】
なお、中性子吸収部材を炉水に接触させて冷却する構造を有する制御棒としては、特開平２−１０２９９号公報、特開平９−６１５７６号公報および特開２００２−７１８６８号公報にそれぞれ開示された制御棒が知られている。これらの制御棒は、中性子吸収部材にハフニウム部材を用いている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開昭５３−１１８６９６号公報
【特許文献２】特開平６−２１４０９１号公報
【特許文献３】特開平２−１０２９９号公報
【特許文献４】特開平９−６１５７６号公報
【特許文献５】特開２００２−７１８６８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
炉水に含まれる非放射性コバルトの濃度は０．１μｇ／Ｌ程度であり、また、炉水の放射性コバルトの濃度も数Ｂｑ／ｍｌと小さい。コバルト吸着材による非放射性コバルトおよび放射性コバルトの吸着量は、コバルト吸着材の接水面積と、炉水の非放射性コバルト濃度または放射性コバルト濃度に比例する。したがって、炉水中の低濃度の非放射性コバルトまたは放射性コバルトを除去するためには、コバルト吸着材の表面積を大きくするか、非放射性コバルトまたは放射性コバルトをコバルト吸着材の接水部で濃縮してその濃度を高める必要がある。
【００１１】
コバルト吸着材の表面積を大きくするためには、多量のコバルト吸着材が必要になり、それだけ、原子力プラントの構造部材の表面に広く付着しなければならず、構造部材表面へのコバルト吸着材の装着に長時間を要することになる。
【００１２】
本発明の目的は、コバルト吸着材をより短時間に構造部材の表面に付着することができ、かつコバルトの吸着効率を増大できる制御棒および原子力プラントの被ばく低減方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、ブレードが、タイロッドに取り付けらて冷却水が通る複数の開口部が形成され、かつ横断面がＵ字状をしており、タイロッドから四方に伸びる４つのシースと、それぞれのシース内に配置された中性子吸収部材とを有し、チタン酸化物皮膜が中性子吸収部材の表面に形成されていることにある。
【００１４】
中性子吸収部材では中性子の吸収により熱が発生し、チタン酸化物皮膜の冷却水と接触する表面で沸騰が生じる。この結果、中性子吸収部材とシース内面の間に形成された隙間を上昇する冷却水中の非放射性コバルトの濃度が高くなり、チタン酸化物皮膜への非放射性コバルトの吸着効率が増大し、チタン酸化物皮膜における非放射性コバルトの吸着量が増加する。炉心に装荷している燃料集合体の燃料棒の被覆管外面に付着する非放射性コバルトの量が減少し、被覆管外面で生成される放射性コバルトの量が減少する。このため、原子炉圧力容器に接続された配管の内面に付着する放射性コバルトの量が減少し、作業員の放射線被ばくが減少する。
【００１５】
好ましくは、上記の制御棒が配置されている原子炉圧力容器内の冷却水中にモリブデン酸を注入することにある。
【発明の効果】
【００１６】
本発明によれば、中性子減速材を原子炉水で接触させて冷却する構造を有する制御棒にコバルトおよび放射性コバルトを吸着させることで、原子炉水中の放射性コバルト濃度を低減でき、配管への放射性コバルト蓄積量を低減できるので、プラント定期検査時の放射線被ばく低減できる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明の好適な一実施例ある実施例１の制御棒の側面図である。
【図２】図１のII−II断面図である。
【図３】図１に示す制御棒を適用した沸騰水型原子力プラントの構成図であり、本発明の実施例である原子力プラントの被ばく低減方法を示す説明図である。
【図４】図１に示す制御棒の中性子吸収部材の表面にチタン酸化物の皮膜を形成する皮膜形成方法の一例を示す説明図である。
【図５】制御棒の中性子吸収部材の表面にチタン酸化物の皮膜を形成する皮膜形成方法の他の例を示す説明図である。
【図６】図５に示す皮膜形成方法の他の例における中性子吸収部材の加熱工程を示す説明図である。
【図７】沸騰が生じるジルコニウム合金製の試験体の表面にコバルト吸着材であるチタン酸化物の皮膜を形成した状態でのチタン酸化物によるコバルトの吸着効果を確認した実験結果を示す説明図である。
【図８】本発明の他の実施例ある実施例２の制御棒の横面図である。
