原子反应堆的水质控制方法和原子能发电设备 【技术领域】
本发明涉及原子反应堆的水质控制方法、以及为了进行该水质控制而将材料变更为不锈钢的原子能发电设备。本发明的水质控制方法，减低原子能发电设备中的原子反应堆水的钴放射能浓度，同时，减低钴放射能朝堆芯外表面的转移量。背景技术
原子能发电设备中，为了减低原子反应堆水的钴放射能浓度，以及减低钴放射能朝堆芯外表面的转移量，现有技术中提出了各种水质控制方法。主要的方法有以下几种。
一种方法是，为了减低原子反应堆水的钴放射能浓度，向给水中附加铁(给水铁浓度为0.3～0.5ppb以上)，这样，使带入到原子反应堆内的、和从原子反应堆内构造材料因腐蚀而放出到反应堆水中的铁量，为带入到原子反应堆内或原子反应堆内产生的镍量的2倍以上，来减低反应堆水的钴放射能浓度。
但是，该方法中，虽然能减低反应堆水地离子钴放射能浓度，但是，离子钴放射能浓度朝堆芯外的转移速度增加，反而增加了粒子状物质的放射能浓度。另外，使用表面处理不同的、耐腐蚀好的燃料覆盖管材料后，从附着在该燃料覆盖管表面的粒子中溶出的放射能增加，反应堆水离子钴放射能浓度的减低率变小，得不到减低离子钴放射能朝堆芯外辐射的效果。
另一种减低钴放射能朝堆芯外表面辐射的水质控制方法，是锌注入方法。但是，该锌注入方法，因放射性而生成Zn-65的放射能，所以，不能采用天然的锌，必须采用由高价的离心分离装置除去Zn-64的锌。
基于该状况，开发出了极低铁运转方法，该极低铁运转方法，虽然反应堆水的离子钴放射能浓度稍有增加，但是可大幅度减低离子钴放射能浓度朝堆芯外的辐射速度。该方法中，由于可大幅度地减低附着在燃料覆盖管表面的粒子，所以，可大幅度地减低在除去停止时残留热的原子反应堆残留热除去系统(以下称为RHR系统)中的、粒子状物质产生的放射能浓度。但是，上述极低铁运转方法中，附着在燃料覆盖管表面的粒子容易脱落，所以，不能减低燃料更换池等的放射能。发明内容
本发明是鉴于上述问题而作出的，其目的在于提供一种能同时大幅度减低反应堆的水的离子和粒子状物质的钴放射能浓度、减低钴放射能朝堆芯外表面的转移量的原子反应堆的水质控制方法及原子能发电设备。
本发明的原子反应堆水质控制方法中，为了大幅度地减低附着在燃料集合体(该燃料集合体在原子反应堆中是离子和放射能发生源)中的燃料覆盖管表面的NiFe2O4量，极力抑制往作为放射能发生源的原子反应堆内的带入量。使供给原子反应堆内的给水等的系统水中所含的铁的上限浓度值为0.1ppb以下，最好为0.04ppb以下，尽可能为零则更好。这时，也使反应堆水的镍浓度不在0.2ppb以上。
为此，本发明的原子能发电设备中，作为镍主要发生源的高压给水加热器的热交换管材和作为炉内燃烧集合体构造部件的燃料片(燃料ばね)，将其材料从镍合金材料变更为铁素体。或者，本发明的原子反应堆水质控制方法中，对这些材料进行预氧化处理，抵制其腐蚀，使镍的发生量大幅度减低。这样，铁的发生量为镍的发生量的2倍以上，使反应堆水的钴放射能大幅度减低。作为反应堆水的离子钴放射能的发生源，除了燃料覆盖管表面的NiFe2O4外，还有燃料片，如上所述地，通过预氧化处理和变更燃料片的材料，可抑制腐蚀，大幅度地抑制离子钴放射能的产生。
另外，为了使从给水带入到炉内的铁带入量尽量接近零，必须用铁除去机构对冷凝水以外的系统水除去铁。为了抑制在炉内因腐蚀产生的铁，把设置在原子反应堆一次系统中的配管和机器的材料，如本发明的原子能发电设备那样，从碳素钢变更为耐腐蚀的不锈钢，可以节约停止时和待机时保管的经费。
