JP2016164494A - Surface processing method - Google Patents

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Masato Kanetome
正人 金留
慎吾 山▲崎▼
Shingo Yamazaki
慎吾 山▲崎▼
貴司 中野
Takashi Nakano
貴司 中野
博徳 鬼塚
Hironori Onizuka
博徳 鬼塚
亮 永田
Akira Nagata
亮 永田
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a surface processing method for forming a stable oxide film on a nuclear power plant constitution member while reducing a waste liquid processing load at a low cost.SOLUTION: The surface processing method includes: a film forming step S20 to expose a nuclear power plant constitution member to a first temperature area while being in contact with a solution which contains peroxide iron ion to thereby form a primary oxide film over the surface of the nuclear power plant constitution member; and a film degeneration step S30, subsequently to the film forming step S20 to expose the nuclear power plant constitution member to a second temperature area higher than the first temperature area while being in contact with a solution containing zinc to thereby denature the primary oxide film into a secondary oxide film.SELECTED DRAWING: Figure 3

Description

本発明は、原子力プラント構成部材に酸化被膜を形成する表面処理方法に関する。   The present invention relates to a surface treatment method for forming an oxide film on a nuclear plant component.

原子力プラントを構成する配管や各種機器等の部品のうち、炉水と接触する部分には、放射性核種を含む酸化皮膜が次第に形成される。このため、このような部品の周囲では時間経過に伴い放射線量が高まる。そこで、原子力プラントでは、定期点検時等において、このような部品から放射性核種を含む酸化皮膜を除去するために、部品の化学洗浄(化学除染)が実施されている。
化学洗浄後においては、例えば一年運転後において上記部品が放射線核種を取り込みやすい表面状態となるため、表面線量率が化学洗浄前の線量率を上回ることがある。この再汚染を抑制するため、各種表面処理方法が提案されている。特許文献1には、亜鉛酸化被膜を電気分解を用いて析出させる技術が記載されている。
An oxide film containing a radionuclide is gradually formed in a portion that comes into contact with the reactor water among parts such as piping and various devices constituting the nuclear power plant. For this reason, the radiation dose increases with the passage of time around such components. Therefore, in nuclear power plants, chemical cleaning (chemical decontamination) of parts is performed in order to remove oxide films containing radionuclides from such parts during periodic inspections.
After chemical cleaning, the surface dose rate may exceed the dose rate before chemical cleaning because, for example, after the operation for one year, the parts are in a surface state in which radionuclides are likely to be captured. In order to suppress this recontamination, various surface treatment methods have been proposed. Patent Document 1 describes a technique for depositing a zinc oxide film using electrolysis.

特開2012−225711号公報JP 2012-225711 A

ところで、特許文献1に記載の表面処理方法は、電解装置などの追加設備導入コストや、設置スペース確保が難しい。また、高濃度の電解液を使用するため、廃液処理の負荷が増大するという課題がある。   By the way, the surface treatment method described in Patent Document 1 is difficult to introduce additional equipment such as an electrolyzer and to secure an installation space. Moreover, since a high concentration electrolytic solution is used, there is a problem that the load of waste liquid treatment increases.

この発明は、より低コストで、また、廃液処理負荷を低減しながら、安定な酸化被膜を形成することができる表面処理方法を提供することを目的とする。   An object of the present invention is to provide a surface treatment method capable of forming a stable oxide film at a lower cost and while reducing a waste liquid treatment load.

本発明の第一の態様によれば、表面処理方法は、原子力プラント構成部材に対して過鉄酸イオンを含む溶液を接触させながら第一温度領域に曝すことで、前記原子力プラント構成部材の表面に一次酸化被膜を形成する被膜形成工程と、前記被膜形成工程の後に、前記原子力プラント構成部材に対して亜鉛を含む溶液を接触させながら前記第一温度領域よりも高温の第二温度領域に曝すことで、前記一次酸化被膜を二次酸化被膜に変性させる被膜変性工程と、を含むことを特徴とする。   According to the first aspect of the present invention, the surface treatment method exposes the surface of the nuclear plant component to the nuclear plant component by exposing the nuclear plant component to the first temperature region while contacting the solution containing the perferrate ions. A film forming step for forming a primary oxide film on the substrate, and after the film forming step, the nuclear plant component is exposed to a second temperature region higher than the first temperature region while contacting with a solution containing zinc. And a film modification step of modifying the primary oxide film into a secondary oxide film.

