原子能设备的运转方法 【技术领域】
本发明涉及新建设的原子反应堆的运转方法。背景技术 为了减少数年～数十年运转的原子能设备的辐射 ( 被ばく )， 作为对策是在原子 反应堆临界后向原子反应堆的冷却材料进行锌注入。例如专利文献 1 就公开有 ： 在从原子 反应堆的一次冷却材料所接触的一次冷却系统配管的内面形成有氧化被膜的状态开始， 就 向一次冷却材料注入锌的技术。
专利文献 1 ： 特开平 2-13894 号公报
原子能设备优选尽可能地减少辐射， 且被要求进一步减少辐射。
发明内容 本发明是鉴于上述情况而开发的， 目的是更减少原子能设备中的辐射。
为了解决上述课题而达到目的， 本发明原子能设备的运转方法在原子反应堆建设 后的温态功能试验实行中， 向存在于所述原子反应堆一次冷却系统的冷却材料注入锌。
这样， 本发明原子能设备的运转方法在温态功能试验中注入锌。由于在温态功能 试验中一次冷却系统 ( 主要是一次冷却材料 ) 初次成为输出运转温度 ( 约 300℃ )， 所以在 原子反应堆的冷却材料 ( 一次冷却系统 ) 所通过的配管内面、 蒸汽发生器导热管和水室的 内面、 冷却材料所接触的反应堆内结构物等的表面还没形成有氧化被膜的状态下， 注入锌。 由此， 在氧化膜生长的同时而锌进入氧化膜， 有效地发挥锌的抑制腐蚀的作用。其结果是， 在原子反应堆临界前能够抑制辐射线源即 Co-58 的母体元素 Ni 向冷却材料中析出 ( 溶け 出す )， 因此， 辐射线源即 Co-58 的发生量被减少。且利用锌进入氧化被膜来抑制辐射线源 即 Co-58 进入氧化被膜。通过这些作用而能够得到进一步减少辐射的效果。
作为本发明希望的形态， 在所述原子能设备的运转方法中， 优选在所述冷却材料 的温度成为规定温度 ( 例如 60℃～ 90℃ ) 以上时向所述冷却材料注入所述锌。由于在冷 却材料温度低的情况下几乎不生成氧化被膜， 所以即使注入锌， 进入氧化被膜的比例也低， 被脱盐塔除去的锌的比例变大， 但由于利用上述结构而从形成氧化被膜开始就供给锌， 所 以能够使锌更有效地进入氧化被膜。其结果是可得到能够抑制锌过度消费的效果。
作为本发明希望的形态， 所述原子能设备的运转方法中， 在所述冷却材料所包含 的所述锌的浓度比预先决定的规定值小的情况下， 优选把所述锌的注入速度比以前增大。 由此， 能够避免锌的注入量不足， 有效地使锌进入氧化膜。
作为本发明希望的形态， 所述原子能设备的运转方法中， 优选所述锌注入前期的 所述锌注入速度的增加量比所述锌注入后期的所述锌注入速度的增加量大。由此， 能够把 冷却材料中的锌浓度维持在与氧化被膜的生成速度和氧化被膜的锌进入量相应适当的值。
作为本发明希望的形态， 所述原子能设备的运转方法中， 在所述冷却材料中所包 含的所述锌的浓度是预先决定的规定值以上的情况下， 优选把所述锌的注入速度比以前减
小。由此， 能够抑制锌的过度供给。
作为本发明希望的形态， 所述原子能设备的运转方法中， 优选所述锌注入后期的 所述锌注入速度的减少率比所述锌注入前期的所述锌注入速度的减少率大。由此， 能够把 冷却材料中的锌浓度维持在与氧化被膜的生成速度和氧化被膜的锌进入量相应适当的值。
作为本发明希望的形态， 所述原子能设备的运转方法中， 优选若停止所述冷却材 料的加热， 则停止所述锌向所述冷却材料的注入。由此， 能够抑制锌的过度供给， 减少锌的 消费量。
作为本发明希望的形态， 所述原子能设备的运转方法中， 优选在所述锌注入前期 向所述冷却材料注入的所述锌的量比在所述锌注入后期向所述冷却材料注入的所述锌的 量大。由此， 能够把冷却材料中的锌浓度维持在与氧化被膜的生成速度和氧化被膜的锌进 入量相应适当的值。
本发明能够减少原子能设备的辐射。 附图说明
图 1 是表示原子能设备的模式图 ； 图 2 是表示对于 TT690 材料的锌注入量与 pH7.3 的腐蚀量关系的图 ； 图 3 是表示 TT690 材料腐蚀量时效变化的图 ； 图 4 是表示本实施例原子能设备运转方法顺序的流程图 ； 图 5 是本实施例原子能设备运转方法的时序图 ； 图 6 是本实施例变形例原子能设备运转方法的时序图。 符号说明 1 原子能设备 1W 容纳容器 2 原子反应堆 2C 核燃料 3 蒸汽发生器 3T 导热管 4 加压器 5 一次冷却材料泵 6A 一次冷却材料第一供给通路 6B 一次冷却材料第二供给通路 6C 一次冷却材料回收通路 7S 蒸汽供给通路 7R 二次冷却材料回收通路 8 汽轮机 9 冷凝器 10 发电机 11 再生热交换器 12 非再生热交换器 13A 一次冷却材料取出通路 13B、 13C、 13D 一次冷却材料通路 13E、 13F 一次冷却材料返回通路 14 体积控制罐 15 填充泵 16 脱盐塔 20 锌注入装置 21 锌罐 22 锌注入泵 23 流量调整阀 24 锌供给通路 25 锌注入通路 26 开关阀 28 流量计 29 一次冷却材料采样点具体实施方式