另外，在原子反应堆一次系统中，设置采用了铁素体或铁基合金过滤材的反应堆水高温净化装置时，可以不增加原子反应堆内因腐蚀而放出到反应堆水中的铁量，可除去从给水中带入的、或在原子反应堆内产生的镍。
另外，在极力抑制铁和镍的条件下，与从铁生成的Mn-54、从Fe-59及镍生成的Co-58相比，Co-60的辐照率增加。因此，把作为钴主要发生源的堆芯构造材和大口径阀所用的材料，变更为低钴材是有效的。
即，本发明的原子反应堆水质控制方法中，其特征是，使带入到原子反应堆内的、和从原子反应堆内构造材料中因腐蚀而放出到反应堆水中的铁量，为带入到上述原子反应堆内的镍量或原子反应堆内产生的镍量的2倍以上，使供给上述原子反应堆内的系统水中的铁的上限浓度值为0.10ppb以下。另外，上述铁的上限浓度值为0.04ppb以下。
如所周知，钴的化学活动与镍的化学活动类似。另外，钴的发生量很小，是镍的1/100，所以其活动与镍的活动相伴。另外，从国内的沸腾水型原子反应堆(BWR)设备的实际情况看，铁的发生量如果为镍发生量的2倍以上，则反应堆水的镍浓度不在0.2ppb以上，这时公知的事实。
这是因为，在Fe-Ni-H2O系中，NiFe2O4稳定，由下式(1)的反应，生成NiFe2O4，钴也被稳定地取入，Co-60的离子浓度降低。NiFe2O4的镍的溶解度，约为0.2ppb。在给水中附加铁时，在燃料覆盖管表面生成的NiFe2O4增加，由于该NiFe2O4的脱落，粒子状的Co-60的放射能增加。
〔化1〕
……(1)
另一方面，如果铁的发生量为镍发生量的2倍以下时，则反应堆水的镍浓度达到0.2ppb以上，在燃料覆盖管表面因沸腾浓缩而生成稳定的NiO，被该NiO取入的Co放射化，成为Co-60再溶出，所以离子放射能浓度也增加。
为此，要极力抑制带入到原子反应堆内的、和从原子反应堆内构造材料中因腐蚀而放出到反应堆水中的铁量，并且，使带入到原子反应堆内的、和从原子反应堆内构造材料中因腐蚀而放出到反应堆水中的铁量，为带入到上述原子反应堆内的镍量或原子反应堆内产生的镍量的2倍以上，这样，可同时减低反应堆水的离子和粒子状的Co-60。同样地，对镍生成的Co-58也可得到同样的结论。
关于减低给水中铁浓度的技术，在冷凝水净化系统中备有高性能除铁装置(该高性能除铁装置由中空型过滤器和离子交换树脂塔构成)的设备中，具有0.04ppb的实绩。
现行的仅使用耐腐蚀性燃料覆盖管材料的技术中，与被覆盖管表面的NiFe2O4捕捉的Co-60相比，溶出的Co-60的量多，覆盖管表面的NiFe2O4成为发生源。因此，越减低覆盖管表面的NiFe2O4，Co-60的发生量越小。另外，粒子状的Co-60，是覆盖管表面的NiFe2O4脱落下来的，所以，越减低覆盖管表面的NiFe2O4越好。覆盖管表面的NiFe2O4，是从给水带入到原子反应堆内的铁生成的，所以，比现行条件更减低给水的铁浓度也是重要的。
BWR设备中铁的主要产生源，是作为镍主要发生源的给水加热器的热交换管材和炉内所用的镍合金材料。因此，对现行材料进行预氧化处理，可减低腐蚀，大幅度减低镍的发生量。这样，可以使铁的发生量为镍发生量的2倍以上。