このような構成によれば、被膜形成工程にて簡易的に酸化被膜が形成できるとともに、被膜変性工程にて高温・還元性雰囲気となることによって安定な酸化被膜を形成することができる。また、電解装置などの装置を用いることがないため、より低コストにて被膜形成が可能となる。また、高濃度の電解液を使用することがないため、廃液処理負荷を低減することができる。   According to such a configuration, an oxide film can be easily formed in the film forming process, and a stable oxide film can be formed by forming a high temperature / reducing atmosphere in the film modification process. In addition, since an apparatus such as an electrolysis apparatus is not used, a film can be formed at a lower cost. Moreover, since a high concentration electrolytic solution is not used, the waste liquid processing load can be reduced.

上記表面処理方法において、前記被膜変性工程は、前記原子力プラント構成部品を原子力プラントに組み込む部材設置工程と、前記原子力プラントを起動するプラント起動工程と、前記原子力プラントの炉水として前記亜鉛を含む溶液を注入する注入工程と、を有してよい。   In the surface treatment method, the coating modification step includes a member installation step of incorporating the nuclear plant component into the nuclear plant, a plant startup step of starting the nuclear plant, and a solution containing the zinc as reactor water of the nuclear plant And an injecting step of injecting.

このような構成によれば、原子力プラントの炉水を用いることによって、別途加熱装置を設けることなく、亜鉛を含む溶液を高温にすることができる。   According to such a configuration, by using the nuclear reactor water, the solution containing zinc can be heated to a high temperature without providing a separate heating device.

上記表面処理方法において、前記第一温度領域は、30℃〜100℃であり、前記第二温度領域は、100℃〜360℃であってよい。   In the surface treatment method, the first temperature region may be 30 ° C to 100 ° C, and the second temperature region may be 100 ° C to 360 ° C.

このような構成によれば、第一温度領域を100℃以下に抑えることによって、薬品の温度を100℃以上にすることができない既存の洗浄設備を使用して被膜形成工程を実施することができる。   According to such a configuration, the film forming step can be performed using an existing cleaning facility that cannot increase the temperature of the chemical to 100 ° C. or higher by suppressing the first temperature region to 100 ° C. or lower. .

上記表面処理方法において、前記原子力プラント構成部品は、Crを含んでよい。   In the surface treatment method, the nuclear plant component may include Cr.

このような構成によれば、FeCrも酸化被膜として形成することができる。 According to such a configuration, FeCr 2 O 4 can also be formed as an oxide film.

本発明によれば、被膜形成工程にて簡易的に酸化被膜が形成できるとともに、被膜変性工程にて高温・還元性雰囲気となることによって安定な酸化被膜を形成することができる。また、電解装置などの装置を用いることがないため、より低コストにて被膜形成が可能となる。また、高濃度の電解液を使用することがないため、廃液処理負荷を低減することができる。   According to the present invention, an oxide film can be easily formed in the film forming step, and a stable oxide film can be formed by forming a high temperature / reducing atmosphere in the film modification step. In addition, since an apparatus such as an electrolysis apparatus is not used, a film can be formed at a lower cost. Moreover, since a high concentration electrolytic solution is not used, the waste liquid processing load can be reduced.

原子力発電プラントの系統図である。It is a systematic diagram of a nuclear power plant. 本発明の第一実施形態の表面処理方法を実施するための除染設備の系統図である。It is a systematic diagram of the decontamination equipment for enforcing the surface treatment method of the first embodiment of the present invention. 本発明の第一実施形態の表面処理方法を説明するフローチャートである。It is a flowchart explaining the surface treatment method of 1st embodiment of this invention.