以下， 一边参照附图一边详细说明本发明。 但以下的说明并不限定本发明。 以下说 明的结构元件包含有能够容易被业内人士估计到的、 实质上同一的、 所谓均等范围的内容。
图 1 是表示原子能设备的模式图。本实施例具有特点的点在于 ： 原子反应堆建设 后在原子反应堆的冷却系统 (PWR 的一次冷却系统 ) 初次向接近输出运转温度升温时 (PWR的温态功能试验实行中 )， 向存在于所述冷却系统的冷却材料 (PWR 的一次冷却材料 ) 注入 锌 (Zn)。
本实施例中， 原子能设备 1 是原子能发电设备。构成原子能设备 1 的原子反应堆 2 是 PWR(Pressurize Water Reactor ： 加压水型原子反应堆 )。本实施例原子能设备的运 转方法特别适合于在原子反应堆成为初临界前进行一次冷却系统成为接近输出运转温度 的温态功能试验的所需要的 PWR。
原子能设备 1 在容纳容器 1W 内配置有 ： 原子反应堆 2、 蒸汽发生器 3、 加压器 4、 一 次冷却材料泵 5、 再生热交换器 11。在容纳容器 1W 外配置有 ： 汽轮机 8、 冷凝器 9 和发电机 10。另外， 原子反应堆 2 在压力容器内部配置有核燃料 2C。且在所述压力容器内部充满一 次冷却材料 ( 与冷却水相当， 例如使用轻水 )c1。一次冷却材料泵 5 与原子反应堆 2 由一次 冷却材料第一供给通路 6A 连接， 原子反应堆 2 与蒸汽发生器 3 由一次冷却材料第二供给通 路 6B 连接， 蒸汽发生器 3 与一次冷却材料泵 5 由一次冷却材料回收通路 6C 连接。
利用这种结构， 使从一次冷却材料泵 5 排出的一次冷却材料 C1 通过一次冷却材料 第一供给通路 6A 而向原子反应堆 2 的压力容器内供给。且利用配置在压力容器内部的核 燃料 2C 核分裂反应所产生的热能来加热一次冷却材料 C1。 被加热了的一次冷却材料 C1 通 过一次冷却材料第二供给通路 6B 而向蒸汽发生器 3 供给。且一次冷却材料 C1 在通过蒸汽 发生器 3 的导热管 3T 后从蒸汽发生器 3 流出， 通过一次冷却材料回收通路 6C 向一次冷却 材料泵 5 返回， 并再次从一次冷却材料第一供给通路 6A 而向原子反应堆 2 的压力容器内吐 出。
蒸汽发生器 3 具备有多个上述的导热管 3T， 利用在导热管 3T 内流动的一次冷却材 料 C1 而把在导热管 3T 外的二次冷却材料 C2 加热沸腾， 生成二次冷却材料 C2 的高温高压 蒸汽。蒸汽发生器 3 与汽轮机 8 由蒸汽供给通路 7S 连接， 冷凝器 9 与蒸汽发生器 3 由二次 冷却材料回收通路 7R 连接。由此， 在蒸汽发生器 3 生成的二次冷却材料 C2 的高温高压蒸 汽通过蒸汽供给通路 7S 而向汽轮机 8 供给并驱动之。通过与汽轮机 8 的驱动轴连结的发 电机 10 来产生电力。驱动汽轮机 8 后的二次冷却材料 C2 在冷凝器 9 成为液体， 通过二次 冷却材料回收通路 7R 被再次向蒸汽发生器 3 送出。
原子反应堆 2 是加压水型原子反应堆， 加压器 4 与一次冷却材料第二供给通路 6B 连接。且加压器 4 向一次冷却材料第二供给通路 6B 内的一次冷却材料 C1 给予压力。利用 这种结构， 即使一次冷却材料 C1 被核燃料 2C 核分裂反应所产生的热能加热也不沸腾， 以液 相状态在原子反应堆 2 及其冷却系统循环。在此， 原子反应堆 2 的冷却系统是由一次冷却 材料泵 5、 一次冷却材料第一供给通路 6A、 一次冷却材料第二供给通路 6B、 蒸汽发生器 3、 一 次冷却材料回收通路 6C 所构成的一次冷却材料 C1 进行流动的系统。
为了把一次冷却材料 C1 所包含的杂质除去而设置有脱盐塔 16。 脱盐塔 16 包括第 一脱盐塔 16A 和第二脱盐塔 16B， 被设置在容纳容器 1W 的外侧。第一脱盐塔 16A 是冷却材 料温床式脱盐塔， 第二脱盐塔 16B 是冷却材料阳离子脱盐塔。把从一次冷却材料泵 5 的入 口侧 ( 上游侧 ) 取出的一次冷却材料 C1 从原子反应堆 2 的冷却系统向脱盐塔 16 供给以实 施脱盐处理， 脱盐后的一次冷却材料 C1 向一次冷却材料泵 5 的出口侧 ( 下游侧 ) 返回。
一次冷却材料 C1 的脱盐处理系包括有 ： 一次冷却材料取出通路 13A、 再生热交换 器 11、 一次冷却材料通路 13B、 非再生热交换器 12、 一次冷却材料通路 13C、 脱盐塔 16、 一次冷却材料通路 13D、 体积控制罐 14、 一次冷却材料返回通路 13E、 13F。第一冷却材料取出通 路 13A 连接构成原子反应堆 2 冷却系统的一次冷却材料回收通路 6C 与再生热交换器 11。 再生热交换器 11 与非再生热交换器 12 由一次冷却材料通路 13B 连接， 另外， 非再生热交换 器 12 与脱盐塔 16 由一次冷却材料通路 13C 连接。
