原子反應堆的水質控制方法和原子能發電設備的制作方法

專利名稱:原子反應堆的水質控制方法和原子能發電設備的制作方法
技術領域：
本發明涉及原子反應堆的水質控制方法、以及為了進行該水質控制而將材料變更為不銹鋼的原子能發電設備。本發明的水質控制方法，減低原子能發電設備中的原子反應堆水的鈷放射能濃度，同時，減低鈷放射能朝堆芯外表面的轉移量。
一種方法是，為了減低原子反應堆水的鈷放射能濃度，向給水中附加鐵(給水鐵濃度為0.3～0.5ppb以上)，這樣，使帶入到原子反應堆內的、和從原子反應堆內構造材料因腐蝕而放出到反應堆水中的鐵量，為帶入到原子反應堆內或原子反應堆內產生的鎳量的2倍以上，來減低反應堆水的鈷放射能濃度。
但是，該方法中，雖然能減低反應堆水的離子鈷放射能濃度，但是，離子鈷放射能濃度朝堆芯外的轉移速度增加，反而增加了粒子狀物質的放射能濃度。另外，使用表面處理不同的、耐腐蝕好的燃料覆蓋管材料后，從附著在該燃料覆蓋管表面的粒子中溶出的放射能增加，反應堆水離子鈷放射能濃度的減低率變小，得不到減低離子鈷放射能朝堆芯外輻射的效果。
另一種減低鈷放射能朝堆芯外表面輻射的水質控制方法，是鋅注入方法。但是，該鋅注入方法，因放射性而生成Zn-65的放射能，所以，不能采用天然的鋅，必須采用由高價的離心分離裝置除去Zn-64的鋅。
基于該狀況，開發出了極低鐵運轉方法，該極低鐵運轉方法，雖然反應堆水的離子鈷放射能濃度稍有增加，但是可大幅度減低離子鈷放射能濃度朝堆芯外的輻射速度。該方法中，由于可大幅度地減低附著在燃料覆蓋管表面的粒子，所以，可大幅度地減低在除去停止時殘留熱的原子反應堆殘留熱除去系統(以下稱為RHR系統)中的、粒子狀物質產生的放射能濃度。但是，上述極低鐵運轉方法中，附著在燃料覆蓋管表面的粒子容易脫落，所以，不能減低燃料更換池等的放射能。
本發明的原子反應堆水質控制方法中，為了大幅度地減低附著在燃料集合體(該燃料集合體在原子反應堆中是離子和放射能發生源)中的燃料覆蓋管表面的NiFe2O4量，極力抑制往作為放射能發生源的原子反應堆內的帶入量。使供給原子反應堆內的給水等的系統水中所含的鐵的上限濃度值為0.1ppb以下，最好為0.04ppb以下，盡可能為零則更好。這時，也使反應堆水的鎳濃度不在0.2ppb以上。
為此，本發明的原子能發電設備中，作為鎳主要發生源的高壓給水加熱器的熱交換管材和作為爐內燃燒集合體構造部件的燃料片(燃料ばね)，將其材料從鎳合金材料變更為鐵素體。或者，本發明的原子反應堆水質控制方法中，對這些材料進行預氧化處理，抵制其腐蝕，使鎳的發生量大幅度減低。這樣，鐵的發生量為鎳的發生量的2倍以上，使反應堆水的鈷放射能大幅度減低。作為反應堆水的離子鈷放射能的發生源，除了燃料覆蓋管表面的NiFe2O4外，還有燃料片，如上所述地，通過預氧化處理和變更燃料片的材料，可抑制腐蝕，大幅度地抑制離子鈷放射能的產生。
另外，為了使從給水帶入到爐內的鐵帶入量盡量接近零，必須用鐵除去機構對冷凝水以外的系統水除去鐵。為了抑制在爐內因腐蝕產生的鐵，把設置在原子反應堆一次系統中的配管和機器的材料，如本發明的原子能發電設備那樣，從碳素鋼變更為耐腐蝕的不銹鋼，可以節約停止時和待機時保管的經費。
另外，在原子反應堆一次系統中，設置采用了鐵素體或鐵基合金過濾材的反應堆水高溫凈化裝置時，可以不增加原子反應堆內因腐蝕而放出到反應堆水中的鐵量，可除去從給水中帶入的、或在原子反應堆內產生的鎳。