(第一実施形態)
以下、本発明の第一実施形態の表面処理方法について図面を参照して詳細に説明する。
まず、本実施形態の表面処理方法の適用対象について説明する。本実施形態の表面処理方法の適用対象は、原子力プラントを構成する配管、容器、各種機器等の部品(原子力プラント構成部材)であって、炉水が接触する部品である。
(First embodiment)
Hereinafter, a surface treatment method according to a first embodiment of the present invention will be described in detail with reference to the drawings.
First, the application target of the surface treatment method of this embodiment will be described. The application target of the surface treatment method of the present embodiment is parts (nuclear plant constituent members) such as pipes, containers, and various devices constituting the nuclear power plant, and parts that are in contact with reactor water.

原子力プラントとしては、例えば、図1に示すように、加圧水型原子炉50を備えている原子力発電プラントPがある。   As a nuclear power plant, for example, there is a nuclear power plant P including a pressurized water reactor 50 as shown in FIG.

この原子力発電プラントPは、燃料棒51等が収納される加圧水型原子炉50と、加圧水型原子炉50内の一次冷却水(軽水、炉水)の沸騰を抑えるために一次冷却水を加圧する加圧器52と、一次冷却水の熱により二次冷却水を蒸気にする蒸気発生器53と、蒸気発生器53からの一次冷却水を加圧水型原子炉50に戻す冷却材ポンプ54と、蒸気発生器53で発生した蒸気で駆動する蒸気タービン56と、この蒸気タービン56の駆動で発電する発電機57と、蒸気タービン56からの蒸気を水に戻す復水器58と、復水器58からの水を蒸気発生器53に戻す給水ポンプ59と、を備えている。   The nuclear power plant P pressurizes the primary cooling water in order to suppress boiling of the pressurized water reactor 50 in which the fuel rods 51 and the like are accommodated and the primary cooling water (light water, reactor water) in the pressurized water reactor 50. A pressurizer 52, a steam generator 53 that turns the secondary cooling water into steam by the heat of the primary cooling water, a coolant pump 54 that returns the primary cooling water from the steam generator 53 to the pressurized water reactor 50, and steam generation A steam turbine 56 driven by steam generated in the condenser 53, a generator 57 that generates electric power by driving the steam turbine 56, a condenser 58 for returning steam from the steam turbine 56 to water, and a condenser 58 And a water supply pump 59 for returning water to the steam generator 53.

加圧水型原子炉50と蒸気発生器53とは、一次冷却水配管55a,55bで接続されている。また、蒸気発生器53と蒸気タービン56とは蒸気配管61で接続され、復水器58と蒸気タービン56とは給水配管62で接続されている。   The pressurized water reactor 50 and the steam generator 53 are connected by primary cooling water pipes 55a and 55b. The steam generator 53 and the steam turbine 56 are connected by a steam pipe 61, and the condenser 58 and the steam turbine 56 are connected by a water supply pipe 62.

この原子力発電プラントPで、炉水、つまり一次冷却水に接する部品は、一次冷却系の部品である。一次冷却系の部品としては、加圧水型原子炉50、加圧器52、蒸気発生器53、冷却材ポンプ54、これらを接続する一次冷却水配管55a,55b、この一次冷却水配管55a,55b等に設けられている各種弁等がある。これら一次冷却系の部品は、鉄(Fe)を主成分としてクロム(Cr)やニッケル(Ni)を含むステンレス鋼や、Ni基合金、Co基合金等で形成されている。   In this nuclear power plant P, the parts in contact with the reactor water, that is, the primary cooling water are parts of the primary cooling system. The components of the primary cooling system include a pressurized water reactor 50, a pressurizer 52, a steam generator 53, a coolant pump 54, primary cooling water pipes 55a and 55b that connect them, and primary cooling water pipes 55a and 55b. There are various valves provided. These primary cooling system components are formed of stainless steel containing iron (Fe) as a main component and containing chromium (Cr) and nickel (Ni), a Ni-base alloy, a Co-base alloy, and the like.