【図９】本発明の他の実施例である実施例３の原子力プラントの被ばく低減方法を示す説明図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
発明者らは、コバルト吸着材をより短時間に構造部材の表面に付着でき、かつコバルトの吸着効率を増大できる対応策について検討を行った。この結果、発明者らは、構造部材の、炉水と接触して沸騰する表面に、コバルト吸着材の皮膜を形成すればよいという対策案を考え付いた。コバルト吸着材の皮膜を形成する構造部材は制御棒の中性子吸収部材である。
【００１９】
制御棒が原子炉圧力容器内の炉心に配置されて沸騰水型原子量プラントが運転されているとき、炉水が制御棒の中性子吸収部材の表面に接触し、そして、中性子吸収部材が炉心に装荷されている燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂で発生する中性子を吸収する。中性子吸収部材が中性子を吸収するときに中性子の運動エネルギーが熱エネルギー変換されるため、この熱エネルギーにより中性子吸収部材が加熱される。加熱された中性子吸収部材の表面において、この表面に接触している炉水の沸騰が生じる。沸騰が生じている中性子吸収部材の接水面では、炉水が濃縮される。すなわち、中性子吸収部材の接水面付近では、上記のような炉水の沸騰により、炉水中の非放射性コバルトおよび放射性コバルトの濃度が大きくなる。このため、中性子吸収部材の表面にコバルト吸着材皮膜を形成することにより、コバルト吸着材皮膜の表面、すなわち、コバルト吸着材皮膜の接水面で炉水の沸騰が生じ、コバルト吸着材皮膜の接水面付近では炉水中の非放射性コバルトおよび放射性コバルトの濃度が大きくなる。この結果、中性子吸収部材の表面に形成されたコバルト吸着材皮膜への非放射性コバルトおよび放射性コバルトの吸着量が増大する。前述したように、コバルト吸着材への非放射性コバルトおよび放射性コバルトの吸着量は、コバルト吸着材の接水面積、および炉水の非放射性コバルトまたは放射性コバルトの濃度に比例するため、炉水の沸騰により、コバルト吸着材皮膜の接水面付近での炉水中の非放射性コバルトおよび放射性コバルトの濃度が大きくなり、結果的に、中性子吸収部材の表面でのコバルト吸着材の接水面積を小さくすることができる。
【００２０】
発明者らが考え付いた対応策である制御棒の中性子吸収部材表面へのコバルト吸着材皮膜の形成による効果を確認するために、発明者らは以下に述べる実験を行った。発明者らは、ジルコニウム合金製の管の外面にコバルト吸着材であるチタン酸化物（例えば、酸化チタン）の皮膜を形成して、制御棒の中性子吸収部材の外面にチタン酸化物の皮膜を形成した場合を模擬した試験体を作成した。ヒーターをそのジルコニウム合金製の管内に挿入し、この管の両端部を管内に水が浸入しないように封鎖した。沸騰水型原子力プラントの炉水を模擬したコバルト濃度が０．１μｇ／Ｌである水を容器内に充填し、この水の中に上記の試験体を浸漬させた。沸騰水型原子力プラントの原子炉内の状態を模擬して、容器内の水を、圧力７ＭＰａで２８８℃になるように加熱し、ジルコニウム合金製の管内のヒーターで熱出力１３Ｗ／ｃｍ２の熱を発生させてジルコニウム合金製の管を加熱した。ジルコニウム合金製の管の外面に形成された酸化チタン皮膜の接水面では、水の沸騰が生じている。
【００２１】
酸化チタン皮膜の接水面で沸騰が生じている状態を２４０時間継続させ、２４０時間が経過した時点での酸化チタン皮膜が吸着したコバルトの吸着量を求めた。また、外面に酸化チタン皮膜が形成されていないジルコニウム合金製の管の試験体を作成して、上記と同様な実験を行い、酸化チタン皮膜が吸着したコバルトの吸着量を求めた。ジルコニウム合金製の管の外面に酸化チタン皮膜を形成した上記試験体を、容器内のコバルト濃度が０．１μｇ／Ｌである水に浸漬させて、この水を圧力７ＭＰａで２８８℃になるように加熱し、試験体内のヒーターへの電流の供給を停止して酸化チタン皮膜の接水面での沸騰が生じない状態で、２４０時間経過後における酸化チタン皮膜のコバルトの吸着量を求めた。
【００２２】