另外，在極力抑制鐵和鎳的條件下，與從鐵生成的Mn-54、從Fe-59及鎳生成的Co-58相比，Co-60的輻照率增加。因此，把作為鈷主要發生源的堆芯構造材和大口徑閥所用的材料，變更為低鈷材是有效的。
即，本發明的原子反應堆水質控制方法中，其特征是，使帶入到原子反應堆內的、和從原子反應堆內構造材料中因腐蝕而放出到反應堆水中的鐵量，為帶入到上述原子反應堆內的鎳量或原子反應堆內產生的鎳量的2倍以上，使供給上述原子反應堆內的系統水中的鐵的上限濃度值為0.10ppb以下。另外，上述鐵的上限濃度值為0.04ppb以下。
如所周知，鈷的化學活動與鎳的化學活動類似。另外，鈷的發生量很小，是鎳的1/100，所以其活動與鎳的活動相伴。另外，從國內的沸騰水型原子反應堆(BWR)設備的實際情況看，鐵的發生量如果為鎳發生量的2倍以上，則反應堆水的鎳濃度不在0.2ppb以上，這時公知的事實。
這是因為，在Fe-Ni-H2O系中，NiFe2O4穩定，由下式(1)的反應，生成NiFe2O4，鈷也被穩定地取入，Co-60的離子濃度降低。NiFe2O4的鎳的溶解度，約為0.2ppb。在給水中附加鐵時，在燃料覆蓋管表面生成的NiFe2O4增加，由于該NiFe2O4的脫落，粒子狀的Co-60的放射能增加。
〔化1〕……(1)另一方面，如果鐵的發生量為鎳發生量的2倍以下時，則反應堆水的鎳濃度達到0.2ppb以上，在燃料覆蓋管表面因沸騰濃縮而生成穩定的NiO，被該NiO取入的Co放射化，成為Co-60再溶出，所以離子放射能濃度也增加。
為此，要極力抑制帶入到原子反應堆內的、和從原子反應堆內構造材料中因腐蝕而放出到反應堆水中的鐵量，并且，使帶入到原子反應堆內的、和從原子反應堆內構造材料中因腐蝕而放出到反應堆水中的鐵量，為帶入到上述原子反應堆內的鎳量或原子反應堆內產生的鎳量的2倍以上，這樣，可同時減低反應堆水的離子和粒子狀的Co-60。同樣地，對鎳生成的Co-58也可得到同樣的結論。
關于減低給水中鐵濃度的技術，在冷凝水凈化系統中備有高性能除鐵裝置(該高性能除鐵裝置由中空型過濾器和離子交換樹脂塔構成)的設備中，具有0.04ppb的實績。
現行的僅使用耐腐蝕性燃料覆蓋管材料的技術中，與被覆蓋管表面的NiFe2O4捕捉的Co-60相比，溶出的Co-60的量多，覆蓋管表面的NiFe2O4成為發生源。因此，越減低覆蓋管表面的NiFe2O4，Co-60的發生量越小。另外，粒子狀的Co-60，是覆蓋管表面的NiFe2O4脫落下來的，所以，越減低覆蓋管表面的NiFe2O4越好。覆蓋管表面的NiFe2O4，是從給水帶入到原子反應堆內的鐵生成的，所以，比現行條件更減低給水的鐵濃度也是重要的。
BWR設備中鐵的主要產生源，是作為鎳主要發生源的給水加熱器的熱交換管材和爐內所用的鎳合金材料。因此，對現行材料進行預氧化處理，可減低腐蝕，大幅度減低鎳的發生量。這樣，可以使鐵的發生量為鎳發生量的2倍以上。
另外，本發明中，將天然鋅導入原子反應堆水中，將鋅離子濃度值控制在5ppb以下，這樣，可以使燃料覆蓋管表面以外的ZnFe2O4的生成為零。另外，本發明中，可抑制因在燃料覆蓋管表面的ZnO生成和ZnFe2O4的生成而產生的Zn-65。給水的鐵濃度值為0.04ppb時，為國內BWR設備給水鐵量的1/10，美國BWR的1/50。這時，在燃料覆蓋管表面生成的Zn-65的量，即使采用天然鋅，也只是與美國設備中采用減低Zn-64的高價鋅時為相同程度的生成量。