脱盐塔 16 与体积控制罐 14 由一次冷却材料通路 13D 连接， 体积控制罐 14 与再生 热交换器 11 由一次冷却材料返回通路 13E 连接。再生热交换器 11 与一次冷却材料第一供 给通路 6A 由一次冷却材料返回通路 13F 连接。在一次冷却材料返回通路 13E 设置有填充 泵 15。
一次冷却材料 C1 被从一次冷却材料取出通路 13A 即一次冷却材料泵 5 的入口侧 ( 上游侧 ) 取出。从原子反应堆 2 的冷却系统取出的一次冷却材料 C1 被向再生热交换器 11 引导后， 通过一次冷却材料通路 13B、 非再生热交换器 12、 一次冷却材料通路 13C 而向脱 盐塔 16 引导， 在此， 进行脱盐处理。被脱盐处理的一次冷却材料 C1 通过一次冷却材料通路 13D 而被向体积控制罐 14 临时储存， 然后通过设置在一次冷却材料返回通路 13E 的填充泵 15 而向再生热交换器 11 送出。通过了再生热交换器 11 的一次冷却材料 C1 通过一次冷却 材料返回通路 13F 而返回到一次冷却材料第一供给通路 6A 即一次冷却材料泵 5 的出口侧 ( 下游侧 )。 通过向一次冷却材料 C1 注入锌而能够谋求减少辐射。 这被认为有下面的理由。 利 用锌比 Co 容易进入氧化被膜而把在构成一次冷却系统的配管 ( 例如导热管 3T 和一次冷却 材料第一供给通路 6A 等， 以下叫做一次冷却系统配管 ) 内面形成的氧化被膜中的 Co 置换 成锌， 由此来抑制成为辐射线源的 Co-58 向氧化被膜进入， 谋求减少辐射。
另外， 原子反应堆 2 中， 从蒸汽发生器 3 的与一次冷却材料 C1 接触部分的表面 有成为辐射线源的放射性核籽 Co-58 的母体元素即镍 (Ni) 向一次冷却材料 C1 析出， 由 于核燃料 2C 核分裂反应所产生的放射线使一次冷却材料 C1 中的 Ni 被放射化而成为钴 58(Co-58)。向一次冷却材料 C1 注入的锌通过进入到在母材 ( 导热管 3T 等 ) 表面形成的 氧化被膜而具有使母材难于通过氧化被膜的作用。
即通过注入锌而能够得到原子反应堆 2 一次冷却系统配管的抑制腐蚀效果。利用 该锌的抑制腐蚀效果， 通过向一次冷却材料 C1 注入锌而能够减少蒸汽发生器 3 的与一次冷 却材料 C1 接触部分的母材所包含的 Ni 通过氧化被膜向一次冷却材料 C1 析出的量。其结 果是由于能够减少在一次冷却材料 C1 中存在的成为辐射线源的 Co-58 的母体元素即镍 Ni 的量而能够得到减少辐射效果。
本实施例为了向一次冷却材料 C1 注入锌而具备有锌注入装置 20。 本实施例中， 把 锌以贫化醋酸锌 (DZA ： Depleted Zinc Acetate) 的形态从构成一次冷却材料 C1 脱盐处理 系的体积控制罐 14 与填充泵 15 之间向一次冷却材料 C1 注入。
锌注入装置 20 具备 ： 锌罐 21、 锌注入机构即锌注入泵 22、 连接锌罐 21 与锌注入泵 22 的锌供给通路 24 和设置在锌供给通路 24 的流量调整阀 23。贫化醋酸锌是液体， 被贮存 在锌罐 21。利用流量调整阀 23 来调整锌的注入速度。也可以通过控制锌注入泵 22 来调整 锌的注入速度。本实施例使用锌注入泵 22 和流量调整阀 23 的至少一个来调整锌的注入速 度。
锌注入泵 22 与一次冷却材料返回通路 13E 由锌注入通路 25 连接。在锌注入通路
25 设置有开关阀 26。开关阀 26 在需要注入锌时打开， 在不需要注入锌时则关闭。且在锌 注入通路 25 设置有测量向一次冷却材料 C1 注入的锌的流量的流量计 28。由此， 能够测量 向一次冷却材料 C1 注入的锌的流量。而且在构成一次冷却材料 C1 脱盐处理系的一次冷却 材料通路 13C 设置有测量一次冷却材料 C1 中锌浓度的一次冷却材料采样点 29。由此来测 定一次冷却材料 C1 所含有的锌的浓度。锌注入泵 22、 流量调整阀 23、 开关阀 26 例如由作 业员的手动操作来控制各自的动作。另外， 流量计 28 所测量的锌流量和一次冷却材料采样 点 29 所测定的锌浓度被本实施例原子能设备的运转方法使用。
在向一次冷却材料 C1 注入锌时， 为了能够以设定的注入速度注入锌而设定有流 量调整阀 23 的开度和锌注入泵 22 的驱动条件。于是在手动操作打开开关阀 26 的同时， 把 流量调整阀 23 调整成设定的开度， 且以设定的驱动条件来驱动锌注入泵 22。由此， 锌罐 21 内的贫化醋酸锌通过锌供给通路 24 和锌注入通路 25 而被向一次冷却材料返回通路 13E 内 的一次冷却材料 C1 注入。