これら部品を形成する金属元素は、僅かに炉水に溶け込み、一部が加圧水型原子炉50内の燃料棒51表面に付着する。燃料棒51表面に付着した金属元素は、燃料から中性子線が照射させることにより、原子核反応を起こして、クロム、ニッケル、コバルト等の放射性核種となる。これら放射性核種は、大部分が酸化物の形態で燃料棒51表面に付着したままであるが、一部が炉水中に溶出したり、不溶性固体として放出される。炉水中に溶出又は放出された放射性核種は、部品の炉水接触面に付着し、この炉水接触面に鉄(Fe)を主成分とする酸化皮膜を形成する。このため、部品近傍で作業する作業員は、部品に形成された酸化皮膜中の放射性核種からの放射線に晒されることになる。   The metal elements forming these components are slightly dissolved in the reactor water, and a part of them adheres to the surface of the fuel rod 51 in the pressurized water reactor 50. The metal element adhering to the surface of the fuel rod 51 undergoes a nuclear reaction when irradiated with neutrons from the fuel, and becomes a radionuclide such as chromium, nickel, cobalt, and the like. Most of these radionuclides remain attached to the surface of the fuel rod 51 in the form of oxides, but part of them are eluted into the reactor water or released as insoluble solids. The radionuclide eluted or released into the reactor water adheres to the reactor water contact surface of the component, and forms an oxide film mainly composed of iron (Fe) on the reactor water contact surface. For this reason, the worker who works in the vicinity of the part is exposed to radiation from the radionuclide in the oxide film formed on the part.

また、原子力発電プラントPには、以上で説明した部品を化学洗浄して、部品の炉水接触面に付着している酸化皮膜を除去する除染設備10を有している。
図2は、本実施形態の表面処理方法を実施するための除染設備10の系統図である。なお、以下の説明では、機器単体を処理するものであるが、系統の配管内面ごと処理する系統構成としてもよい。
除染設備10は、放射能核種を含む酸化皮膜が形成されている部品1が投入される処理槽11と、処理槽11内の液を循環させるための循環ライン12と、循環ライン12中に設けられている循環ポンプ13と、薬品を貯留するとともに、循環ライン12に供給するための薬品タンク14と、酸化皮膜の除去で発生した廃液を処理する廃液処理設備20と、を有している。
In addition, the nuclear power plant P includes a decontamination facility 10 that chemically cleans the parts described above and removes an oxide film adhering to the reactor water contact surface of the parts.
FIG. 2 is a system diagram of the decontamination equipment 10 for carrying out the surface treatment method of the present embodiment. In the following description, a single device is processed, but a system configuration in which the entire pipe inner surface of the system is processed may be used.
The decontamination equipment 10 includes a treatment tank 11 into which a component 1 on which an oxide film containing a radionuclide is formed, a circulation line 12 for circulating the liquid in the treatment tank 11, and a circulation line 12. It has a circulation pump 13 provided, a chemical tank 14 for storing chemicals and supplying them to the circulation line 12, and a waste liquid treatment facility 20 for treating waste liquid generated by removing the oxide film. .

また、処理槽11には、循環ライン12を介して循環する薬品を散布するスプレー15が設けられている。
廃液処理設備20は、例えば、イオン交換樹脂などの廃液処理用樹脂を使用して、廃液中の不純物を除去する。
本実施形態の表面処理方法は、原子力発電プラントPに既存設備として設けられている除染設備10を活用して、部品1に亜鉛酸化被膜(例えば、ZnFe)を形成することを特徴としている。
Further, the treatment tank 11 is provided with a spray 15 for spraying chemicals circulating through the circulation line 12.
The waste liquid treatment facility 20 uses, for example, a waste liquid treatment resin such as an ion exchange resin to remove impurities in the waste liquid.
The surface treatment method of the present embodiment is characterized in that a zinc oxide film (for example, ZnFe 2 O 4 ) is formed on the component 1 by utilizing the decontamination equipment 10 provided as an existing equipment in the nuclear power plant P. It is said.