これらの実験結果を図７に示す。試験体の水に接触する外面で沸騰が生じているとき、ジルコニウム合金製の管の外面に酸化チタン皮膜が形成されている試験体における酸化チタン皮膜に吸着されるコバルトの吸着量は、酸化チタン皮膜が形成されていないジルコニウム合金製の管の外面に付着するコバルトの量の約６倍になった。これに対し、ジルコニウム合金製の管の外面に、酸化チタン皮膜の替りに酸化タングステン皮膜を形成した試験体では、酸化タングステン皮膜に吸着されたコバルトの量は、酸化チタン皮膜が形成されていないジルコニウム合金製の管の外面に付着するコバルトの量とほぼ同等になり、酸化チタン皮膜の替りに酸化タングステン皮膜を形成することは、被ばく低減を行う場合において、それほど効果的な対応策とはならない。また、ジルコニウム合金製の管の外面に酸化チタン皮膜が形成されていても、酸化チタン皮膜の接水面で沸騰が生じる場合には、酸化チタン皮膜におけるコバルトの吸着量が、その接水面で沸騰が生じていない場合に比べて約１０倍になった。
【００２３】
上記した実験結果によれば、制御棒の中性子吸収部材の表面に、酸化チタン皮膜、すなわち、チタン酸化物皮膜を形成することによって、沸騰が生じるコバルト吸着材皮膜の接水面に接触する炉水に含まれる非放射性コバルトおよび放射性コバルトの吸着量が増加することは明らかである。制御棒の中性子吸収部材の表面にチタン酸化物皮膜を形成する対応策は、被ばく低減にとって非常に効果的な対策である。
【００２４】
発明者らは、さらに、ジルコニウム合金製の管の外面に酸化チタン皮膜を形成した上記試験体を、容器内のコバルト濃度が０．１μｇ／Ｌである水に浸漬させて、容器内の水を、圧力７ＭＰａで２８８℃になるように加熱し、ジルコニウム合金製の管内のヒーターによりジルコニウム合金製の管を加熱して酸化チタン皮膜の接水面で沸騰が生じている状態で、容器内の水にモリブデン酸を３００μｇ／Ｌ注入した。酸化チタン皮膜の接水面で沸騰が生じてモリブデン酸を注入する状態を２４０時間継続させ、２４０時間が経過した時点で、酸化チタン皮膜のコバルトの吸着量を求めた。この結果、図７に示すように、モリブデン酸を注入した場合には、酸化チタン皮膜のコバルトの吸着量が、モリブデン酸を注入しない場合に比べて約２倍になった。この実験結果から、制御棒の中性子吸収部材の表面にチタン酸化物皮膜を形成し、さらに、炉水にモリブデン酸を注入することによって、放射線被ばくをさらに低減することが分かった。
【００２５】
チタン酸化物としては、酸化チタン以外に、チタン酸カリウム、及び酸化チタン及びチタン酸カリウムの混合物を用いてもよい。
【００２６】
上記の実験結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００２７】
本発明の好適な一実施例である実施例１の、沸騰水型原子炉に用いられる制御棒を、図１および図２を用いて説明する。
【００２８】
本実施例の制御棒１は、横断面が十字形をしており、軸心にタイロッド３が配置されてこのタイロッド３から四方に伸びる４枚のブレード２を有する。ハンドル６がタイロッド３の上端部に取り付けられ、下部支持部材７がタイロッド３の下端部に取り付けられる。下部支持部材７は、下部支持板または落下速度リミッタである。ローラ１６が回転可能に下部支持部材７に取り付けられる。このローラ１６は、炉心に装荷されている燃料集合体（図示せず）のチャンネルボックスの外面と接触し、制御棒１を燃料集合体間で円滑に移動させる機能を有する。下部支持部材７の下端部には、連結部１５が形成されている。
【００２９】
各ブレード２は、横断面がＵ字状をしているシース４、扁平な筒、例えば楕円形状の筒であるハフニウム部材８Ｕ，８Ｌを有する。シース４はステンレス鋼（例えば、ＳＵＳ３０４またはＳＵＳ３１６Ｌ等）によって構成される。シース４の上端はハンドル６に溶接され、シース４の下端は下部支持部材７に溶接されている。シース４の両側端部には、複数のタブ（突出部）５が制御棒１の軸方向において所定の間隔を置いて形成されている。タブ５は、シース４の一部であるが、タイロッド３側に向かって突出している部分である。各タブ５は溶接にてタイロッド３に接合されている。シース４とタイロッド３，ハンドル６および下部支持部材７との接合は、例えば、レーザ溶接によって行われる。
【００３０】
１つのブレード２のシース４内に形成される空間に、２つのハフニウム部材８Ｕおよび２つのハフニウム部材８Ｌが配置されている。ハフニウム部材８Ｕはハフニウム部材８Ｌよりもハンドル６側に配置されており、これらの軸方向の長さは同じである。各ハフニウム部材８Ｕは、ハンドル６の下端部に形成された舌状部９Ｕにピン１０で取り付けられている。ハフニウム部材８Ｌは、下部支持部材７の上端部に形成された舌状部９Ｌにピン１０で取り付けられている。ハフニウム部材８Ｕは上端部がハンドル６に取り付けられ、ハフニウム部材８Ｌは下端部が下部支持部材７に取り付けられている。これらのハフニウム部材は中性子吸収部材である。沸騰水型原子力プラントの運転中においてハフニウム部材８Ｕ、８Ｌが軸方向に熱膨張してもそれらのハフニウム部材が互いに接触しないように、ハフニウム部材８Ｕの下端とハフニウム部材８Ｌの上端との間のギャップが形成されている。