这样， 从体积控制罐 14 与填充泵 15 之间向一次冷却材料 C1 注入的锌被填充泵 15 与一次冷却材料 C1 一起向再生热交换器 11 送出。所述锌和一次冷却材料 C1 通过一次 冷却材料返回通路 13F 而向一次冷却材料第一供给通路 6A 即一次冷却材料泵 5 的出口侧 ( 下游侧 ) 流入后， 达到原子反应堆 2 的整个冷却系统。这样就把锌向存在于原子反应堆 2 冷却系统的一次冷却材料 C1 供给。 当原子能设备 1 被新建设， 在原子反应堆 2 内装填核燃料 2C 而在达到初临界前， 为了确认原子能设备 1 的功能而要实行冷态功能试验和温态功能试验。冷态功能试验是在 常温常压下实行， 温态功能试验是在高温高压下实行。 温态功能试验是 PWR 特有的试验。 冷 态功能试验是对于安全注入系、 废弃物处理系、 电源系等所有的系统， 对于系统的结构和流 量等而尽可能地模拟设备的运转状态， 实行联锁试验、 警报试验、 系统运转试验、 流量调整 试验等， 确认系统按照其目的发挥功能的情况。
温态功能试验是向原子反应堆 2 装填核燃料 2C 前的试验， 实行一次冷却系统设 备的耐压试验， 在实行具备升温升压系统的健全性确认后， 通过一次冷却材料泵 5 的运转 等而使一次冷却系统达到高温高压 ( 例如一次冷却材料的温度是 286℃， 一次冷却材料的 压力是 15.4MPa)， 实行加压器 4 的水位控制、 压力控制、 安全阀等试验和一次冷却系统的热 膨胀测定试验等， 进行高温高压状态下的机器安装状态和动作确认。温态功能试验还使用 蒸汽发生器 3 产生的蒸汽来实行汽轮机 8 的旋转上升试验。温态功能试验是在原子能设备 1( 包括原子反应堆 2) 建设后原子反应堆 2 的一次冷却系统初次向接近输出运转温度升温。 在温态功能试验后向原子反应堆 2 装填核燃料 2C， 然后经过临界前试验、 零输出反应堆物 理试验、 输出上升试验来确认原子能设备 1 的安全运转性能， 向营业运转转移。
在原子反应堆 2 达到初临界后， 原子反应堆 2 的一次冷却系统已经暴露在高温高 压的一次冷却材料 C1 下， 在一次冷却系统配管的内面被形成氧化被膜。由于以前在初临界 后向一次冷却材料注入了锌， 所以在一次冷却系统配管的内面以形成有氧化被膜的状态被 注入锌。本实施例中， 在原子反应堆 2 的一次冷却系统配管 ( 至少蒸汽发生器 3 的导热管 3T) 使用 TT690 材料。TT690 材料是把镍铬铁耐热耐蚀合金 ( インコネル )(Ni 基合金 )690 材料实施热处理， Ni 被包含 60％左右。
在 PWR 反应堆运转条件温度 (300℃左右 ) 的轻水 ( 一次冷却材料 ) 中， 从 TT690
材料没形成氧化被膜的状态以锌浓度 10ppb(parts per billion ： 十亿分之一 ) 的条件注 入锌情况与没形成氧化被膜的 TT690 材料不注入锌的情况比较， 能够得到 10000 小时减少 约 20％～ 40％左右腐蚀量的结果。如上所述， TT690 材料是包含 60％左右 Ni 的合金， 由 于上述减少腐蚀量的效果而能够减少由腐蚀而从 TT690 材料释放的 Ni 生成的放射性核籽 Co-58 的发生量。
下面说明， 在 PWR 反应堆运转条件温度 (300℃左右 ) 的轻水 ( 一次冷却材料 ) 中， 向没形成氧化被膜的 TT690 材料以锌浓度 10ppb 的条件注入锌并经过了 2000 小时的情况 与在 PWR 反应堆运转条件温度 (300℃左右 ) 的轻水 ( 一次冷却材料 ) 中， 把没形成氧化被 膜的 TT690 材料暴露 1000 小时后以锌浓度 10ppb 的条件注入锌并经过了 2000 小时的情况 的比较试验。在该比较试验中， 只要比较从经过了 2000 小时后的腐蚀量减去经过了 1000 小时后的腐蚀量的在各自试验条件下的值， 就能够把在没形成氧化被膜的状态下， 实行注 入锌的情况和从已经形成了氧化被膜的状态实行注入锌的情况进行比较。
把在 PWR 反应堆运转条件温度 (300℃左右 ) 的轻水 ( 一次冷却材料 ) 中， 向没形 成氧化被膜的 TT690 材料以锌浓度 10ppb 的条件注入锌的状态并经过了 1000 小时后的腐 蚀量作为 Q1、 把经过了 2000 小时后的腐蚀量作为 Q2。在 PWR 反应堆运转条件温度 (300℃ 左右 ) 的轻水 ( 一次冷却材料 ) 中， 把没形成氧化被膜的 TT690 材料暴露 1000 小时后时的 腐蚀量作为 Q3、 把然后以锌浓度 10ppb 的条件注入锌的状态并经过了 1000 小时后的腐蚀量 作为 Q4。 图 2 是表示对于 TT690 材料的锌注入量与 pH7.3 的腐蚀量关系的图。图 2 表示在 pH7.3 的水中把 TT690 材料合计浸渍 2000 小时的腐蚀试验的结果。图 3 是表示 TT690 材料 腐蚀量时效变化的图。是在没注入锌的条件下腐蚀试验 2000 小时的 (Zn 0ppb 2000h)、 是 在最初的 1000 小时没注入锌而腐蚀试验后在接着的 1000 小时以 10ppb 的锌条件腐蚀试验 2000 小时的 (0ppb 1000h+10ppb 1000h)、 以 10ppb 的锌条件腐蚀试验 2000 小时的 (10ppb 2000h)。从其结果看， 虽然少， 但以 2000 小时锌注入条件进行腐蚀试验的 TT690 材料的腐 蚀量比没有锌注入条件的腐蚀量降低。对此， 在最初的 1000 小时以没注入锌的条件腐蚀试 验后在接着的 2000 小时以 10ppb 的锌注入条件腐蚀试验时的腐蚀量与没注入锌条件的是 同程度。从其结果看， 认为即使是耐腐蚀性高的 TT690 材料， 也是从最初注入锌的方法能够 减少腐蚀量。