但是，BWR中，在原子反應堆冷卻材凈化系統(以下稱為RWCU系統)和RHR系統中，配管和機器的主體是采用碳素鋼。設備運轉時，RWCU系統的碳素鋼的腐蝕，雖然比不銹鋼低2倍，但是在停止時，由于水質惡化，碳素鋼的腐蝕顯著。另外，在RHR系統中，設備運轉時，處于待機狀態的碳素鋼的腐蝕顯著。為此，現行的材料在投入前要進行沖洗，以除去鐵銹。通過這些運轉或保養，從這些系統流入原子反應堆內的鐵量與從給水帶入的量相比，是可以忽略的程度。根據本發明，將這些系統用不銹鋼做成時，可以不需要上述沖洗操作。
另外，如本發明所述，采用反應堆水高溫凈化裝置時(該反應堆水高溫凈化裝置中采用鐵素體或鐵基合金的過濾材)，借助(2)式的反應，鎳被捕捉，生成NiFe2O4。因此，可除去反應堆水中的鎳。
〔化2〕……(2)BWR設備中鐵的主要產生源，是作為鎳主要發生源的給水加熱器的熱交換管材和爐內燃料集合體所用的鎳合金材料。因此，鎳含量比現行材料小的耐蝕性材料和腐蝕小的材料，由鐵素體構成，這樣，可減低腐蝕，大幅度減低鎳的發生量。這樣，可以使鐵的發生量為鎳發生量的2倍以上。
如果能大幅度減低鎳的量，則由于爐內存在因不銹鋼的腐蝕而生成的鐵素體，所以，即使給水的鐵濃度減低到零，鐵發生量也為鎳量的2倍以上。這時，給水的鐵濃度越低越好。為了使給水的鐵濃度為零，如本發明所述，需要有鐵除去裝置。另外，根據鎳發生量的減低程度，鐵發生量為鎳量的2倍以上的條件，在現行的0.04ppb和零的中間也存在。
另外，根據本發明，高性能鐵除去裝置所要求的功能對鐵的性狀和過濾器材質的影響中，溫度是重要的因素。
在極力抑制帶入鐵的條件下，從燃料片等堆芯構造材所用的材料，直接向反應堆水中放出離子的比例，占全發生量的約2/3。這些材料的鈷含有率的規格值在0.05％以下，實際是0.03％。因此，如本發明所述，將規格值減低到0.01％以下，可以使反應堆水的離子Co-60的濃度大體減半。
另外，在極力抑制帶入鐵的條件下，為了減低反應堆水的污物Co-60，只要減低鈷的發生量即可。鈷的發生源在現有情況下，渦輪機葉片和大口徑閥的Co合金，分別約占30％和50％。因此，如本發明所述，把作為Co合金的斯特萊特耐熱耐磨硬質合金，變更為科爾莫洛伊(コルモノイ)等的鎳合金，這樣，可將鈷發生量減少到現行的1/4。
另外，實施該材料的變更以及使燃料片等堆芯構造材所用的材料低鈷化這樣兩個對策時，可以使反應堆水的離子Co-60的濃度減半，可以到1/3以下。

圖1是把本發明的原子反應堆水質控制方法和原子能發電設備，用于改良型沸騰水型原子反應堆(ABWR)一次系統的一實施例的概略系統圖。
圖2是表示本實施例的反應堆水高溫凈化裝置的設置狀態的系統圖。
圖3是表示本實施例的反應堆水高溫凈化裝置的內部構造的概略圖。
圖4是表示本發明的減低輻照效果的圖。
圖1是把本發明的原子反應堆水質控制方法和原子能發電設備，用于改良型沸騰水型原子反應堆(ABWR)一次系統的一實施例的概略系統圖。
圖1中，表示帶入到原子反應堆內的、和由原子反應堆內的構造材料的腐蝕產生的鐵和鎳的發生源。