另外，本发明中，将天然锌导入原子反应堆水中，将锌离子浓度值控制在5ppb以下，这样，可以使燃料覆盖管表面以外的ZnFe2O4的生成为零。另外，本发明中，可抑制因在燃料覆盖管表面的ZnO生成和ZnFe2O4的生成而产生的Zn-65。给水的铁浓度值为0.04ppb时，为国内BWR设备给水铁量的1/10，美国BWR的1/50。这时，在燃料覆盖管表面生成的Zn-65的量，即使采用天然锌，也只是与美国设备中采用减低Zn-64的高价锌时为相同程度的生成量。
但是，BWR中，在原子反应堆冷却材净化系统(以下称为RWCU系统)和RHR系统中，配管和机器的主体是采用碳素钢。设备运转时，RWCU系统的碳素钢的腐蚀，虽然比不锈钢低2倍，但是在停止时，由于水质恶化，碳素钢的腐蚀显著。另外，在RHR系统中，设备运转时，处于待机状态的碳素钢的腐蚀显著。为此，现行的材料在投入前要进行冲洗，以除去铁锈。通过这些运转或保养，从这些系统流入原子反应堆内的铁量与从给水带入的量相比，是可以忽略的程度。根据本发明，将这些系统用不锈钢做成时，可以不需要上述冲洗操作。
另外，如本发明所述，采用反应堆水高温净化装置时(该反应堆水高温净化装置中采用铁素体或铁基合金的过滤材)，借助(2)式的反应，镍被捕捉，生成NiFe2O4。因此，可除去反应堆水中的镍。
〔化2〕
……(2)
BWR设备中铁的主要产生源，是作为镍主要发生源的给水加热器的热交换管材和炉内燃料集合体所用的镍合金材料。因此，镍含量比现行材料小的耐蚀性材料和腐蚀小的材料，由铁素体构成，这样，可减低腐蚀，大幅度减低镍的发生量。这样，可以使铁的发生量为镍发生量的2倍以上。
如果能大幅度减低镍的量，则由于炉内存在因不锈钢的腐蚀而生成的铁素体，所以，即使给水的铁浓度减低到零，铁发生量也为镍量的2倍以上。这时，给水的铁浓度越低越好。为了使给水的铁浓度为零，如本发明所述，需要有铁除去装置。另外，根据镍发生量的减低程度，铁发生量为镍量的2倍以上的条件，在现行的0.04ppb和零的中间也存在。
另外，根据本发明，高性能铁除去装置所要求的功能对铁的性状和过滤器材质的影响中，温度是重要的因素。
在极力抑制带入铁的条件下，从燃料片等堆芯构造材所用的材料，直接向反应堆水中放出离子的比例，占全发生量的约2/3。这些材料的钴含有率的规格值在0.05％以下，实际是0.03％。因此，如本发明所述，将规格值减低到0.01％以下，可以使反应堆水的离子Co-60的浓度大体减半。
另外，在极力抑制带入铁的条件下，为了减低反应堆水的污物Co-60，只要减低钴的发生量即可。钴的发生源在现有情况下，涡轮机叶片和大口径阀的Co合金，分别约占30％和50％。因此，如本发明所述，把作为Co合金的斯特莱特耐热耐磨硬质合金，变更为科尔莫洛伊(コルモノイ)等的镍合金，这样，可将钴发生量减少到现行的1/4。
另外，实施该材料的变更以及使燃料片等堆芯构造材所用的材料低钴化这样两个对策时，可以使反应堆水的离子Co-60的浓度减半，可以到1/3以下。附图说明
图1是把本发明的原子反应堆水质控制方法和原子能发电设备，用于改良型沸腾水型原子反应堆(ABWR)一次系统的一实施例的概略系统图。
图2是表示本实施例的反应堆水高温净化装置的设置状态的系统图。
图3是表示本实施例的反应堆水高温净化装置的内部构造的概略图。
图4是表示本发明的减低辐照效果的图。具体实施方式
下面，参照附图说明本发明的实施例。
图1是把本发明的原子反应堆水质控制方法和原子能发电设备，用于改良型沸腾水型原子反应堆(ABWR)一次系统的一实施例的概略系统图。
图1中，表示带入到原子反应堆内的、和由原子反应堆内的构造材料的腐蚀产生的铁和镍的发生源。
