JP2010072004A - 原子力プラント構造材料の応力腐食割れを緩和する方法 - Google Patents
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Abstract
【解決手段】沸騰水型原子力プラントの運転中に、沸騰水型原子力プラントの原子炉水中に、酸素又は過酸化水素と化学反応して原子炉水中の酸素又は過酸化水素の濃度を低減せしめる物質を注入し、沸騰水型原子力プラントの運転停止期間中に、沸騰水型原子力プラントの給水加熱器伝熱面に、2価の金属イオンと3価の鉄イオンからなるスピネル型構造の化合物の層を形成する。原子炉水への水素注入等を停止した場合であっても、原子炉水中のクロムイオン濃度の増大を抑制することができる。その結果、電気伝導率の上を抑制することができ、ひいては応力腐食割れに対する感受性の増大を抑制することが可能となるので、プラントの健全性を向上させることができる。
【選択図】 図1
Description
試験片としてSUS304鋼を用い、温度が280℃の条件下で試験を行った。図3から、酸素も過酸化水素もその濃度が低くなるほどECPも低くなることがわかる。従って、原子炉冷却水に曝された構造材料のSCCを緩和するためにはECPを低減することが必要であり、そのECPの低減は、原子炉水(原子炉炉心を流れた冷却材を含み、イオン交換樹脂塔などで不純物が除去されていない冷却水をいう。原子炉圧力容器,原子炉冷却水再循環系配管,ボトムドレン配管,原子炉冷却水ろ過脱塩器の上流側の原子炉冷却水浄化系配管を流れる冷却水である。)中に存在する酸素及び過酸化水素の濃度を低減することにより達成される。
HCrO4 -+7H++3e-=Cr3++4H2O
Cr3++3H2O=Cr(OH)3+3H+
Zr=Zr4++4e-
O2+4e-=2O2-
Zr+O2=ZrO2
H2O+2e-=H2+O2-
Zr+2H2O=ZrO2+2H2
[O2]eff=[O2]+(1/2)[H2O2]+(2/3)[O3]
ここで、[O2]effは実効酸素濃度(mol/L)、[O2]は酸素濃度(mol/L)、
[H2O2]は過酸化水素濃度(mol/L)、[O3]はオゾン濃度(mol/L)である。
冷却材として用いる水を冷却水という。原子炉圧力容器1で水を蒸気にし、この蒸気を使ってタービン2を回転させ、タービン2によって発電機(図示せず)を回して発電を行う。タービン2の回転に用いた蒸気は復水冷却器13で水に戻され、復水ろ過脱塩器3で不純物が除去された後、給水ポンプ4で給水加熱器5を通して原子炉圧力容器1に戻される。これとは別に、原子炉圧力容器1下部と原子炉冷却水再循環ポンプ7とジェットポンプ15入り口とを原子炉冷却水再循環系配管16が接続する。原子炉冷却水再循環ポンプ7により炉心に流れる冷却水流量を増加させることにより、熱出力を増加させることができる。本実施例では、原子炉冷却水再循環系配管16を有する原子炉を用いて説明する。この原子炉では、原子炉冷却水再循環系配管16上流側と原子炉冷却水浄化系ポンプ9と原子炉冷却水浄化系熱交換器11と原子炉冷却水ろ過脱塩器12と給水系配管6とを原子炉冷却水浄化系配管10で接続し、原子炉冷却水浄化系ポンプ9により冷却水を原子炉冷却水ろ過脱塩器12に通水することにより、原子炉水中の不純物を浄化する。また、原子炉圧力容器1の底部と原子炉冷却水浄化系配管10とを接続するボトムドレン配管8が設置されている。更に、原子炉圧力容器1の炉心上部には、非常時に炉心を冷却するために原子炉炉心に冷却水を注入する非常用炉心冷却系や、核燃料の核反応を制御する制御棒を駆動させるために冷却水を注入する制御棒駆動水圧系が設置されている(図示せず)。さらに、各系統配管での水質を水質モニタ21〜25によりモニタし、主蒸気配管14の線量率を主蒸気配管線量率測定器26によりモニタする。
(厚さ/μm)={(取出し時重量/g)−(初期重量/g)}/(表面積/cm2)
×1.85×10-9
Claims (5)
- 沸騰水型原子力プラントの運転中に、前記沸騰水型原子力プラントの原子炉水中に、酸素又は過酸化水素と化学反応して前記原子炉水中の酸素又は過酸化水素の濃度を低減せしめる物質を注入し、
前記沸騰水型原子力プラントの給水加熱器と圧力容器とを接続する配管内にジルコニウム又はジルコニウム合金が設置された状態で、前記配管内に冷却水を供給する原子力プラント構造材料の応力腐食割れ緩和方法。 - 請求項1において、前記ジルコニウム又はジルコニウム合金は、格子状に組み上げたジルコニウム板又はジルコニウム合金板である原子力プラント構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
- 沸騰水型原子力プラントの運転中に、前記沸騰水型原子力プラントの原子炉水中に、酸素又は過酸化水素と化学反応して前記原子炉水中の酸素又は過酸化水素の濃度を低減せしめる物質を注入し、
前記沸騰水型原子力プラントの運転停止操作の開始後であって前記原子炉水の温度が100℃以上である期間に、前記原子炉水中に、前記原子炉水中の酸素又は過酸化水素の濃度を低減せしめる物質を注入する原子力プラント構造材料の応力腐食割れ緩和方法。 - 請求項3において、さらに前記沸騰水型原子力プラントの運転停止操作の開始後であって前記原子炉水の温度が100℃以下である期間に、前記原子炉中に酸化剤を注入する原子力プラント構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
- 請求項1乃至4の何れかにおいて、酸素又は過酸化水素と化学反応して前記原子炉水中の酸素又は過酸化水素の濃度を低減せしめる前記物質は、水素,アンモニア,ヒドラジン、及びアルコールのうち少なくともいずれかである原子力プラント構造材料の応力腐食割れ緩和方法。
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2010
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