在没形成氧化被膜的状态就实行注入锌的情况比从已经形成氧化被膜的状态实 行注入锌的情况腐蚀量减少。即只要在没形成氧化被膜的状态就实行注入锌， 则由腐蚀而 从 TT690 材料释放的 Ni 的量就比从已经形成氧化被膜的状态实行注入锌的情况能够减少。 其结果是从 Ni 生成的放射性核籽 Co-58 的发生量减少， 能够减少辐射。
之所以向没形成氧化被膜的 TT690 材料注入锌的情况比在注入锌前形成有氧化 被膜的 TT690 材料注入锌的情况而减少腐蚀量的效果大， 认为有下面的理由。以没形成氧 化被膜的状态被暴露于高温轻水 ( 一次冷却材料 ) 的 TT690 材料随着时间的经过而在表面 形成氧化被膜， 但在该氧化被膜生长的同时被注入锌， 锌有效地进入氧化被膜， 认为从氧化 被膜的生长初期就能够得到锌的抑制腐蚀量效果。由此， 能够抑制通过氧化被膜而向轻水 中析出的 Ni 的量。另一方面， 注入锌前而在 TT690 材料的表面形成有氧化被膜的情况下， 锌进入氧化被膜中的效率降低， 认为不能充分得到注入锌的抑制腐蚀量效果。
本发明的发明者们锐意研究的结果是发现了上述见解， 根据该见解， 包含在与一 次冷却材料 C1 接触的部分使用 TT690 材料的部件的一次冷却系统配管中， 设定从没形成氧 化被膜的状态就向一次冷却系统配管的内面注入锌。即在氧化被膜生长时就被注入锌。由 此， TT690 材料的腐蚀量被减少， Co-58 的发生量减少， 能够减少辐射。
TT690 材料即使在没形成氧化被膜的情况下被注入锌， 即在氧化被膜生长时被注 入锌， 被确认也不会发生以一次冷却材料的水质为起因的应力腐蚀裂纹。对于 MA600 材料 ( 对镍铬铁合金材料实施被叫做压轧退火 ( ミルアニ一ル ) 热处理的材料 )， 也能够得到从 没形成氧化被膜的状态就向一次冷却系统配管的内面注入锌的减少腐蚀量的效果。 下面说 明本实施例原子能设备运转方法的顺序。
图 4 是表示本实施例原子能设备运转方法顺序的流程图。图 5 是本实施例原子能 设备运转方法的时序图。 本实施例原子能设备的运转方法是冷态功能试验后在温态功能试 验中被实行。本实施例中， 把步骤 S103 之前作为注入锌的初期， 把步骤 S104 ～步骤 S109 作为注入锌的前期， 把步骤 S110 ～步骤 S115 作为注入锌的后期。
注入锌的前期是在温态功能试验的整个期间中从试验开始到大约一半的期间。 注 入锌的后期是从注入锌的前期结束时开始到温态功能试验结束的期间。 注入锌的初期是在 注入锌的前期中从注入锌开始数小时之间以一定的注入速度注入锌的期间。
当温态功能试验开始， 则一次冷却材料 C1 被加热升温。在步骤 S101 中， 判断一次 冷却材料 C1 的温度 ( 冷却材料温度 )T 是否在预定的注入锌开始温度 Ts 以上。 且在 T ≥ Ts 的时刻点开始运转。注入锌开始温度 Ts 是在 TT690 材料构成的一次冷却配管内面开始形 成氧化被膜的温度。注入锌开始温度 Ts 例如是 60℃以上 90℃以下， 优选是 80℃。
也可以从一次冷却材料 C1 是常温 Tb 时就注入锌， 但若一次冷却材料 C1 不升温到 某程度的温度， 则在一次冷却配管的内面就几乎不形成氧化被膜。 因此， 在一次冷却材料 C1 升温到某程度的温度之前即使注入锌， 由于几乎不存在其进入的氧化被膜， 所以这部分就 浪费了。如本实施例这样， 在一次冷却材料 C1 升温某程度后注入锌， 由于能够抑制锌的过 度消费而被优选。至少优选在一次冷却材料 C1 开始加热的同时注入锌。
在步骤 S101 判断 No 的情况下， 即， 判断 T ＜ Ts 时， 则待机到 T ≥ Ts。在步骤 S101 判断 Yes 的情况下， 即， 判断 T ≥ Ts 时， 则向步骤 S102 前进， 在打开开关阀 26 的同时调整 流量调整阀 23 的开度， 驱动锌注入泵 22( 图 5 的 t ＝ t0)。这时， 设定锌注入泵 22 的驱动 条件和流量调整阀 23 的开度， 以按照注入速度 Vn ＝ V1 来注入锌 ( 贫化醋酸锌 )。
