JPH0575998B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は原子炉に関するものであつて、更に詳
しく言えば、沸騰水形原子炉（BWR）の高放射
能炉心内の一区域から原子炉冷却材の試料を採取
するための装置および方法に関する。

（問題点の記述） 沸騰水形原子炉は、主として高品位の耐食性ス
テンレス鋼から構成されている。とは言え、原子
炉設備の長い寿命期間（約40年）の内には、ある
種の構成部材は高いレベルの放射線に暴露される
と共に、原子炉冷却材中に放出されるエネルギー
の作用によつて原子炉の炉心内に生成された強力
な酸化性物質にも暴露される。原子炉冷却材（高
純度の水）が高いレベルの放射線に暴露される
と、水分子は分解されて水和電子および水素や水
酸化物の遊離基を生成する。次いで、これらの生
成物は各種の中間反応により化合して水素、酸素
および過酸化水素を生成する。このような放射線
分解によつて生成された物質の存在は、応力や材
料特性を含めたその他の要因の共存下において、
応力腐食割れを引起こすことがある。

原子炉冷却材中に存在する酸化性物質の濃度を
変化させるためには、水素水化学（（HWC）と
呼ばれる技術が知られている。すなわち、原子炉
冷却材に過剰量の水素を添加すれば、酸化性物質
（酸素および過酸化水素）は反応して再び水を生
成する。その結果として酸化環境が変化し、それ
により応力腐食割れの可能性が低減することにな
る。このような技術を用いて割れを低減させるた
めには、原子炉冷却材中に存在する水素、酸素お
よび過酸化水素の実際の濃度を制御することが必
要となる。それ故、炉心内におけるそれらの濃度
を正確に測定するための方法が極めて重要なわけ
である。

BWRの炉心は２つの流路区域に分割される。
第１の流路区域は燃料集合体を通過するものであ
つて、これは発電用として利用される蒸気を発生
するための急速な流路である。第２の流路区域は
炉心バイパス区域と呼ばれる。この区域において
は沸騰が起こらず、また流速は比較的遅い。その
結果、燃料集合体中における滞留時間が約1.5秒
であるのに対し、炉心バイパス区域内（従つて放
射線束中）における滞留時間は10〜12秒程度とな
る。このように長い時間にわたつて放射線に暴露
されるため、炉心バイパス区域を通過する原子炉
冷却材は高い酸化性物質濃度を有することが知ら
れており、そしてかかる流れに接触する炉心構成
部材には割れが認められていた。それ故、水素水
化学条件を制御して割れの低減を図る目的で水
素、酸素および過酸化水素の濃度を測定する際に
は、特に炉心バイパス区域内の冷却材に注目する
必要がある。

しかし残念ながら、いかなる種類の測定を行う
にせよ、原子炉内のこの区域ほど不都合な区域は
ない。熱放射線および核放射線の両方がこの部位
における直接測定を不可能にするばかりでなく、
炉心から試料を取出す場合にも、かかる放射線が
試料を変化させて測定結果を無効にすることがあ
る。そのため、本発明以前においては、原子炉内
のこの区域における測定は行われていなかつたの
である。

発明の要約 本発明に従えば、原子力発電用の沸騰水形原子
炉において、減速材としての水の物理的および化
学的性質を測定する目的で上部案内板の近傍の炉
心バイパス区域から水試料を採取するための手段
が設けられる。すなわち、局部出力検出器用の導
管に測定アセンブリが取付けられる。こうして測
定アセンブリを取付けた導管が上部案内板の近傍
にまで挿入される。それには、上部案内板の近傍
の炉心バイパス区域に開いた末端を有する試料管
が含まれている。原子炉の運転時には、炉心バイ
パス区域内の飽和水が一定エンタルピーの下でフ
ラツシユ蒸発して低い乾き度（18％）の蒸気に変
化し、そして原子炉から原子炉建物内の測定装置
へ急速に排出される。その際の排出時間は4/10〜
７／１０秒の範囲内にある。かかる排出に際しては、
放射線分解によつて解離した気体（すなわち、水
素および酸素）は試料管内の蒸気相中に移行する
が、そこではそれらの再結合が阻止されるために
それらの含量を正確に測定することができる。こ
のような再結合反応の阻止または「凍結」を達成
するため、試料管内の大きい圧力降下によつて試
料がフラツシユ蒸発して蒸気に変化するように試
料管が特に綿密に設計されている。また、試料が
フラツシユ蒸発して蒸気に変化する際には温度が
低下するが、これは（高温下で急速に低下する）
過酸化水素の濃度を保存するために役立つ。