如图1所示，来自给水系统1的给水等的系统水，被送入原子反应堆2内，该被送入的反应堆水，被原子反应堆2内的核燃料的核分裂产生的热加热成蒸气后，送到高压涡轮机(turbin)3和低压涡轮机4，进行发电。
另外，在停止时反应堆水被送到RHR系统5，被设置在该RHR系统5的RHR泵6强制循环，由RHR热交换器7，从原子反应堆2内的反应堆水中有效地除去停止时的残留热。
在起动时和停止时，反应堆水的一部分被导入RWCU系统8，被RWCU热交换器9冷却后，由RWCU除去装置10去除不纯物，再被RWCU泵11返回到给水系统1。
产生的蒸气的一部分，在高压给水加热器12和低压给水加热器13将给水预热。进行发电后的蒸气，由冷凝器14返回成水。为了避免腐蚀生成物从给水系统1带到原子反应堆2内，用作为去除机构的冷凝水过滤器15和冷凝水脱盐器16，去除不纯物。
在高压给水加热器12和低压给水加热器13，分别连接着与给水管1连接的高压给水排出配管17和低压给水排出配管18。在这些排出配管17、18上，分别设有高压排出泵19、低压排出泵20、作为铁去除机构的高性能铁除去装置21、22。另外，在图1中，与原子反应堆2相邻地设有燃料更换池23。另外，在图1中，省略了后述的反应堆水高温净化装置。
在设备运转时，RHR系统5是待机状态，铁不从该RHR系统5流入。在原子反应堆水流过的原子反应堆2内和RWCU系统8中，产生铁和镍。该原子反应堆2内的各机器，采用不锈钢和Ni合金。
由不锈钢的腐蚀生成的铁和镍，几乎全部都形成为生成在材料表面的氧化物。由于不锈钢的主成分是铁，所以，形成NiFe2O4时，铁相对于镍过剩。为此，对于由原子反应堆2内的Ni合金产生的镍和从给水系统1带入到原子反应堆2内的镍，只要捕捉通过原子反应堆水形成NiFe2O4时不足的化学当量即可。
在Ni合金的情况下，与不锈钢时相反，镍相对于铁过剩，所以，过剩部分的镍被放出到原子反应堆水中。该被放出到原子反应堆水中的镍，几乎全部来自构成燃料集合体的燃料片的Ni合金，在平衡堆芯的发生量，其给水换算浓度值是0.04ppb。
另外，在RWCU系统8中，系统配管和RWCU热交换器器9的主体部，采用碳素钢。RWCU热交换器9的热交换管材，是采用不锈钢。这里，运转时的碳素钢的腐蚀速度，高于不锈钢的2倍，接触液体面积不足不锈钢的5％。腐蚀后的铁，与不锈钢同样地，形成NiFe2O4。用达到平衡堆芯后的给水浓度换算，来表示现行的原子反应堆内的铁和镍的发生量。由于与腐蚀时间相关，所以，用设备运转经过时间的函数表示，铁和镍的发生量，分别是12.6t-0.5ppb〔t：EFPH(Effective Fuel Power Hour：有效全输出)〕和(3.4t-0.5+0.04)ppb(t：EFPH)。这里，0.04是Ni合金即燃料片的发生系数。
下面，说明从给水系统1流入原子反应堆2内的铁和镍的流入形态。铁的主要发生源，是构成主蒸气阀(图未示)、高压涡轮机3、低压涡轮机4、冷凝器14的碳素钢或低合金钢。从这些发生源放出的铁，通过以下3个途径流入给水系统1。
第1途径是，来自冷凝器14的冷凝水中所含的粒子状铁，几乎全部被冷凝水过滤器15除去。再由冷凝水脱盐器16除去一部分离子铁后，经过给水系统1流入原子反应堆2内。
第2途径是，从低压给水排出配管18流入冷凝器14的下流侧冷凝水中，由冷凝水脱盐器16除去一部分粒子状和离子铁，经过给水系统1流入原子反应堆2内。
