【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]
本発明は、C0含有量を制限した材料を使用す
る事によつて、コバルト―60発生量を低減し、再
循環配管表面線量率抑制する技術に関するもので
ある。
第１図に線量率上昇機構を示す。炉内機器から
溶出したり、給水系から持ち込まれたコバルトは
炉浄化系で除去されるが、他方では燃料棒表面に
付着する。この燃料棒表面に付着したコバルトは
中性子照射により燃料棒表面上でコバルト―60に
なり、このコバルト―60は炉水中に溶出する。ま
た炉水中には直接照射され炉内機器の材料中で放
射化されたコバルト―60も溶出している。この炉
水中のコバルト―60が一次系配管に付着し、線量
率が上昇する。
燃料スペーサばねは面積があまり大きくないた
め、コバルト溶出量は他の機器に比べて小さいが
中性子束分布が高い所に位置しているため、コバ
ルト―60発生量は高温ヒーターチユーブに次いで
高い値を示しており、線量率上昇の主因をなして
いる。
本発明の目的は、炉内主要C0―60溶出源であ
る燃料スペーサばねからのコバルト―60発生量を
低減し、コバルト―60付着によるプラント線量率
を抑制する事にある。
配管表面線量率の上昇要因は主にコバルト―60
の配管への付着である。この配管への付着は配管
自体の腐食と、接水している炉水中のコバルト―
60濃度に影響されている事がいろいろな実験、調
査で明らかになりつつある。
配管表面線量率上昇の一因である炉水中のコバ
ルト―60の溶出源とその寄与率を解した。その結
果、C0―60は燃料棒表面と、炉内寄器から溶出
してくることがわかつた。スペーサばねの寄与率
は原子炉構成材料から溶出するC0の20μCi／月に
相当することが材料の腐食量の計算から推定され
た。
C0発生量は材料の腐食溶出を抑制する方法又
は材料中に含まれているC0の量を制限すれば良
いことが容易にわかつている。しかし、前者の
C0溶出を防止する方法は非常に困難である為、
後者の方法が実用的である。その場合、C0含有
量の制限の仕様は次のようにした。
第２表は従来燃料スペーサばねに使用している
インコネル材の化学組成と本発明で使用する低
C0インコネル材の化学組成を示したものである。
The present invention relates to a technique for reducing the amount of cobalt-60 generated and suppressing the surface dose rate of recirculation piping by using materials with limited C 0 content. Figure 1 shows the dose rate increase mechanism. Cobalt eluted from the reactor equipment or brought in from the water supply system is removed by the reactor purification system, but it also adheres to the fuel rod surfaces. The cobalt attached to the fuel rod surface becomes cobalt-60 on the fuel rod surface through neutron irradiation, and this cobalt-60 is eluted into the reactor water. Cobalt-60, which was directly irradiated and activated in the materials used in the reactor equipment, is also leached into the reactor water. Cobalt-60 in this reactor water adheres to the primary system piping, increasing the dose rate. Since the area of the fuel spacer spring is not very large, the amount of cobalt eluted is small compared to other devices, but because it is located in a place with a high neutron flux distribution, the amount of cobalt-60 generated is the second highest after the high temperature heater tube. This is the main cause of the increase in dose rate. The purpose of the present invention is to reduce the amount of cobalt-60 generated from the fuel spacer spring, which is the main source of C 0 -60 elution in the reactor, and to suppress the plant dose rate due to cobalt-60 deposition. The main cause of the increase in the pipe surface dose rate is cobalt-60.
adhesion to piping. This adhesion to the piping is due to corrosion of the piping itself and cobalt in the reactor water that is in contact with the water.
It is becoming clear through various experiments and surveys that it is influenced by 60 concentration. The elution source and contribution rate of cobalt-60 in reactor water, which is one of the causes of the increase in the pipe surface dose rate, were analyzed. As a result, it was found that C 0 -60 was eluted from the surface of the fuel rods and from the reactor chambers. The contribution rate of the spacer spring was estimated to be equivalent to 20 μCi/month of C 0 leached from the reactor constituent materials, based on calculations of the amount of corrosion of the materials. It is easily understood that the amount of C 0 generated can be controlled by a method of suppressing corrosion elution of the material or by limiting the amount of C 0 contained in the material. However, the former
Since it is very difficult to prevent C 0 elution,
The latter method is more practical. In that case, the specification for the limit on the C 0 content was as follows. Table 2 shows the chemical composition of the Inconel material conventionally used for fuel spacer springs and the chemical composition of the Inconel material used in the present invention.
This shows the chemical composition of C 0 Inconel material.