如圖1所示，來自給水系統1的給水等的系統水，被送入原子反應堆2內，該被送入的反應堆水，被原子反應堆2內的核燃料的核分裂產生的熱加熱成蒸氣后，送到高壓渦輪機(turbin)3和低壓渦輪機4，進行發電。
另外，在停止時反應堆水被送到RHR系統5，被設置在該RHR系統5的RHR泵6強制循環，由RHR熱交換器7，從原子反應堆2內的反應堆水中有效地除去停止時的殘留熱。
在起動時和停止時，反應堆水的一部分被導入RWCU系統8，被RWCU熱交換器9冷卻后，由RWCU除去裝置10去除不純物，再被RWCU泵11返回到給水系統1。
產生的蒸氣的一部分，在高壓給水加熱器12和低壓給水加熱器13將給水預熱。進行發電后的蒸氣，由冷凝器14返回成水。為了避免腐蝕生成物從給水系統1帶到原子反應堆2內，用作為去除機構的冷凝水過濾器15和冷凝水脫鹽器16，去除不純物。
在高壓給水加熱器12和低壓給水加熱器13，分別連接著與給水管1連接的高壓給水排出配管17和低壓給水排出配管18。在這些排出配管17、18上，分別設有高壓排出泵19、低壓排出泵20、作為鐵去除機構的高性能鐵除去裝置21、22。另外，在圖1中，與原子反應堆2相鄰地設有燃料更換池23。另外，在圖1中，省略了后述的反應堆水高溫凈化裝置。
在設備運轉時，RHR系統5是待機狀態，鐵不從該RHR系統5流入。在原子反應堆水流過的原子反應堆2內和RWCU系統8中，產生鐵和鎳。該原子反應堆2內的各機器，采用不銹鋼和Ni合金。
由不銹鋼的腐蝕生成的鐵和鎳，幾乎全部都形成為生成在材料表面的氧化物。由于不銹鋼的主成分是鐵，所以，形成NiFe2O4時，鐵相對于鎳過剩。為此，對于由原子反應堆2內的Ni合金產生的鎳和從給水系統1帶入到原子反應堆2內的鎳，只要捕捉通過原子反應堆水形成NiFe2O4時不足的化學當量即可。
在Ni合金的情況下，與不銹鋼時相反，鎳相對于鐵過剩，所以，過剩部分的鎳被放出到原子反應堆水中。該被放出到原子反應堆水中的鎳，幾乎全部來自構成燃料集合體的燃料片的Ni合金，在平衡堆芯的發生量，其給水換算濃度值是0.04ppb。
另外，在RWCU系統8中，系統配管和RWCU熱交換器器9的主體部，采用碳素鋼。RWCU熱交換器9的熱交換管材，是采用不銹鋼。這里，運轉時的碳素鋼的腐蝕速度，高于不銹鋼的2倍，接觸液體面積不足不銹鋼的5％。腐蝕后的鐵，與不銹鋼同樣地，形成NiFe2O4。用達到平衡堆芯后的給水濃度換算，來表示現行的原子反應堆內的鐵和鎳的發生量。由于與腐蝕時間相關，所以，用設備運轉經過時間的函數表示，鐵和鎳的發生量，分別是12.6t-0.5ppb〔tEFPH(Effective Fuel Power Hour有效全輸出)〕和(3.4t-0.5+0.04)ppb(tEFPH)。這里，0.04是Ni合金即燃料片的發生系數。
下面，說明從給水系統1流入原子反應堆2內的鐵和鎳的流入形態。鐵的主要發生源，是構成主蒸氣閥(圖未示)、高壓渦輪機3、低壓渦輪機4、冷凝器14的碳素鋼或低合金鋼。從這些發生源放出的鐵，通過以下3個途徑流入給水系統1。
第1途徑是，來自冷凝器14的冷凝水中所含的粒子狀鐵，幾乎全部被冷凝水過濾器15除去。再由冷凝水脫鹽器16除去一部分離子鐵后，經過給水系統1流入原子反應堆2內。
第2途徑是，從低壓給水排出配管18流入冷凝器14的下流側冷凝水中，由冷凝水脫鹽器16除去一部分粒子狀和離子鐵，經過給水系統1流入原子反應堆2內。