次に、本実施形態の表面処理方法の詳細について図3に示すフローチャートに従って説明する。
本実施形態の表面処理方法は、図3に示すように、部品1を洗浄する表面洗浄工程S10と、部品1に一次酸化被膜を形成する被膜形成工程S20と、形成された一次酸化被膜を二次酸化被膜変性させる被膜変性工程S30と、を有している。
被膜変性工程S30は、処理槽11に部品1を設置する部材設置工程S31と、原子力発電プラントPを起動するプラント起動工程S32と、炉水を注入する注入工程S33と、を有している。
Next, details of the surface treatment method of the present embodiment will be described with reference to the flowchart shown in FIG.
As shown in FIG. 3, the surface treatment method of the present embodiment includes a surface cleaning step S10 for cleaning the part 1, a film forming step S20 for forming a primary oxide film on the part 1, and two primary oxide films formed. And a film modification step S30 for modifying the next oxide film.
The coating modification step S30 includes a member installation step S31 for installing the component 1 in the treatment tank 11, a plant startup step S32 for starting the nuclear power plant P, and an injection step S33 for injecting reactor water.

表面洗浄工程S10は、部品1を除染設備10を用いて洗浄する工程である。
表面洗浄工程S10では、まず、対象となる部品1(例えば、冷却材ポンプ54)を原子力発電プラントPから取り外す。
次いで、部品1を洗浄薬品(例えば、過マンガン酸イオンを含む水溶液等の酸化性薬品)で満たされた処理槽11に投入して部品1の酸化被膜中に含まれているクロム系酸化物を酸化溶解する。
The surface cleaning step S <b> 10 is a step for cleaning the component 1 using the decontamination equipment 10.
In the surface cleaning step S10, first, the target component 1 (for example, the coolant pump 54) is removed from the nuclear power plant P.
Next, the component 1 is put into a treatment tank 11 filled with a cleaning chemical (for example, an oxidizing chemical such as an aqueous solution containing permanganate ions), and the chromium-based oxide contained in the oxide film of the component 1 is added. Oxidizes and dissolves.

被膜形成工程S20は、表面洗浄を行った部品1に一次酸化被膜を形成する工程である。
被膜形成工程S20では、まず、除染設備10の循環ライン12に薬品を加熱するための加熱器16を設置する。加熱器16は、例えばヒータ等で構成され、ガスや電気等の動力源を利用して薬品を加熱する。
The film forming step S20 is a step of forming a primary oxide film on the component 1 whose surface has been cleaned.
In the film forming step S <b> 20, first, a heater 16 for heating chemicals is installed in the circulation line 12 of the decontamination equipment 10. The heater 16 is composed of, for example, a heater or the like, and heats chemicals using a power source such as gas or electricity.

次いで、薬品タンク14に、過鉄酸カリウム(KFeO)を含む溶液(過鉄酸を含む溶液。以下、単に薬品と呼ぶこともある)を投入し、処理槽11に過鉄酸イオンを含む溶液を貯留する。なお、薬品に含まれる物質は、過鉄酸カリウムに限ることはなく、過鉄酸や、過鉄酸ナトリウムを使用してもよい。
過鉄酸カリウムの濃度は、1000ppm以下とすることが好ましい。さらに好ましくは過鉄酸カリウムの濃度は、600ppm以下とすることが好ましい。
Next, a solution containing potassium perferrate (K 2 FeO 4 ) (a solution containing perferic acid; hereinafter sometimes simply referred to as a drug) is put into the chemical tank 14, and the ferrate ion is put into the treatment tank 11. A solution containing is stored. In addition, the substance contained in a chemical | medical agent is not restricted to potassium perferrate, You may use a perferroic acid and sodium perferrate.
The concentration of potassium perferrate is preferably 1000 ppm or less. More preferably, the concentration of potassium perferrate is 600 ppm or less.