【００３１】
各ハフニウム部材８Ｌの外面には、図２に示すように、酸化チタン皮膜１７が形成されている。また、各ハフニウム部材８Ｕの外面にも、ハフニウム部材８Ｌと同様ように、酸化チタン皮膜１７が形成されている。酸化チタン皮膜１７は、ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕの軸方向の全長に亘って、さらに、それらの全周に亘って形成されている。
【００３２】
ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕの外面への酸化チタン皮膜１７の形成は、例えば、化学気相成長法（ＣＶＤ：Chemical Vapor Deposition）によって行われる。この化学気相成長法によるハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕの外面への酸化チタン皮膜１７の形成を、図４を用いて説明する。酸化チタン皮膜１７を形成するハフニウム部材８（ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕ）を、加熱器２１が設けられて原料ガス供給管１９及び原料ガス排出管２０が接続された反応容器１８内に収納する。チタンアルコキシドを含むアルゴンと酸素の混合ガス（原料ガス）を原料ガス供給管１９により反応容器１８内に供給する。加熱器２１により反応容器１８内が約５００℃に加熱されている。反応容器１８内の５００℃の高温雰囲気中に原料ガスを約４時間供給することによって、反応容器１８内の各ハフニウム部材８の外面に酸化チタン皮膜１７が形成される。反応容器１８内に供給された原料ガスは、原料ガス排出管２０より反応容器１８外に排出される。ハフニウム部材８（ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕ）の外面に形成される酸化チタン皮膜１７の必要な厚みは、１μｍ〜１０μｍである。
【００３３】
上記のように、外面に酸化チタン皮膜１７が形成されたハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕを用いて、前述の構成を有する制御棒１が製造される。
【００３４】
ハフニウム部材８（ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕ）の外面への酸化チタン皮膜１７の形成は、ゾルゲル法によっても可能である。ゾルゲル法によるハフニウム部材８の外面への酸化チタン皮膜１７の形成を、図５および図６を用いて説明する。チタンアルコキシドを含むアルコール-水混合溶液を、スプレイ装置２２のスプレイノズル２３からハフニウム部材８の外面に向かって噴射する（図５参照）。噴射されたチタンアルコキシドを含むアルコール-水混合溶液が、ハフニウム部材８の外面に付着する。ハフニウム部材８を回転させ、チタンアルコキシドを含むアルコール-水混合溶液が、ハフニウム部材８の軸方向の全長に亘ってハフニウム部材８の全周に付着される。チタンアルコキシドを含むアルコール-水混合溶液を付着した複数のハフニウム部材８が、電気炉２４内に収納される（図６参照）。電気炉２４のヒーター２５によって、電気炉２４内の各ハフニウム部材８を加熱する。電気炉２４内の各ハフニウム部材８は、電気炉２４内において、５００℃で約１時間加熱される。この加熱により、ハフニウム部材８の外面に酸化チタン皮膜１７が形成される。外面に酸化チタン皮膜１７が形成された各ハフニウム部材８が電気炉２４から取り出される。
【００３５】
各ブレード２のシース４には、制御棒１の軸方向において複数の開口部１１が形成され、最下端部に複数の開口部１４Ｌが形成され、最上端部にも複数の開口部１４Ｕが形成されている。複数の開口部１１が各ハフニウム部材８Ｌに形成され、開口部１１はハフニウム部材８Ｌの側壁部を貫通している。また、複数の開口部１２が各ハフニウム部材８Ｕに形成され、開口部１２はハフニウム部材８Ｕの側壁部を貫通している。