第3途徑是，從高壓給水排出配管17流入給水系統1，直接流入原子反應堆2內。
現行系統中，給水系統1的鐵濃度，保持在0.04ppb左右。另外，行的第1、第2和第2途徑的比例，分別是50％、30％和20％。
從給水系統1流入原子反應堆2內的鎳，來自高壓給水加熱器12的熱交換管材，即，在主體側，是從高壓給水排出管配管17流入給水系統1、從熱交換管材內側產生的鎳的和，流入原子反應堆2內。另外，由于高壓給水加熱器12的熱交換管材所用的不銹鋼與腐蝕時間相關，所以，給水的濃度以設備運轉經過時間的函數表示，為12.6t-0.5ppb(tEFPH)。
如上所述，用給水濃度換算，來表示鐵和鎳的全發生量，如下式所示。
〔公式1〕全鐵發生給水濃度換算＝0.04+12.6t-0.5(tEFPH)…(3)〔公式2〕全鎳發生給水濃度換算＝0.04+12.6t-0.5+3.4t-0.5(tEFPH)…(4)(3)式的右邊第1項，是從給水系統1帶入到原子反應堆2內的鐵量，第2項是以爐內的不銹鋼為主體發生的鐵量。
(4)式的右邊第1項，是從燃料片產生的鎳量，第2項是從給水系統1帶入到原子反應堆2內的鎳量，第3項是以爐內的不銹鋼為主體產生的鎳量。
這里，全鐵發生量超過2倍的全鎳發生量的條件，是將燃料片的發生量抑制在1/2以下，把從給水系統1帶入到原子反應堆2的鎳量減低到1/4.4以下。另外，從給水系統1帶入到原子反應堆2內的鐵量，用給水鐵濃度值計如果不是0.04ppb，而是0.10ppb以下時，則只要將從給水帶入到原子反應堆2內的鎳量減低到1/4.4以下即可。
另外，本實施例中，把燃料片材從現行的Ni合金、即鉻鎳鐵合金X-750變更為鉻鎳鐵耐熱耐蝕合金X718的Ni合金(鉻鎳鐵耐熱耐蝕合金X718的腐蝕率是鉻鎳鐵耐熱耐蝕合金X-750的1/4)，對高壓給水加熱器12的熱交換管材的不銹鋼，進行高溫大氣氧化處理，則可將腐蝕速度降低到1/5，所以，滿足使全鐵發生量超過2倍全鎳發生量的條件。
這時，即使給水的鐵濃度值減低到0.02ppb，也能滿足使全鐵發生量為2倍全鎳發生量的條件。另外，作為燃料片不是Ni合金，而用不銹鋼等的鐵基合金代替時，燃料片不是鎳的發生源，可起到捕捉鎳的作用，所以，即使使給水的鐵濃度為零，也能滿足使全鐵發生量超過2倍全鎳發生量的條件。
這里，如果高壓給水加熱器12的熱交換管材，采用鎳含有量少的鐵素體(ferrite)系統不銹鋼，則可以使從(4)式右邊第2項的給水系統1帶入到原子反應堆2內的鎳量幾乎為零。另外，通過減低燃料片的腐蝕，也可減低從燃料片放出到反應堆水中的Co-60和Co-58離子。
在現在，圖1所示的RHR系統5和RWCU系統8是采用碳素鋼。設備運轉時的RWCU系統8的碳素鋼的腐蝕，比不銹鋼低2倍。但是，停止時和待機時，在RHR系統5和RWCU系統8的碳素鋼的腐蝕速度加大。尤其是未設置除去裝置、待機時間長的RHR系統中，鐵的發生不能忽視。因此，現行中，在投入前必須進行沖洗(フラツシング)等，以除去鐵銹。而本實施例中，設置在原子反應堆一次系統中的RHR系統5和RWCU系統8，是用不銹鋼構成的，所以不需要上述的沖洗操作。
另外，本實施例中，如圖2所示，在原子反應堆一次系統中的RHR系統5和RWCU系統8中，設置了反應堆水高溫凈化裝置25，該反應堆水高溫凈化裝置25中，將鎳吸藏在鐵素體或鐵合金的過濾材內。