在此， 注入速度 V 所附属的下标 n 的意思是现时刻点的注入速度。在注入速度 V 变更的情况下， 变更后的注入速度是 Vn， 变更前的注入速度就成为 Vn-1。在以图 1 所示的填 3 充泵 15 每一小时使 R(m ) 的一次冷却材料 C1 向原子反应堆 2 的一次冷却系统流入为前提 时， 注入速度 Vn 是每一小时向原子反应堆 2 的一次冷却系统注入的锌的质量 m(g)。锌的质 量 m 根据锌罐 21 内锌的浓度 Dt 和从锌注入通路 25 向一次冷却材料返回通路 13E 供给的 锌的体积 Rs 来求。向一次冷却材料返回通路 13E 供给的锌的体积 Rs 能够从流量计 28 来 求。
本实施例中， 步骤 S102 的注入速度 Vn 是温态功能试验中注入锌时初期最大的注 入速度 ( 最大注入速度 )Vmax1 的 1/2。最大注入速度 Vmax1 要根据在填充线 ( 一次冷却材 料返回通路 13E) 锌不析出的温度 (40ppb) 来决定。从开始注入锌的时刻点 ( 图 5 的 t ＝ t0) 数小时之间 ( 到 t ＝ t1) 维持注入速度 Vn ＝ Vmax1/2。在刚开始注入锌后， 在构成一次冷却配管的 TT690 材料表面所形成的氧化 被膜的锌进入量比较大， 但一次冷却材料 C1 的锌浓度低。因此， 在刚开始注入锌后， 优选使 一次冷却材料 C1 的锌浓度快速上升到目标值， 但若以最大注入速度 Vmax1 来注入锌， 则有 可能在早期就超过一次冷却材料 C1 的锌浓度目标值， 担心难于控制锌浓度。因此， 从开始 注入锌的时刻点数小时之间 ( 注入锌的初期 ) 以注入速度 Vn ＝ Vmax1/2 来注入锌。
向步骤 S103 前进， 判断开始注入锌后所经过的时间 ( 注入时间 )t 是否是 t1 以 下。t1 是以注入速度 Vn ＝ Vmax1/2 进行注入的时间， 例如是 6 小时左右。在步骤 S103 判 断 Yes 的情况下， 即判断 t ≤ t1 时， 由于没有经过以注入速度 Vn ＝ Vmax1/2 进行注入的时 间， 所以直到锌到 t ＞ t1， 以注入速度 Vn ＝ Vmax1/2 注入。
在步骤 S103 判断 No 的情况下， 即， 判断 t ＞ t1 时， 由于经过了以注入速度 Vn ＝ Vmax1/2 进行注入的时间， 所以向步骤 S104 前进。在步骤 S104 以后 ( 图 5 的 t ＝ t1 以 后 )， 即， 在注入锌的前期中， 为了使一次冷却材料 C1 的锌浓度 D_zn 成为一次冷却材料 C1 锌浓度的目标值 Da， 保持注入速度 Vn 地来运转。
在步骤 S104 判断被图 1 所示一次冷却材料采样点 29 所测定的一次冷却材料 C1 的 锌浓度 D_zn 是否比目标值 Da 小。在步骤 S104 判断 Yes 的情况下， 即判断 D_zn ＜ Da 时， 是现时刻点的锌浓度 D_zn 没到达目标值 Da。由于在注入锌的前期在构成一次冷却配管的 TT690 材料表面所形成的氧化被膜的锌进入量比较大， 所以 D_zn ＜ Da 时就能够判断向氧化 被膜的锌的进入是没追上的状态。因此， 向步骤 S105 前进， 使注入速度 Vn 比以前的注入速 度 Vn-1 增加 ΔV1 部分。即成为 Vn ＝ Vn-1+ΔV1。在此， ΔV1 是前期注入速度增加部分， 本实 施例中， ΔV1 是 Vmax1/4 ＝ V1/2。
接着向步骤 S106 前进， 比较注入速度 Vn 与最大注入速度 Vmax1。这是为了使注入 速度 Vn 不要超过最大注入速度 Vmax1。在步骤 S106 判断 Yes 的情况下， 即判断 Vn ≤ Vmax1 时， 则以在步骤 S105 设定的注入速度 Vn 来注入锌， 且向步骤 S109 前进。在步骤 S106 判 断 No 的情况下， 即判断 Vn ＞ Vmax1 时， 则在步骤 S107 把注入速度 Vn 设定成最大注入速度 Vmax1 地注入锌， 且向步骤 S109 前进。
在步骤 S109 判断注入时间 t 是否是 t3( 参照图 5) 以下。由此来判断注入锌的前 期是否结束。t3 是用于判断注入锌的前期是否结束的界限值， 本实施例中是从开始注入锌 ( 图 5 的 t ＝ t0) 的 350 小时。
在步骤 S109 判断 Yes 的情况下， 即， 判断 t ≤ t3 时， 由于注入锌的前期尚未结束， 所以向步骤 S104 返回， 反复步骤 S104 以后的顺序。在步骤 S109 判断 No 的情况下， 即， 判 断 t ＞ t3 时， 由于注入锌的前期结束， 所以向步骤 S110 前进。下面返回到步骤 S104 来说 明。