【００３６】
複数の制御棒１が、図３に示すように、沸騰水型原子力プラントの原子炉圧力容器３０内に配置され、原子炉圧力容器３０の下端部に設けられる制御棒駆動機構３２に別々に連結される。制御棒１の連結部１５が制御棒駆動機構３２に取り外し可能に結合される。
【００３７】
制御棒１が適用される沸騰水型原子力プラントの概略の構成を、図３を用いて説明する。沸騰水型原子力プラントは、原子炉圧力容器３０、主蒸気配管３３、タービン３４、復水器３５、給水配管３６、制御棒１及び制御棒駆動機構３５を備えている。複数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている炉心３１が、原子炉圧力容器３０内に配置される。制御棒駆動機構３２に連結された制御棒１は、原子炉出力を制御するために、制御棒駆動機構３２によって炉心３１内に制御棒駆動機構３２によって出し入れされる。制御棒駆動機構３２は、制御棒１の炉心３１内への挿入操作、および制御棒１の炉心３１からの引き抜き操作を行う。
【００３８】
図３には図示されていないが、再循環系が原子炉圧力容器３０に設けられる。再循環系は、再循環系配管、および再循環系配管に設けられた再循環ポンプ（冷却水供給ポンプ）を有する。再循環系配管の一端部は、原子炉圧力容器３０に接続されて炉心３１を取り囲む炉心シュラウド（図示せず）と原子炉圧力容器３０に間に形成される環状通路であるダウンカマ（図示せず）に連絡される。再循環系配管の他端部はダウンカマに配置されたジェットポンプ（図示せず）のノズル（図示せず）に連絡される。
【００３９】
主蒸気配管３３が、原子炉圧力容器３０とタービン３４を連絡する。タービン３４の下方に配置された復水器３５は、給水配管３６によって原子炉圧力容器３０に接続される。この給水配管３６には、復水器３５から原子炉圧力容器３０に向かって、復水ろ過脱塩器３７、給水ポンプ３８及び複数の給水加熱器３９がこの順に設けられている。
【００４０】
原子炉浄化系は、浄化系配管４０、浄化系ポンプ４１、再生熱交換器４２および浄化装置４３を有する。原子炉圧力行き３０に連絡される浄化系配管４０は、浄化系ポンプ４１、非再生熱交換器（図示せず）、再生熱交換器４２および浄化装置４３を順に接続して、給水配管３６に接続される。
【００４１】
外面に酸化チタン皮膜１７を形成したハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕを有する制御棒１が原子炉圧力容器３０内に配置された沸騰水型原子力プラントが、起動される。原子炉圧力容器３０内の炉心３１に挿入された複数の制御棒１が、制御棒駆動機構３２の操作により順次炉心３１から引き抜かれ、原子炉が未臨界状態から臨界状態に移行し、さらに、原子炉圧力容器３０内の昇温昇圧が行われる。制御棒１がさらに引き抜かれて原子炉出力が１００％まで上昇され、沸騰水型原子力プラントは、１つの運転サイクルの終了時点まで定格出力（１００％出力）で運転される。
【００４２】
沸騰水型原子力プラントの運転時では、再循環ポンプが駆動され、原子炉圧力容器３０内のダウンカマの炉水は、再循環系配管を通ってジェットポンプのノズルに供給されてこのノズルからジェットポンプのベルマウス及びスロート内に噴射される。ノズルの周囲でダウンカマ内に存在する炉水がスロート内に吸引される。ノズルから噴射された炉水および上記の吸引された炉水は、ジェットポンプから吐出されて炉心に装荷されている各燃料集合体内に供給され、燃料集合体を冷却する。再循環系ポンプは炉心に炉水を供給する冷却水供給ポンプである。冷却水供給ポンプである再循環系ポンプを有する再循環系、およびジェットポンプの替りに、冷却水供給ポンプであるインターナルポンプを原子炉圧力容器３０の底部に設置し、インターナルポンプのインペラをダウンカマ内に配置してもよい。インターナルポンプ設置により、インターナルポンプの駆動によりダウンカマ内の炉水が炉心に装荷されている燃料集合体内に供給される。
【００４３】
各燃料集合体内を上昇する炉水は、燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部の炉水が蒸気になる。この蒸気は、原子炉圧力容器３０内で水分が除去された後、主蒸気配管３３に排出される。主蒸気配管３３内を導かれた蒸気は、タービン３４に到達し、タービン３４を回転させる。タービン３４に連結された発電機（図示せず）も回転し、電力を発生する。タービン３４から排出された蒸気は、復水器３５で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管３６を通って原子炉圧力容器３０に供給される。給水配管３６内を流れる給水は、原子炉圧力容器３０に到達する前に、復水ろ過脱塩器３７で浄化され、給水ポンプ３８で昇圧され、給水加熱器３９で昇温される。