第3途径是，从高压给水排出配管17流入给水系统1，直接流入原子反应堆2内。
现行系统中，给水系统1的铁浓度，保持在0.04ppb左右。另外，行的第1、第2和第2途径的比例，分别是50％、30％和20％。
从给水系统1流入原子反应堆2内的镍，来自高压给水加热器12的热交换管材，即，在主体侧，是从高压给水排出管配管17流入给水系统1、从热交换管材内侧产生的镍的和，流入原子反应堆2内。另外，由于高压给水加热器12的热交换管材所用的不锈钢与腐蚀时间相关，所以，给水的浓度以设备运转经过时间的函数表示，为12.6t-0.5ppb(t：EFPH)。
如上所述，用给水浓度换算，来表示铁和镍的全发生量，如下式所示。
〔公式1〕
全铁发生给水浓度换算＝0.04+12.6t-0.5(t：EFPH)…(3)
〔公式2〕
全镍发生给水浓度换算
＝0.04+12.6t-0.5+3.4t-0.5(t：EFPH)…(4)
(3)式的右边第1项，是从给水系统1带入到原子反应堆2内的铁量，第2项是以炉内的不锈钢为主体发生的铁量。
(4)式的右边第1项，是从燃料片产生的镍量，第2项是从给水系统1带入到原子反应堆2内的镍量，第3项是以炉内的不锈钢为主体产生的镍量。
这里，全铁发生量超过2倍的全镍发生量的条件，是将燃料片的发生量抑制在1/2以下，把从给水系统1带入到原子反应堆2的镍量减低到1/4.4以下。另外，从给水系统1带入到原子反应堆2内的铁量，用给水铁浓度值计如果不是0.04ppb，而是0.10ppb以下时，则只要将从给水带入到原子反应堆2内的镍量减低到1/4.4以下即可。
另外，本实施例中，把燃料片材从现行的Ni合金、即铬镍铁合金X-750变更为铬镍铁耐热耐蚀合金X718的Ni合金(铬镍铁耐热耐蚀合金X718的腐蚀率是铬镍铁耐热耐蚀合金X-750的1/4)，对高压给水加热器12的热交换管材的不锈钢，进行高温大气氧化处理，则可将腐蚀速度降低到1/5，所以，满足使全铁发生量超过2倍全镍发生量的条件。
这时，即使给水的铁浓度值减低到0.02ppb，也能满足使全铁发生量为2倍全镍发生量的条件。另外，作为燃料片不是Ni合金，而用不锈钢等的铁基合金代替时，燃料片不是镍的发生源，可起到捕捉镍的作用，所以，即使使给水的铁浓度为零，也能满足使全铁发生量超过2倍全镍发生量的条件。
这里，如果高压给水加热器12的热交换管材，采用镍含有量少的铁素体(ferrite)系统不锈钢，则可以使从(4)式右边第2项的给水系统1带入到原子反应堆2内的镍量几乎为零。另外，通过减低燃料片的腐蚀，也可减低从燃料片放出到反应堆水中的Co-60和Co-58离子。
在现在，图1所示的RHR系统5和RWCU系统8是采用碳素钢。设备运转时的RWCU系统8的碳素钢的腐蚀，比不锈钢低2倍。但是，停止时和待机时，在RHR系统5和RWCU系统8的碳素钢的腐蚀速度加大。尤其是未设置除去装置、待机时间长的RHR系统中，铁的发生不能忽视。因此，现行中，在投入前必须进行冲洗(フラツシング)等，以除去铁锈。而本实施例中，设置在原子反应堆一次系统中的RHR系统5和RWCU系统8，是用不锈钢构成的，所以不需要上述的冲洗操作。
另外，本实施例中，如图2所示，在原子反应堆一次系统中的RHR系统5和RWCU系统8中，设置了反应堆水高温净化装置25，该反应堆水高温净化装置25中，将镍吸藏在铁素体或铁合金的过滤材内。