原子炉建物内においては、上記の蒸気が冷却さ
れ、凝縮され、そして２つの流れに分割される。
第１の流れは、分流されて冷却された後、詳細な
化学分析に供される。第２の流れは、再加熱およ
び加圧を受けた後、試料の酸化ポテンシヤルのも
う１つの指標である電気化学ポテンシヤルの測定
に供される。このようにして、有害な不均衡の監
止、測定および補正を可能にするために役立つ原
子炉の化学的状態の実質的なリアルタイム測定が
達成されることになる。

（目的、特徴および利点） 本発明の目的の１つは、沸騰水形原子炉の炉心
バイパス区域内において上部案内板の近傍から飽
和水を急速に排出するための方法および装置を提
供することにある。そのため、局部出力検出器用
の導管内に細い試料管が配置される。かかる試料
管の寸法が綿密に決定された結果として、飽和水
試料はフラツシユ蒸発して蒸気−水混合物に変化
する。この混合物は、4/10〜7/10秒程度の時間で
炉心から急速に排出される。排出後の水試料の流
れは凝縮され、そして直ちに化学分析および電気
化学ポテンシヤルの測定が行われる。

本発明の試料排出方法の利点の１つは、放射線
分解によつて解離した気体（すなわち、水素およ
び酸素）が液相中に溶解した状態から気相（すな
わち蒸気相）中に移行することである。これらの
気体が蒸気相中に存在すると、それらの再結合は
阻止される。その結果、水試料の移送が行われる
ばかりでなく、成分の再結合効果の低減もまた得
られることになる。

本発明の試料排出方法のもう１つの利点は、速
度が大きいことにある。試料管内において飽和水
がフラツシユ蒸発して蒸気に変化した場合、試料
の比容は大幅に増加するから、試料管内における
滞留時間は約4/10秒に短縮される。炉心バイパス
区域内における10〜12秒の滞留時間に比べて試料
管内の滞留時間をこのように短く保つことは極め
て重要である。なぜなら、追加の放射線照射が低
減すると共に、それが試料に及ぼす作用も少なく
なるからである。

本発明の試料排出方法の更にもう１つの利点
は、試料がフラツシユ蒸発して蒸気に変化する際
に起こる温度の低下である。蒸気相中に存在する
試料の分率が増加するのに伴い、試料管の温度は
水の熱力学的性質に従つて低下する。寿命の短い
ある種の物質（たとえば過酸化水素）は温度が低
いほど安定になるから、本発明ではかかる温度低
下が有効に利用される。その結果、これらの物質
が正確に測定される可能性が大幅に増大すること
になる。

本発明のもう１つの目的は、排出された蒸気を
試験して原子炉内における水の状態をオンライン
でリアルタイム表示するための操作手順を提供す
ることにある。それによれば、過熱蒸気は凝縮さ
れ、そして２つの流れに分割される。第１の流れ
については、水の化学的性質が試験される。第２
の流れについては、元の圧力への加圧および500
〓以上への加熱を行つた後、電気化学ポテンシヤ
ルが測定される。また、かかる少量の水試料を運
転中の原子力発電所の原子炉用水浄化系統または
放射性廃棄物処理系統に排出するための設備も設
けられる。