【００４４】
ジェットポンプから吐出された炉水の一部は、シース４の下部に形成された一部の開口部１１および複数の開口部１４Ｌからシース４内に流入して、シース４の内面とハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕの外面の間に形成された隙間を上昇し、ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕを冷却する。この炉水は、シース４の上部に形成された開口部１１および複数の開口部１４Ｕからシース４の外に流出する。シース４内に流入した炉水の一部は、ハフニウム部材８Ｌに形成された小径の開口部１３を通ってハフニウム部材８Ｌ内に流入し、ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕ内を上昇する。この炉水は、ハフニウム部材８Ｕに形成された小径の開口部１２を通ってハフニウム部材８Ｕとシース４の間に流出する。このように、炉水がハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕ内に上昇することによって、これらのハフニウム部材の冷却効果が増大される。
【００４５】
炉心３１内に挿入されている制御棒１において、制御棒１の炉心３１内に存在するハフニウム部材８、例えば、ハフニウム部材８Ｕは、上記した核分裂で発生した中性子を吸収する。このため、ハフニウム部材８Ｕで熱が発生し、この熱の作用により、ハフニウム部材８Ｕの外面に形成された酸化チタン皮膜１７の炉水に接触している面で炉水の沸騰が生じる。これにより、ハフニウム部材８Ｕに形成された酸化チタン皮膜１７の表面とシース４の内面に形成された幅の狭い隙間内において炉水中の非放射性コバルトの濃度が高くなるので、炉水に含まれた非放射性コバルトが酸化チタン皮膜１７の酸化チタンに吸着され易くなり、非放射性コバルトの吸着効率が増大して、酸化チタン皮膜１７における非放射性コバルトの吸着量が増大する。なお、酸化チタン皮膜１７には炉水に含まれる放射性コバルトも吸着される。制御棒１の炉心３１への挿入度合いによって、ハフニウム部材８Ｌの例えば上部が炉心３１に挿入されている場合には、ハフニウム部材８Ｌの炉心３１に挿入された部分に形成された酸化チタン皮膜１７の炉水との接触面で沸騰が生じる。このため、上記したハフニウム部材８Ｕと同様に、ハフニウム部材８Ｌの炉心３１に挿入された部分に形成された酸化チタン皮膜１７に吸着される非放射性コバルトの量が増加する。
【００４６】
ハフニウム部材８Ｕ等に形成された酸化チタン皮膜１７への非放射性コバルトの吸着量が増大することによって、炉心に装荷されている燃料集合体に供給される炉水中の非放射性コバルトの濃度が低下する。これは、燃料集合体に含まれる燃料棒の被覆管外面における非放射性コバルトの付着量の低減をもたらし、結果的に、非放射性コバルトの被覆管外面での放射化により生成される放射性コバルトの量を減少させる。被覆管外面での放射性コバルトの生成量の減少は、被覆管から剥離及び溶出により炉水中に移行する放射性コバルトの量の減少をもたらし、原子炉圧力容器３０に接続されて炉水が流れる配管の内面に付着する放射性コバルトの量を低減する。このため、この配管から放射される放射線量が減少し、沸騰水型原子力プラントの定期検査における作業員の放射線被ばくが低減される。
【００４７】
また、中性子の吸収により発熱する、制御棒１のハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕの外面ンに酸化チタン皮膜１７を形成するので、この酸化チタン皮膜１７の形成に必要な酸化チタンの量が少なくなり、ハフニウム部材８への酸化チタン皮膜１７の形成に要する時間を短縮することができる。
【００４８】
酸化チタン皮膜１７のハフニウム部材８の外面への形成は、１つの運転サイクルにおいて炉心３１内に長期間の間挿入されるハフニウム部材８Ｕの外面だけにしても良い。また、ハフニウム部材８Ｕの外面だけでなくハフニウム部材８Ｌの外面にも酸化チタン皮膜１７を形成する場合には、ハフニウム部材８Ｌにおいては、ハフニウム部材８Ｌの軸方向の全長のうちハフニウム部材８Ｌの下部を除いてハフニウム部材８Ｌの上部の外面にだけ酸化チタン皮膜１７を形成してもよい。