【表】【table】
【表】
このように従来では規定していなかつたＣ含有
量に制限値を設けた低C0インコネル材を使用す
ることによつて燃料スペーサばねからのC0―60
発生量を従来の約1/4に低減させ、再循環配管表
面線量率を低く抑えることができる。
本発明の実施例を第３図を用いて説明する。
給水配管１を通つて原子炉圧力容器２へ流入し
た冷却水は原子炉圧力容器２内で燃料棒４で熱せ
られ蒸気となり、主蒸気配管３へ送られる。６は
再循環配管であり、ポンプ７を有している。炉浄
化系配管８は、再循環配管６と給水配管１を連絡
している。ポンプ９および浄化装置１０が炉浄化
系配管８に設けられている。
給水配管１からは微量ながら数＋pptのコバル
トが原子炉圧力容器内に持ち込まれ、燃料棒４に
付着して放射化されコバルト―60となり、再び炉
水中に溶出してくる。また炉内機器５からも直接
照射され放射化物となつたコバルト―60が溶出し
てくる。これらの炉水中のコバルト―60は再循環
配管６等の一次系配管に付着し、線量率上昇の主
因となつている。
この炉水中のコバルト―60を低減することが線
量率上昇抑制には重要である。給水配管１から持
ち込まれるコバルト量はその主な発生源である高
温ヒーターチユーブに低コバルト含有ステンレス
鋼またはチタン材を使用するなどによる低減効果
がすでに考えられている。したがつて次の対策と
して炉内機器５からのコバルト―60溶出の低減が
必要である。炉内機器５でのコバルト―60溶出の
うちで大きな割合を占めているのが燃料スペーサ
ばねである。この燃料スペーサばねには従来コバ
ルト６含有の多いインコネル材を使用してきた
が、本発明では、コバルト含有量を0.05％以下に
制限したインコネル材を使用する。本実施例によ
れば燃料スペーサばねからのC0―60溶出量は
26Ci／moから7Ci／moに約1/4に低減でき、再循
環配管表面線量率は第４図の破線２のようにな
り、約10mR／ｈ低減できる。このことによつて
再循環系および炉浄化系等での保守点検時での作
業員の被曝量を著しく低減することができる。
尚、本発明によるC0含有量を制限したインコネ
ルの好適な化学組成を表２に示す。
本発明によれば燃料スペーサばねからのコバル
ト―60発生量を著しく低減できるので、プラント
線量率を著しく抑制することができる。[Table] By using low C0 Inconel material, which has a limit value for C content that was not previously specified, C0 -60 from the fuel spacer spring can be reduced.
The amount generated can be reduced to about 1/4 of the conventional amount, and the recirculation piping surface dose rate can be kept low. An embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. Cooling water flowing into the reactor pressure vessel 2 through the water supply pipe 1 is heated by the fuel rods 4 within the reactor pressure vessel 2, becomes steam, and is sent to the main steam pipe 3. 6 is a recirculation pipe and has a pump 7. Furnace purification system piping 8 communicates recirculation piping 6 and water supply piping 1 . A pump 9 and a purification device 10 are provided in the furnace purification system piping 8. A small amount of cobalt, several ppt, is brought into the reactor pressure vessel from the water supply pipe 1, adheres to the fuel rods 4, becomes radioactive, becomes cobalt-60, and elutes into the reactor water again. Cobalt-60, which has been directly irradiated and turned into radioactive substances, is also eluted from the in-core equipment 5. Cobalt-60 in the reactor water adheres to the primary system piping, such as the recirculation piping 6, and is the main cause of the increase in dose rate. Reducing cobalt-60 in the reactor water is important for suppressing the increase in dose rate. It has already been considered that the amount of cobalt brought in from the water supply pipe 1 can be reduced by using low-cobalt-containing stainless steel or titanium material for the high-temperature heater tube, which is the main source of cobalt. Therefore, as the next measure, it is necessary to reduce cobalt-60 elution from the furnace equipment 5. The fuel spacer spring accounts for a large proportion of the cobalt-60 eluted in the reactor equipment 5. Conventionally, Inconel material containing a large amount of cobalt 6 has been used for this fuel spacer spring, but in the present invention, Inconel material with a cobalt content limited to 0.05% or less is used. According to this example, the amount of C 0 -60 eluted from the fuel spacer spring is
It can be reduced by about 1/4 from 26 Ci/mo to 7 Ci/mo, and the recirculation pipe surface dose rate becomes as shown by broken line 2 in Figure 4, which is a reduction of about 10 mR/h. As a result, the amount of radiation exposure to workers during maintenance and inspection of the recirculation system, furnace purification system, etc. can be significantly reduced.
Incidentally, Table 2 shows a preferred chemical composition of Inconel with limited C 0 content according to the present invention. According to the present invention, since the amount of cobalt-60 generated from the fuel spacer spring can be significantly reduced, the plant dose rate can be significantly suppressed.
【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]
第１図は線量率上昇の機構を示す図、第２図は
燃料集合体説明図、第３図は本発明の好適な一実
施例の系統図、第４図は再循環配管表面線量率の
経年変化を示す特性図である。
１…給水配管、２…原子炉圧力容器、３…主蒸
気配管、４…燃料棒、５…炉内構造物、６…再循
環配管、７…再循環ポンプ、８…炉浄化系配管、
９…炉浄化系ポンプ、１０…炉浄化系脱塩器。
Fig. 1 is a diagram showing the mechanism of dose rate increase, Fig. 2 is an explanatory diagram of a fuel assembly, Fig. 3 is a system diagram of a preferred embodiment of the present invention, and Fig. 4 is a diagram showing the dose rate on the surface of recirculation piping. FIG. 3 is a characteristic diagram showing changes over time. 1... Water supply piping, 2... Reactor pressure vessel, 3... Main steam piping, 4... Fuel rod, 5... Reactor internal structure, 6... Recirculation piping, 7... Recirculation pump, 8... Reactor purification system piping,
9...Furnace purification system pump, 10...Furnace purification system demineralizer.