本实施例中，使相当于(3)式中第2项的炉内铁发生量增加而不放出到反应堆水中。采用用作铁素体或铁基合金过滤材的反应堆水高温净化装置25时，借助(2)式的反应，捕捉镍，生成NiFe2O4。因此，可除去反应堆水的镍。
反应堆水高温净化装置25如图2所示，在RWCU系统8中，在RWCU热交换器9的上流侧分支，通过泵26连接着。另外，反应堆水高温净化装置25，也可以在RHR系统5中设置在RHR泵6的下流侧，并将RHR热交换器7旁路。因此，反应堆水高温净化装置25基本上与泵组合设置，采取反应堆水后将净化水返回原子反应堆2内。
反应堆水高温净化装置25如图3所示，具有容器30，在该容器30的上部一侧设有取水口31，在另一侧设有逆洗水注入口32。在容器30的底部设有排水口33。另外，在容器30的下部设有给水口34。污染度高的反应堆水通过给水管线供给该给水口34，被该反应堆水高温净化装置25净化后的反应堆水，通过排水管线从取水口31排出。
在容器30内的比取水口31和逆洗水注入口32低的位置，设有水平方向延伸的上部支承板35，在该上部支承板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的上侧空间和下侧空间，被上部支承板35完全分隔，上述上侧空间与下侧空间之间的水的移动，只能通过中空膜管36进行。
该中空膜管36是二层构造，备有表皮层和保持该表皮层的基质层。表皮层作为外层，形成捕捉微细粒子的容易产生压差的微细孔。
在容器30内的比给水口34低、比排水口33高的位置，设有水平方向延伸的下部支承板37。在该下部支承板37上，形成若干孔。在下部支承板37的未开孔的部分，支承着中空膜管36的下端，下部支承板37将中空膜管36的下端闭塞。因此，容器30中的下部支承板37的上侧空间和下侧空间的水的移动，只能通过下部支承板37的孔进行。
把SUS304或SUS316等的奥氏体不锈钢的粒子作为过滤材使用时，如果采用相当于堆芯外不锈钢接触液体面积的约1.6倍的过滤材，则可满足使全铁发生量超过2倍全镍发生量的条件。
另外，本实施例中，通过减低镍量，使铁的发生量为镍发生量的2倍以上。如前所述，镍的发生源，主要是图1所示高压给水加热器12的热交换管材的不锈钢(奥氏体)和装在原子反应堆2内的燃料集合体所用的X-750的Ni合金。本实施例中，高压给水加热器12的热交换管材和装在原子反应堆2内的燃料集合体，用铁素体构成。
奥氏体不锈钢，在425℃、2个小时的高纯度大气中和350℃、5个小时的含3％水蒸气的高纯度大气中，其腐蚀放出可达到1/5以下。另外，采用镍含有率小的铁素体不锈钢时，其腐蚀速度等于或大于奥氏体不锈钢，所以，镍发生量在1/5以下，几乎是可忽视的程度。另外，材料价格也低于奥氏体不锈钢。
关于燃料片，采用耐腐蚀性比铬镍铁耐热耐蚀合金X-750好的铬镍铁耐热耐蚀合金X718(Cr和Fe的含有率高)，与铬镍铁耐热耐蚀合金X-750同样地，在时效热处理过程中通过大气氧化，形成由内层的富含铬(クロムリツチ)的氧化物和外层的铁素体氧化物构成的、比X-750稳定的氧化物。腐蚀速度是与奥氏体不锈钢同样的2mdm(mg/dm2/month)，为现行材料的1/4以下。另外，材料价格低于X-750。另外，燃料片材，可采用冷加工的奥氏体不锈钢。这时，燃料片不是镍的发生源，可捕捉镍。
本实施例中，如图1所示，设置从供给原子反应堆2的给水系统1中除去铁的冷凝水过滤器15和铁除去装置21、22，更加减少从给水带入的铁。