【実施例２】
【００４９】
本発明の他の実施例である実施例２の、沸騰水型原子炉に用いられる制御棒を、図８を用いて説明する。
【００５０】
本実施例の制御棒１Ａは、実施例１の制御棒１において中性子吸収部材であるハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕを中性子吸収部材である中性子吸収棒２６に替えた構成を有する。このため、制御棒１Ａは舌状部９Ｌおよび９Ｕを形成しておりません。制御棒１Ａの他の構成は制御棒１と同じである。
【００５１】
制御棒１Ａに用いられる中性子吸収棒２６は、両端部が密封された被覆管２８内に中性子吸収材である炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）２７を充填しており、被覆管２８の外面に酸化チタン皮膜２９を形成して構成されている。外面に酸化チタン皮膜２９を形成した複数の中性子吸収棒２６が、各ブレード２において、ハンドル６と下部支持部材７の間でシース４内に、タイロッド３からブレード２の先端部に向かって一列に配置されている。
【００５２】
制御棒１の替りに制御棒１Ａを用いた沸騰水型原子力プラントは、図３において制御棒１を制御棒１Ａにした構成を有する。原子炉圧力容器３０内に配置された制御棒１Ａは、制御棒駆動機構３２に連結され、制御棒駆動機構３２によって炉心３１から引き抜かれ、炉心３２へ挿入される。
【００５３】
沸騰水型原子力プラントの運転時において、炉水が、制御棒１と同様に、原子炉圧力容器３０内に配置された制御棒１Ａのシース４内に供給される。中性子吸収棒２６内の炭化ホウ素２７も中性子の吸収によって発熱するので、この炉水は、シース４内において中性子吸収棒２６の被覆管２８の外面に形成された酸化チタン皮膜２９の表面で沸騰する。炉水の沸騰によって、中性子吸収棒２６付近の炉水中の非放射性コバルトの濃度が上昇する。この結果、制御棒１Ａでも、制御棒１と同様に、炉水から酸化チタン皮膜２９に吸着される非放射性コバルトの量が増大し、沸騰水型原子力プラントの定期検査における作業員の放射線被ばくが低減される。
【００５４】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。
【００５５】
制御棒１Ａは、図３に示された沸騰水型原子力プラントにおいて、制御棒１の替りに、原子炉圧力容器３０内に配置し、制御棒駆動機構３２によって操作してもよい。
【実施例３】
【００５６】
本発明の他の実施例である実施例３の原子力プラントの被ばく低減方法を、図９を用いて説明する。
【００５７】
本実施例の原子力プラントの被ばく低減方法が適用される沸騰水型原子力プラントは、図９に示すように、図３に示す沸騰水型原子力プラントにモリブデン酸注入装置４５を追加した構成を有する。図９に示す沸騰水型原子力プラントの他の構成は図３に示す沸騰水型原子力プラントと同じである。
【００５８】
モリブデン酸注入装置４５は、薬液タンク４６、注入ポンプ４８および注入配管４７を有する。注入配管４７が、薬液タンク４６と給水配管３６を接続しており、復水ろ過脱塩器３７と給水ポンプ３８の間で給水配管３６に接続される。注入配管４７には、注入ポンプ４８が設けられ、さらに、注入弁（図示せず）が設けられている。
【００５９】
沸騰水型原子力プラントが起動され、制御棒駆動機構３２の操作により制御棒１が炉心３１から引き抜かれる。やがて、実施例と同様に、原子炉出力が１００％まで上昇し、沸騰水型原子力プラントが、１つの運転サイクルの終了時点まで定格出力（１００％出力）で運転される。沸騰水型原子力プラントの運転時では、再循環ポンプの駆動により、ジェットポンプから吐出された炉水が、炉心３１に装荷されている燃料集合体内に供給され、燃料集合体を冷却する。ジェットポンプから吐出された炉水の一部は、原子炉圧力容器３０内に配置されている制御棒のシース４に形成された開口部１１等を通ってシース４内に流入し、シース４内のハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕを冷却する。
【００６０】