本實施例中，使相當于(3)式中第2項的爐內鐵發生量增加而不放出到反應堆水中。采用用作鐵素體或鐵基合金過濾材的反應堆水高溫凈化裝置25時，借助(2)式的反應，捕捉鎳，生成NiFe2O4。因此，可除去反應堆水的鎳。
反應堆水高溫凈化裝置25如圖2所示，在RWCU系統8中，在RWCU熱交換器9的上流側分支，通過泵26連接著。另外，反應堆水高溫凈化裝置25，也可以在RHR系統5中設置在RHR泵6的下流側，并將RHR熱交換器7旁路。因此，反應堆水高溫凈化裝置25基本上與泵組合設置，采取反應堆水后將凈化水返回原子反應堆2內。
反應堆水高溫凈化裝置25如圖3所示，具有容器30，在該容器30的上部一側設有取水口31，在另一側設有逆洗水注入口32。在容器30的底部設有排水口33。另外，在容器30的下部設有給水口34。污染度高的反應堆水通過給水管線供給該給水口34，被該反應堆水高溫凈化裝置25凈化后的反應堆水，通過排水管線從取水口31排出。
在容器30內的比取水口31和逆洗水注入口32低的位置，設有水平方向延伸的上部支承板35，在該上部支承板35上形成若干孔，中空膜管36的上端插入各孔中。另外，容器30中的上部支承板35的上側空間和下側空間，被上部支承板35完全分隔，上述上側空間與下側空間之間的水的移動，只能通過中空膜管36進行。
該中空膜管36是二層構造，備有表皮層和保持該表皮層的基質層。表皮層作為外層，形成捕捉微細粒子的容易產生壓差的微細孔。
在容器30內的比給水口34低、比排水口33高的位置，設有水平方向延伸的下部支承板37。在該下部支承板37上，形成若干孔。在下部支承板37的未開孔的部分，支承著中空膜管36的下端，下部支承板37將中空膜管36的下端閉塞。因此，容器30中的下部支承板37的上側空間和下側空間的水的移動，只能通過下部支承板37的孔進行。
把SUS304或SUS316等的奧氏體不銹鋼的粒子作為過濾材使用時，如果采用相當于堆芯外不銹鋼接觸液體面積的約1.6倍的過濾材，則可滿足使全鐵發生量超過2倍全鎳發生量的條件。
另外，本實施例中，通過減低鎳量，使鐵的發生量為鎳發生量的2倍以上。如前所述，鎳的發生源，主要是圖1所示高壓給水加熱器12的熱交換管材的不銹鋼(奧氏體)和裝在原子反應堆2內的燃料集合體所用的X-750的Ni合金。本實施例中，高壓給水加熱器12的熱交換管材和裝在原子反應堆2內的燃料集合體，用鐵素體構成。
奧氏體不銹鋼，在425℃、2個小時的高純度大氣中和350℃、5個小時的含3％水蒸氣的高純度大氣中，其腐蝕放出可達到1/5以下。另外，采用鎳含有率小的鐵素體不銹鋼時，其腐蝕速度等于或大于奧氏體不銹鋼，所以，鎳發生量在1/5以下，幾乎是可忽視的程度。另外，材料價格也低于奧氏體不銹鋼。
關于燃料片，采用耐腐蝕性比鉻鎳鐵耐熱耐蝕合金X-750好的鉻鎳鐵耐熱耐蝕合金X718(Cr和Fe的含有率高)，與鉻鎳鐵耐熱耐蝕合金X-750同樣地，在時效熱處理過程中通過大氣氧化，形成由內層的富含鉻(クロムリツチ)的氧化物和外層的鐵素體氧化物構成的、比X-750穩定的氧化物。腐蝕速度是與奧氏體不銹鋼同樣的2mdm(mg/dm2/month)，為現行材料的1/4以下。另外，材料價格低于X-750。另外，燃料片材，可采用冷加工的奧氏體不銹鋼。這時，燃料片不是鎳的發生源，可捕捉鎳。