即，在给水的温度低的冷凝水的情况下，由冷凝水过滤器15除去粒子状和离子状的铁，当温度如排水那样为中高温时，由铁除去装置21、22除去粒子状的铁。
冷凝水过滤器15，是具有0.45μm以下细孔、并且呈褶裥状或中空形状的过滤面积大的过滤器和离子交换树脂塔的复合除去装置。
现行的设备设计规格中，给水铁浓度值也可确保0.04ppb。图1所示高压给水排出配管17和低压给水排出配管18所占的比例，占0.04ppb的70％。另外，这些系统中的铁的形态，与冷凝水相比，由于排水的温度高，溶存氧浓度高，所以呈粒子状形态，通过0.45μm过滤器的铁，在检测限度(0.01ppb，主要是离子铁)以下。
因此，在该高压给水排出配管17和低压给水排出配管18中，采用高性能铁除去装置21、22，该高性能铁除去装置21、22备有过滤器，该过滤器由耐热性材料(该耐热性材料是从下述材料中选择出的一种：四氟化聚乙烯树脂或聚酰亚胺等的耐热性树脂、陶瓷、由氧化、碳化和氮化而形成陶瓷的元素、钛合金及不锈钢等金属及对这些材料进行预氧化处理而抑制其腐蚀的材料、对钛合金进行了氮化或碳化后的材料、Si3N4或SiC等的在高温水中稳定的氮化物及碳化物、碳素纤维等的碳素材料)构成，并且，形成褶裥状或中空形，具有抑制压差上升的0.45μm以下的细孔。
另外，现行的冷凝器，在日本是采用中空形状，但本实施例中，如上所述，也可采用具有与上述同等除去性能的、褶裥(プリ-ツ)状过滤器的冷凝器15。
另外，本实施例中，不进行燃料覆盖管表面以外的ZnFe2O4生成，并且极力抑制在燃料覆盖管表面上的ZnFe2O4的生成，这样，通过注入价格低的锌，可控制不锈钢的离子放射能的蓄积。
即，本实施例中，使原子反应堆2水中的锌浓度值，为ZnFe2O4的锌溶解度的5ppb以下，这样，在沸腾浓缩的燃料覆盖管表面以外，不生成ZnFe2O4。因此，不会由取入堆芯构造材料的Zn生成Zn-65。
另外，为了抑制铁量，可使燃料覆盖管表面的沸腾浓缩值最小，所以，也可抑制因ZnO的生成和ZnFe2O4的生成而产生Zn-65。在0.04ppb的情形下，为国内BWR设备的给水铁量的1/10，为美国BWR的1/50，在燃料覆盖管表面生成的Zn-65量，即使采用天然锌时，也只是与美国设备中采用减低Zn-64的高价锌时相同程度的生成量(Zn-64的减低率，为天然的1/10至1/50)。图4中，包括锌的方案，以给水铁浓度作为参数，来表示离子和粒子状线源的辐照减低效果。另外，给水铁浓度值为0.04ppb，注入锌时，辐照为1/10。
另外，本实施例中，原子反应堆2的堆芯构造材料所用的材料的钴含有率为0.01％以下。
即，在极力抑制带入铁的条件下，从燃料片等的堆芯构造材料所用的材料中，作为离子直接放出到反应堆水中的比例，约占全发生量的2/3。这些材料的钴含有率规格值为0.05％以下，实际值为0.03％。因此，本实施例中，通过将规格值定为0.01％以下，可将反应堆水的离子Co-60浓度大体减半。
另外，本实施例中，把设置在原子反应堆2的一次系统中的涡轮机翼和大口径阀的Co合金，变更为Ni合金，可减低钴发生量，将给水铁浓度值定为0.01ppb，可使辐照为1/50以下。
如上所述，根据本发明，可同时大幅度地减低反应堆水内的离子和粒子状物质产生的钴放射能浓度，可减低朝堆芯外表面转移的钴放射能的转移量。这样，可减少定期检查的辐照和为使放射性废弃物为零所化费的放射性管理费用，同时提高作业效率，缩短作业期间。