本発明のその他の目的、特徴および利点は、以
下の詳細な説明を読むことによつて自ら明らかと
なろう。

発明の詳細な説明 先ず第１図を見ると、原子炉Ｒの一部分が示さ
れている。遮蔽壁２１が支持スカート２０を介し
て原子炉容器Ｖを支持している。原子炉容器Ｖは
底面Ｂを有しており、それを貫通して制御棒１６
が制御棒駆動機構２２によつて出し入れされる。
１本の局部出力検出器用導管２４が原子炉容器Ｖ
の底面Ｂを貫通し、制御棒プレナム２５を通過し
て上方に伸び、そして上部案内板１２の近傍に達
している。

局部出力検出器は外被を有している。かかる外
被は局部出力検出器を挿入するための運搬手段を
成す。添付の図面中にはこのような外被の１つだ
けが略示されているが、通常は多数の外被が使用
されることは当業者にとつて自明であろう。更に
また、局部出力検出器を挿入するために利用し得
る位置も数多く存在している。

本発明においては、試料採取装置を挿入するた
めにかかる局部出力検出器用の位置が利用され
る。

炉心支持板１７と上部案内板１２との間に燃料
集合体１５が存在することは自明であろう。これ
らの燃料集合体は、流体を流すための２つの区域
を規定する。

第１の区域は、燃料集合体の内部を通過する区
域である。かかる区域内においては、減速材とし
ての水は蒸気を発生する。この蒸気は、気水分離
器および蒸気乾燥器（図示せず）を通つて上方に
移動する。

第２に、水は燃料集合体間の炉心バイパス区域
をも通過する。この区域は、原子炉を制御するた
めに制御棒１６が出き入れされる区域である。こ
の区域はまた、局部出力検出器を挿入するために
も役立つ。

既に説明した通り、この流路区域は極めて遅い
流速を有している。それ故、原子炉用水中におい
て放射線分解により生成された物質は上部案内板
１２の近傍において最大の濃度を示す。ここで、
かかる物質について簡単に説明をしておくことは
本発明の理解に役立つはずである。

先ず最初に、原子炉の全体は耐食性の金属（と
りわけステンレス鋼）から構成されていることを
思い起こしてほしい。それ故、原子炉の内部に見
られるような高温環境中における酸素の存在は常
に回避されなければならない。

炉心は高い放射能を有している。かかる放射能
は、放射線分解により、水を解離して酸素および
水素を生成する。このような解離はまた、酸素に
加えて酸化性物質をも生成する。

これらの酸化性物質は全般的な腐食を引起こす
ばかりでなく、金属割れをも促進する。金属割れ
には２つの種類がある。第１の種類の割れは粒間
応力腐食割れとして知られたものであつて、以前
に熱サイクルを受けた金属（たとえば、原子炉内
に配置された溶接部品）が酸化環境に暴露された
場合に起こる。すなわち、それが酸化環境に暴露
されると、応力集中部位に沿つて割れが起こるの
である。

もう１つの割れは、照射促進応力腐食割れとし
て知られるものである。この種類の割れは、放射
線の全量照射を受ける金属が酸化環境に暴露され
た場合に起こる割れである。

いずれの場合においても、酸素およびその他の
酸化性物質の存在量を監視することが可能であれ
ば、それら２種の割れを完全に阻止または回避す
ることができるのである。

また、原子炉発電所の内部では、各種の有機化
合物が様々な用途のために使用されていることに
も注意されたい。遺憾ながら、これらの有機化合
物が原子炉の炉心内に入ると、放射能の存在下で
分解することがある。これらの有機化合物が分解
すると、導電性の大きい物質や生成する。このよ
うな有機化合物としては、トリクロロエタン、エ
チレングリコールおよびその他の有機物質が挙げ
られる。原子炉の炉心内においては、これらの化
合物の分解生成物は一時的に高い導電率を付与す
る。このようにして原子炉用水の導電率が上昇す
ると、多くの場合において電気化学ポテンシヤル
が上昇し、そのために上記のごとき２種の腐食割
れが生じることがある。

ところで、原子炉用水中に存在する物質は必ず
しも安定でないことが判明している、たとえば、
解離した酸素および水素は化学的に再結合するこ
とがあるが、そのような場合にはそれらの本性は
失われてしまう。換言すれば、これらの不純物は
再結合によつて検出を免れることがあるわけであ
る。