本實施例中，如圖1所示，設置從供給原子反應堆2的給水系統1中除去鐵的冷凝水過濾器15和鐵除去裝置21、22，更加減少從給水帶入的鐵。
即，在給水的溫度低的冷凝水的情況下，由冷凝水過濾器15除去粒子狀和離子狀的鐵，當溫度如排水那樣為中高溫時，由鐵除去裝置21、22除去粒子狀的鐵。
冷凝水過濾器15，是具有0.45μm以下細孔、并且呈褶裥狀或中空形狀的過濾面積大的過濾器和離子交換樹脂塔的復合除去裝置。
現行的設備設計規格中，給水鐵濃度值也可確保0.04ppb。圖1所示高壓給水排出配管17和低壓給水排出配管18所占的比例，占0.04ppb的70％。另外，這些系統中的鐵的形態，與冷凝水相比，由于排水的溫度高，溶存氧濃度高，所以呈粒子狀形態，通過0.45μm過濾器的鐵，在檢測限度(0.01ppb，主要是離子鐵)以下。
因此，在該高壓給水排出配管17和低壓給水排出配管18中，采用高性能鐵除去裝置21、22，該高性能鐵除去裝置21、22備有過濾器，該過濾器由耐熱性材料(該耐熱性材料是從下述材料中選擇出的一種四氟化聚乙烯樹脂或聚酰亞胺等的耐熱性樹脂、陶瓷、由氧化、碳化和氮化而形成陶瓷的元素、鈦合金及不銹鋼等金屬及對這些材料進行預氧化處理而抑制其腐蝕的材料、對鈦合金進行了氮化或碳化后的材料、Si3N4或SiC等的在高溫水中穩定的氮化物及碳化物、碳素纖維等的碳素材料)構成，并且，形成褶裥狀或中空形，具有抑制壓差上升的0.45μm以下的細孔。
另外，現行的冷凝器，在日本是采用中空形狀，但本實施例中，如上所述，也可采用具有與上述同等除去性能的、褶裥(プリ-ツ)狀過濾器的冷凝器15。
另外，本實施例中，不進行燃料覆蓋管表面以外的ZnFe2O4生成，并且極力抑制在燃料覆蓋管表面上的ZnFe2O4的生成，這樣，通過注入價格低的鋅，可控制不銹鋼的離子放射能的蓄積。
即，本實施例中，使原子反應堆2水中的鋅濃度值，為ZnFe2O4的鋅溶解度的5ppb以下，這樣，在沸騰濃縮的燃料覆蓋管表面以外，不生成ZnFe2O4。因此，不會由取入堆芯構造材料的Zn生成Zn-65。
另外，為了抑制鐵量，可使燃料覆蓋管表面的沸騰濃縮值最小，所以，也可抑制因ZnO的生成和ZnFe2O4的生成而產生Zn-65。在0.04ppb的情形下，為國內BWR設備的給水鐵量的1/10，為美國BWR的1/50，在燃料覆蓋管表面生成的Zn-65量，即使采用天然鋅時，也只是與美國設備中采用減低Zn-64的高價鋅時相同程度的生成量(Zn-64的減低率，為天然的1/10至1/50)。圖4中，包括鋅的方案，以給水鐵濃度作為參數，來表示離子和粒子狀線源的輻照減低效果。另外，給水鐵濃度值為0.04ppb，注入鋅時，輻照為1/10。
另外，本實施例中，原子反應堆2的堆芯構造材料所用的材料的鈷含有率為0.01％以下。
即，在極力抑制帶入鐵的條件下，從燃料片等的堆芯構造材料所用的材料中，作為離子直接放出到反應堆水中的比例，約占全發生量的2/3。這些材料的鈷含有率規格值為0.05％以下，實際值為0.03％。因此，本實施例中，通過將規格值定為0.01％以下，可將反應堆水的離子Co-60濃度大體減半。
另外，本實施例中，把設置在原子反應堆2的一次系統中的渦輪機翼和大口徑閥的Co合金，變更為Ni合金，可減低鈷發生量，將給水鐵濃度值定為0.01ppb，可使輻照為1/50以下。