制御棒１の炉心３１内に存在するハフニウム部材８、例えば、ハフニウム部材８Ｕが、中性子を吸収し、熱を発生する。この熱の作用により、ハフニウム部材８Ｕの外面に形成された酸化チタン皮膜１７の炉水に接触している面で炉水の沸騰が生じる。このため、実施例１と同様に、炉水に含まれた非放射性コバルトが酸化チタン皮膜１７の酸化チタンに吸着され易くなり、非放射性コバルトの吸着効率が増大して、酸化チタン皮膜１７における非放射性コバルトの吸着量が増大する。
【００６１】
本実施例では、沸騰水型原子力プラントの運転時において、モリブデン酸注入装置４５から給水配管３６内にモリブデン酸イオン含有溶液が注入される。モリブデン酸イオン含有溶液は、薬液タンク４６内に充填されており、注入弁を開いて注入ポンプ４８を駆動することによって、注入配管４７を通って給水配管３６内に注入される。給水配管３６内に注入されたモリブデン酸イオン含有溶液は、給水配管３６内を流れる給水に混合される。この結果、モリブデン酸イオンを含む給水が、原子炉圧力容器３０に供給され、原子炉圧力容器３０内で炉水に混合される。モリブデン酸イオンを含む炉水は、ジェットポンプから吐出されて炉心３１に供給される。このモリブデン酸イオンを含む炉水は、開口部１１等を通ってシース４内に流入し、ハフニウム部材８Ｌおよび８Ｕとシース４の間に形成された隙間を上昇する。その後、開口部１４Ｕ等を通ってシース４の外部に流出する。
【００６２】
モリブデン酸イオン含有溶液を薬液タンク４６から給水配管３６内の給水に注入して、炉水中のモリブデン酸イオン濃度を所定の濃度に調節する場合には、式（１）によって求められた、モリブデン酸イオン含有溶液の注入流量Ｆｔａｎｋ（ｔ／ｈ）を目安にモリブデン酸イオン含有溶液を給水配管３６に注入する。尚、最初はファクターｆを１と仮定する。
【００６３】
【数１】
2013250177.tif 000003
【００６４】
浄化系配管４０に接続されたサンプリング配管４４から、浄化系配管４０内を流れる炉水の一部をサンプリングする。サンプリングされた炉水を分析し、炉水中のモリブデン濃度を測定する。測定されたモリブデン濃度がモリブデンの設定濃度になっていることを確認する。炉水中のモリブデン濃度が設定濃度になっていない場合は、ファクターｆを式（２）を用いて求め、求めたファクターｆを式（１）に代入してモリブデン酸イオン含有溶液の注入流量Ｆｔａｎｋを求める。求められた注入流量Ｆｔａｎｋを基づいて、薬液タンク４６から給水配管３６へのモリブデン酸イオン含有溶液の注入流量を再設定する。この注入量の再設定は、注入ポンプ４８の回転速度の調節（または注入配管４７に設けられた注入弁の開度調節）によって行われる。  
【００６５】
【数２】
2013250177.tif 000004
【００６６】
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例によれば、モリブデン酸イオン含有溶液を炉水に注入するので、ハフニウム部材８の表面に形成された酸化チタン皮膜１７に吸着される非放射性コバルトの量が実施例１よりも増加する。このため、沸騰水型原子力プラントの定期検査における作業員の放射線被ばくがさらに低減される。
【００６７】
モリブデン酸イオン含有溶液は、給水配管３６内ではなく、浄化装置４３より下流側の炉浄化系配管４０内に注入してもよい。実施例３において、制御棒１の替りに制御棒１Ａを用いてもよい。
【符号の説明】
【００６８】
１，１Ａ…制御棒、２…ブレード、３…タイロッド、４…シース、６…ハンドル、７…下部支持部材、８Ｌ，８Ｕ…ハフニウム部材、１７，２９…酸化チタン皮膜、２６…中性子吸収棒、２７…炭化ホウ素、２８…被覆管、３０…原子炉圧力容器、３１…炉心、３２…制御棒駆動機構、３３…主蒸気配管、３４…タービン、３４…復水器、３６…給水配管、４５…モリブデン酸注入装置、４６…薬液タンク、４７…注入配管、４８…注入ポンプ。
【図１】
2013250177.tif 000005
【図２】
2013250177.tif 000006
【図３】
2013250177.tif 000007
【図４】
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【図５】
2013250177.tif 000009
【図６】
2013250177.tif 000010
【図７】
2013250177.tif 000011
【図８】
2013250177.tif 000012
【図９】
2013250177.tif 000013