以上、原子炉内の環境および解決すべき問題に
ついて説明を行つたが、それの解決策は第２図に
略示されている。また、原子炉建物内において原
子炉に隣接して配置された分析用配管系統が第３
図に示されている。

第２図を見ると、挿入された局部出力検出器用
導管５０が示されている。導管５０は指状体５２
を介して上部案内板１２に接触している。

かかる局部出力検出器用導管５０の内部には、
１／４インチの試料管５４が装着されている。この
試料管５４は、導管５０の外側の近傍に存在する
原子炉用水に対して開いている。

炉心バイパス区域においては、とりわけ局部出
力検出器を比較的低い温度下で動作させる目的の
ため、高い水含量が維持されている。そのため、
導管５０の開口５６を通して冷却材の流入が起こ
り、かつ開口５８を通して冷却材の流出が起こ
る。局部出力検出器用導管５０の内部における流
量は外部の流量と等しいことが望ましいが、実際
にはそれらの流量は異なつている。すなわち、外
部の流量が毎秒6/10フイートであるのに対し、内
部の流量は毎秒3/10フイートである。

水試料の入口は60の位置に存在する。飽和水は
急激なフラツシユ蒸発を受け、そして蒸気−水混
合物（または乾き度18％の蒸気）に変化する。そ
の際には、圧力は1000psiから165psi程度に低下
し、また温度は540〓から約430〓に低下する。か
かる水試料の排出は4/10〜7/10秒の時間で起こ
る。

上記混合物の排出は試料管５４を通して行われ
る。第３図を見ると、原子炉建物の壁７０が略示
されている。1/4インチの管路５４は継手７２に
おいて3/4インチの管路７４に拡張され、次いで
隔離弁の下流側において再び1/4インチの寸法に
縮小される。熱交換器７６が蒸気を抽出して即座
に凝縮し、かつまた水の冷却を行う。こうして得
られた水流が、電気化学ポテンシヤル測定用の第
１の流路７８および化学分析用の第２の流路７９
に分割される。ここでは、340〓の温度および
165psiの圧力が使用される。

原子炉の炉心バイパス区域から水試料を排出す
るための試料管の寸法は重要である。詳しく述べ
れば、本発明においては1/4インチの外径および
0.156〜0.192インチの内径を有する管が使用され
る。かかる管の全長は120フイートであつて、そ
の内の40フイートは原子炉の内部を通過してお
り、また約80フイートは原子炉から分析位置まで
伸びている。

簡単に述べれば、試料管の寸法は水が即座にフ
ラツシユ蒸発して蒸気に変化するのに十分な圧力
降下を与えるだけの十分に小さい内径を有する必
要がある。このようにすれば、分子間の分離が達
成されると共に、水試料の分子が冷却されてそれ
の温度が低下することにもなる。その結果、解離
した元素の再結合傾向が低減するのである。

それと同時に、上記のごとき試料管寸法は所要
の水試料排出をも可能になる。すなわち、水試料
の比容が増大することによつて急速な排出が達成
される。このようにして滞留時間が短縮される結
果、水試料は追加の照射を受けることがほとんど
ない。換言すれば、試料管の寸法は水試料を未変
化の状態に保つように決定されているのである。

対を成す熱変換器８１および８２により、水の
温度が100〓にまで下げられる。その後、水は第
２の冷却器８３を通して導かれ、そして化学分析
ユニツト８４において化学的性質の分析を受け
る。化学分析ユニツト８４は、酸素および水素の
測定、導電率の試験、およびPHの測定を行うため
の溶存ガス分析器を含んでいる。もう１つの流路
８６は、過酸化水素の存在を調べるための分析装
置と、有機酸、遷移金属、陰イオン、１価陽イオ
ンおよび２価陽イオンを測定するためのイオンク
ロマトグラフを含んでいる。