在步骤 S104 判断 No 的情况下， 即， 判断 Da ≥ D_zn 时 ( 图 5 的 t ＝ t2)， 是现时刻 点的锌浓度 D_zn 到达了目标值 Da 或超过目标值 Da。这时则向步骤 S108 前进， 使注入速度 Vn 比以前的注入速度 Vn-1 减少。减少的方法是从以前的注入速度 Vn-1 减去与现时刻点锌浓 度 D_zn 与目标值 Da 的差的部分 (D_zn-Da) 相当的注入速度即 ΔV2×(D_zn-Da)。即， 成为 注入速度 Vn ＝ Vn-1-ΔV2×(D_zn-Da)。在此， ΔV2 是把现时刻点锌浓度 D_zn 与目标值 Da 的差的部分换算成注入速度的系数。例如， 以每一小时使 27m3(27m3/h) 的一次冷却材料 C1 向原子反应堆 2 的一次冷却 系统流入为前提时， 与一次冷却材料 C1 的锌浓度 1ppb 相当的注入速度 Vn 是 0.027g/h(1 小 时 )。这时， ΔV2 ＝ 0.027g/h。
通过这样从以前的注入速度 Vn-1 减去与现时刻点锌浓度 D_zn 与目标值 Da 的差的 部分相当的注入速度 ΔV2×(D_zn-Da)， 能够使一次冷却材料 C1 的锌浓度迅速变成目标值 Da。在步骤 S108 以设定的注入速度 Vn 注入锌， 向步骤 S109 前进。例如， 在步骤 S109 判断 Yes 的情况下， 向步骤 S104 返回， 但这时若步骤 S104 判断 Yes， 则使注入速度 Vn 比以前的 注入速度 Vn-1 增加 ΔV1 部分 ( 图 5 的 t ＝ t-f1)。反复步骤 S104 ～步骤 S108 直到在步骤 S109 判断 No。下面说明步骤 S110 以后的顺序。
步骤 S110 实行在步骤 S109 判断 No 的情况。即在注入锌的前期结束后实行。步 骤 S110 以后是注入锌的后期。在步骤 S110 以后 ( 图 4 的 t ＝ t3 以后 ) 即注入锌的后期， 也控制注入速度 Vn， 以使一次冷却材料 C1 的锌浓度 D_zn 成为一次冷却材料 C1 锌浓度的目 标值 Da。
在步骤 S110 判断从图 1 所示一次冷却材料采样点 29 所取得的一次冷却材料 C1 的锌浓度 D_zn 是否比目标值 Da 小。在步骤 S110 判断 Yes 的情况下， 即判断 D_zn ＜ Da 时， 是现时刻点的锌浓度 D_zn 没到达目标值 Da。这时， 由于能够判断向氧化被膜的锌的进 入是没追上的状态， 所以向步骤 S111 前进， 使注入速度 Vn 比以前的注入速度 Vn-1 增加 ΔV3 部分。即成为 Vn ＝ Vn-1+ΔV3。在此， ΔV3 是后期注入速度增加部分， 本实施例中， ΔV3 是 Vmax1/8 ＝ V1/4。
在 此， 注 入 锌 前 期 的 锌 注 入 速 度 增 加 量 即 前 期 注 入 速 度 增 加 部 分 ΔV1 是 Vmax1/4， 比注入锌后期的锌注入速度增加量即后期注入速度增加部分 ΔV3 大。在注入锌 后期， 在构成一次冷却配管的 TT690 材料表面所形成的氧化被膜的锌进入在进行， 而氧化 被膜的生长速度也比注入锌的前期降低。因此， 使后期注入速度增加部分 ΔV3 比前期注入 速度增加部分 ΔV1 小， 避免一次冷却材料 C1 的锌浓度急剧上升。
接着向步骤 S112 前进， 比较注入速度 Vn 与后期最大注入速度 Vmax2。这是为了使 注入速度 Vn 不要超过后期最大注入速度 Vmax2。如上所述， 在注入锌的后期， 氧化被膜的生 长速度比注入锌的前期降低， 而氧化被膜的锌进入在进行。因此， 若注入速度 Vn 过度大， 则 有可能一次冷却材料 C1 的锌浓度 D_zn 超过目标值 Da。为了抑制这种情况， 在注入锌的后 期使后期最大注入速度 Vmax2 比最大注入速度 Vmax1 小。本实施例中是 Vmax2 ＝ Vmax1/2。
在步骤 S112 判断 Yes 的情况下， 即， 判断 Vn ≤ Vmax2 时， 则以在步骤 S111 设定的 注入速度 Vn 来注入锌， 且向步骤 S115 前进。在步骤 S112 判断 No 的情况下， 即， 判断 Vn ＞ Vmax2 时， 则在步骤 S113 把注入速度 Vn 设定成最大注入速度 Vmax2 并进行注入锌， 且向步 骤 S115 前进。
在步骤 S115 判断注入时间 t 是否是 t5( 参照图 4) 以下。由此来判断注入锌的后 期是否结束。t5 是用于判断注入锌的后期是否结束的界限值， 本实施例中是从开始注入锌 ( 图 4 的 t ＝ t0) 的 700 小时。注入锌的后期结束后， 初临界和原子能设备 1 的营业运转开 始后也被实行锌的注入。
在步骤 S115 判断 Yes 的情况下， 即， 判断 t ≤ t5 时， 由于注入锌的后期尚未结束， 所以向步骤 S110 返回， 反复步骤 S110 以后的顺序。在步骤 S115 判断 No 的情况下， 即， 判断 t ＞ t5 时， 由于注入锌的后期结束， 所以温态功能试验结束， 且本实施例原子能设备的运 转方法结束。通过温态功能试验结束而一次冷却材料 C1 的加热也停止， 随着一次冷却材料 C1 加热的停止而向一次冷却材料 C1 的注入锌也停止。由此， 抑制锌的过度消费。下面返回 到步骤 S110 来说明。