如上所述，根據本發明，可同時大幅度地減低反應堆水內的離子和粒子狀物質產生的鈷放射能濃度，可減低朝堆芯外表面轉移的鈷放射能的轉移量。這樣，可減少定期檢查的輻照和為使放射性廢棄物為零所化費的放射性管理費用，同時提高作業效率，縮短作業期間。
權利要求
1.一種原子反應堆的水質控制方法，其特征在于，使帶入到原子反應堆內的鐵量、和從原子反應堆內構造材料中因腐蝕而放出到反應堆水中的鐵量，為帶入到上述原子反應堆內的鎳量和在上述原子反應堆內產生的鎳量中的任一方的2倍以上，使供給上述原子反應堆內的系統水中的鐵的上限濃度值為0.10ppb以下。
2.如權利要求
1所述的原子反應堆的水質控制方法，其特征在于，上述鐵的上限濃度值為0.04ppb以下。
3.如權利要求
1所述的原子反應堆的水質控制方法，其特征在于，對上述原子反應堆的給水加熱器和燃料集合體所采用的鎳合金材料，進行了預氧化處理。
4.如權利要求
1所述的原子反應堆的水質控制方法，其特征在于，將天然鋅導入上述原子反應堆水中，將該鋅離子濃度值控制在5ppb以下。
5.一種原子能發電設備，其特征在于，設置在原子反應堆一次系統內的配管和機器，是由不銹鋼構成的。
6.如權利要求
5所述的原子能發電設備，其特征在于，在上述原子反應堆一次系統中，設置了將鎳包藏在鐵素體或鐵基合金的過濾材料中的反應堆水高溫凈化裝置。
7.如權利要求
5所述的原子能發電設備，其特征在于，原子反應堆的給水加熱器和燃料集合體由鐵素體構成。
8.如權利要求
5所述的原子能發電設備，其特征在于，設有鐵除去機構，該鐵除去機構，從供給原子反應堆內的系統水中除去鐵。
9.如權利要求
8所述的原子能發電設備，其特征在于，上述鐵除去機構，當系統水為溫度低的冷凝水時，除去粒子狀和離子狀的鐵，當系統水如排水那樣，溫度為中高溫時，主要除去粒子狀的鐵。
10.如權利要求
9所述的原子能發電設備，其特征在于，上述系統水為低溫時所用的鐵除去機構，是具有0.45μm以下細孔、且過濾面積大的過濾器和離子交換樹脂塔的復合除去裝置。
11.如權利要求
9所述的原子能發電設備，其特征在于，上述系統水為中高溫時用的鐵除去機構，是從耐熱性樹脂、陶瓷、通過氧化、碳化及氮化形成陶瓷的元素、碳素材料中選擇的至少一種所構成的、具有0.45μm以下細孔的過濾器的除去裝置。
12.如權利要求
5至11中任一項所述的原子能發電設備，其特征在于，上述原子反應堆的堆芯構造材料所用材料的鈷含有率為0.01％以下。
13.如權利要求
5至11中任一項所述的原子能發電設備，其特征在于，設置在上述原子反應堆一次系統中的渦輪葉片和大口徑閥，是由鎳合金構成的。
專利摘要
本發明提供原子反應堆的水質控制方法及原子能發電設備。本發明能同時大幅減低原子反應堆水的離子和粒子狀物質產生的鈷放射能濃度,可減低朝堆芯外表面轉移的鈷放射能的轉移量。使帶入到原子反應堆內的鐵量、和從原子反應堆內構造材料中因腐蝕而放出到反應堆水中的鐵量,為帶入到上述原子反應堆內的鎳量和在上述原子反應堆內產生的鎳量中的任一方的2倍以上,使供給上述原子反應堆內的系統的水中的鐵的上限濃度值為0.10ppb以下。
文檔編號G21D3/08GKCN1347122SQ01131365
公開日2002年5月1日 申請日期2001年9月28日
發明者逸見幸雄, 山崎健治, 平澤肇 申請人:東芝株式會社導出引文BiBTeX, EndNote, RefMan