電気化学的測定はオートクレーブ９０内におい
て行われる。かかる測定のためには、水を原子炉
内における約1000psiの圧力にまで再加圧しなけ
ればならない。すなわち、容積形隔膜ポンプ９２
によつて1000psiの圧力が生み出されると共に、
ダンパ９３によつてその圧力が実質的な変動なし
に維持される。また、熱交換器９７および電気ヒ
ータ９４によつて水の温度が約500〓にまで高め
られる。この温度は電気化学ポテンシヤルを正確
に測定するために必要であることが判明してい
る。測定は、当業界において公知の参照電極およ
び作用電極を使用しながらオートクレーブ９０内
において行われる。その後、水試料は再生熱交換
器９７を通して送られる。かかる再生熱交換器に
より、測定のために必要あつた熱の多くが測定の
ためオートクレーブに流入する水に伝達される。
このようにしてエネルギーの保存が行われる。最
後に、水試料は排水路に放出される。

ここで使用される排水路とは、原子力発電所の
原子炉用水浄化系統または放射性廃棄物処理系統
を指す。いずれの場合にも、水は原子炉に再循環
されることになる。

【図面の簡単な説明】

第１図は上部案内板の近傍にまで挿入された局
部出力検出器用導管を示す原子炉の底部の略図、
第２図は水試料のフラツシユ蒸発および排出のた
めに利用される水試料入口を示す上部案内板近傍
の局部出力検出器用導管の略図、そして第３図は
排出された水試料を分析するための装置を示す原
子炉建物内部の流れ図である。 図中、Ｒは原子炉、Ｖは原子炉容器、Ｂは底
面、１２は上部案内板、１５は燃料集合体、１６
は制御棒、１７は炉心支持板、２０は支持スカー
ト、２１は遮蔽壁、２４および５０は局部出力検
出器用導管、５４は試料管、５６および５８は開
口、そして６０は水試料入口を表わす。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 沸騰水形原子炉の炉心の上方に位置する上部
   案内板の近傍において前記原子炉の炉心バイパス
   区域から分析用の水試料を排出するための装置に
   おいて、(a)前記炉心バイパス区域を貫通して挿入
   された局部出力検出器用導管、(b)前記導管の内部
   に配置され、かつ水試料を取込むため前記原子炉
   の前記上部案内板に近接して開いた第１の末端お
   よび前記水試料を分析用として供給するため前記
   原子炉から離れた位置に設けられた第２の末端を
   有する試料管、(c)前記試料管を選択的に開放する
   ことにより、前記上部案内板に近接して存在する
   水をフラツシユ蒸発させて比容の大きい蒸気−水
   混合物に変化させかつ前記試料管を通して前記混
   合物を高速で移動させるために役立つ弁手段、お
   よび(d)前記試料管の前記第２の末端において前記
   蒸気を凝縮することによつて前記水試料を急速に
   排出するために役立つ凝縮手段の諸要素から成る
   ことを特徴とする装置。 ２ 前記弁手段が前記試料管の前記第２の末端に
   隣接して設けられている請求項１記載の装置。 ３ 沸騰水形原子炉の上部案内板の近傍において
   前記原子炉の炉心バイパス区域から水試料を排出
   するための方法において、(a)前記原子炉の前記炉
   心バイパス区域内に前記上部案内板の近傍まで挿
   入するための第１の末端および前記原子炉から離
   れた位置に設けられた第２の末端を有する試料管
   を用意し、(b)局部出力検出器用導管の内部に配置
   された前記試料管の前記第１の末端を前記炉心バ
   イパス区域に挿入して前記試料管の末端開口を前
   記上部案内板に近接したほぼ飽和状態の水に接触
   させ、(c)前記試料管の前記第２の末端から前記試
   料管内の圧力を低下させることにより、前記試料
   管の前記末端開口に近接した水をフラツシユ蒸発
   させて比容の大きい蒸気−水混合物に変化させる
   と共に、前記試料管を通して前記混合物を急速に
   移動させ、次いで(d)前記水中の成分含量を分析す
   るため前記第２の末端において前記蒸気を凝縮す
   る諸工程を含むことを特徴とする方法。