在步骤 S110 判断 No 的情况下， 即， 判断 D_zn ≥ Da 时 ( 图 5 的 t ＝ t4)， 是现时刻 点的锌浓度 D_zn 到达了目标值 Da 或超过目标值 Da。这时则向步骤 S114 前进， 使注入速度 Vn 比以前的注入速度 Vn-1 减少。减少的方法是从以前的注入速度 Vn-1 减去与现时刻点锌浓 度 D_zn 与目标值 Da 的差的部分 (D_zn-Da) 相当的注入速度即 2×ΔV2×(D_zn-Da)。即， 成为注入速度 Vn ＝ Vn-1-2×ΔV2×(D_zn-Da)。在此， ΔV2 是把现时刻点锌浓度 D_zn 与目 标值 Da 的差的部分换算成注入速度的系数， 其内容在上面叙述过， 所以省略说明。
通过这样从以前的注入速度 Vn-1 减去与现时刻点锌浓度 D_zn 与目标值 Da 的差的 部分相当的注入速度 2×ΔV2×(D_zn-Da)， 能够使一次冷却材料 C1 的锌浓度迅速变成目 标值 Da。在步骤 S114 以设定的注入速度 Vn 注入锌， 向步骤 S115 前进。例如， 在步骤 S115 判断 Yes 的情况下， 向步骤 S110 返回， 但这时若步骤 S110 判断 Yes， 则使注入速度 Vn 比以 前的注入速度 Vn-1 增加 ΔV1 部分 ( 图 5 的 t ＝ t-f2)。反复步骤 S110 ～步骤 S114 直到在 步骤 S115 判断 No。 本实施例中， 注入锌后期的锌注入速度减少率即现时刻点锌浓度 D_zn 与目标值 Da 的差的部分的系数 2×ΔV2， 比注入锌前期的锌注入速度减少率即现时刻点锌浓度 D_zn 与目标值 Da 的差的部分的系数 ΔV2 大。由于能够使锌浓度 D_zn 迅速降低， 所以避免一次 冷却材料 C1 的锌浓度急剧上升。
本实施例中， 在注入锌前期中， 锌注入速度增加量比注入锌后期的锌注入速度增 加量大。且注入锌后期的锌注入速度减少率比注入锌前期的锌注入速度减少率大。进而， 注入锌前期的锌注入速度的最大值比注入锌后期的锌注入速度的最大值大。由此， 在注入 锌的前期向一次冷却材料 C1 注入的锌的量比在注入锌的后期向一次冷却材料 C1 注入的锌 的量大。
其结果是， 在构成一次冷却配管的 TT690 材料表面所形成的氧化被膜的锌的进入 量大且氧化被膜的生长速度也大的注入锌的前期， 使更多的锌在一次冷却材料 C1 中存在， 能够使锌有效地进入氧化被膜。另一方面， 在构成一次冷却配管的 TT690 材料表面所形成 的氧化被膜的锌的进入在进行而氧化被膜的生长速度降低的注入锌的后期， 由于锌的供给 被抑制， 所以能够抑制锌的过度消费。
图 6 是本实施例变形例原子能设备运转方法的时序图。如上所述， 在注入锌的前 期 (t ＝ t2 ～ t3) 中， 氧化被膜的锌的进入量大且氧化被膜的生长速度也大， 但在注入锌的 后期 (t ＝ t4 ～ t5) 中， 氧化被膜的锌的进入在进行而氧化被膜的生长速度降低。因此， 在 注入锌的前期增大注入速度 V， 在注入锌的后期降低注入速度 V。
更具体说就是， 在注入锌的所述开始时 (t ＝ t2) 使注入速度 V 最大， 然后， 随着时 间 t 的进行即温态功能试验的进行而使注入速度 V 降低。其结果是在注入锌的前期向一次 冷却材料 C1 注入的锌的量比在注入锌的后期向一次冷却材料 C1 注入的锌的量大。 由此， 能 够把一次冷却材料 C1 中锌的浓度维持在与氧化被膜的生长速度和氧化被膜的锌进入量相 应的恰当的值。在图 6 所示的例中， 也是当停止一次冷却材料 C1 的加热 (t ＝ t1、 t3、 t5)，
则停止向一次冷却材料 C1 注入锌。t ＝ t0 ～ t ＝ t1 的期间相当于是注入锌的初期， 是逐 渐使注入速度上升的期间。
以上， 本实施例在原子反应堆建设后在原子反应堆的冷却系统 (PWR 的一次冷却 系统 ) 初次向接近输出运转温度升温时 (PWR 的温态功能试验实行中 )， 向存在于所述冷却 系统的冷却材料 (PWR 的一次冷却材料 ) 注入锌。即， 在原子反应堆的冷却材料所通过的配 管内面、 冷却材料所接触的反应堆内结构物和蒸汽发生器结构物等的表面没形成氧化被膜 的状态下， 注入锌。
由此， 利用锌的抑制腐蚀效果， 使临界前向冷却材料析出的 Ni( 辐射线源即 Co-58 的母体元素 ) 被抑制， 所以能够得到减少辐射效果。且利用锌进入氧化被膜而使辐射线源 即 Co-58 的进入氧化被膜被抑制， 所以能够得到减少辐射效果。利用这些减少辐射效果， 使 从事反应堆定期检查作业的人员的辐射计量当量至少降低 10％左右， 作为辐射计量而估计 至少降低约 20 人 -mSv。 在原子反应堆的冷却材料所通过的配管内面、 冷却材料所接触的反 应堆内结构物和蒸汽发生器结构物等由 TT690 材料构成的情况下， 本实施例原子能设备的 运转方法更适合。
如上， 本发明原子能设备的运转方法对于利用锌注入而减少辐射是有用的， 特别 适合具备加压水型反应堆的原子能设备。