過鉄酸カリウムを含む溶液の貯留量は、部品1の大きさに応じて適宜設定する。貯留量は多い程被膜形成が容易となるが、廃液処理に負担がかかる。本実施形態の被膜形成工程S20では、部品1の1/3が過鉄酸カリウムを含む溶液に浸かるように貯留量を設定した。
また、加熱器16を用いて、薬品を加熱する。過鉄酸カリウムを含む溶液の温度(第一温度領域)は、30℃〜100℃以下が好ましい。過鉄酸カリウムを含む溶液の温度は、60℃〜95℃がさらに好ましい。
The storage amount of the solution containing potassium perferrate is appropriately set according to the size of the component 1. The larger the storage amount, the easier the film formation, but a burden is placed on the waste liquid treatment. In the film forming step S20 of the present embodiment, the storage amount was set so that 1/3 of the part 1 was immersed in a solution containing potassium perferrate.
Moreover, the chemical | drug | medicine is heated using the heater 16. FIG. The temperature (first temperature range) of the solution containing potassium perferrate is preferably 30 ° C to 100 ° C. The temperature of the solution containing potassium perferrate is more preferably 60 ° C to 95 ° C.

次いで、処理槽11に貯留された薬品中に部品1を浸漬させるとともに、スプレー15を用いて部品1に薬品を散布する。即ち、部品1に対して過鉄酸イオンを含む溶液を接触させながら、第一温度領域に曝す。この状態で例えば8時間経過させることによって、部品1に一次酸化被膜(亜鉛を含まない酸化被膜)が形成される。
また、十分な厚さの一次酸化被膜を形成するために、処理時間は8時間以上に設定されていることが好ましい。処理時間の上限は特にないが、24時間以下とされていることが好ましい。
Next, the component 1 is immersed in the chemical stored in the treatment tank 11, and the chemical is sprayed on the component 1 using the spray 15. That is, the component 1 is exposed to the first temperature region while contacting a solution containing a perferrate ion with the component 1. For example, by allowing 8 hours to pass in this state, a primary oxide film (oxide film not containing zinc) is formed on the component 1.
Moreover, in order to form a primary oxide film having a sufficient thickness, the treatment time is preferably set to 8 hours or more. There is no particular upper limit for the treatment time, but it is preferably 24 hours or less.

一次酸化被膜は、例えば、熱力学的に安定な酸化被膜であるFe(ヘマタイト)、Fe(マグネタイト)である。Feは、薬品中に含まれる鉄(Fe)が自己分解した成分を、部品1の表面に鉄酸化物として付着する。薬品中のイオンを析出させて安定な酸化物とすることができる。
また、部品1がクロム(Cr)を有する金属で形成されている場合は、FeCrOも一次酸化被膜として形成される。
The primary oxide film is, for example, Fe 2 O 3 (hematite) or Fe 3 O 4 (magnetite) which are thermodynamically stable oxide films. Fe 2 O 3 adheres a component obtained by self-decomposition of iron (Fe) contained in the chemical as iron oxide to the surface of the component 1. Ions in chemicals can be deposited to form stable oxides.
Moreover, when the component 1 is formed of a metal having chromium (Cr), Fe 2 CrO 4 is also formed as a primary oxide film.

次いで、被膜形成工程S20で部品1に形成された一次酸化被膜を変性させる被膜変性工程S30を実行する。
まず、部材設置工程S31として、部品1を原子力発電プラントPに組み込む。即ち、原子力プラントPに炉水(冷却水)を導入することで炉水が部品1に接触する状態にする。
Next, a film modification step S30 for modifying the primary oxide film formed on the component 1 in the film formation step S20 is executed.
First, the component 1 is incorporated into the nuclear power plant P as the member installation step S31. That is, the reactor water is brought into contact with the component 1 by introducing the reactor water (cooling water) into the nuclear power plant P.

次いで、プラント起動工程S32として、原子力発電プラントPを起動(試運転、調整運転)する。
次いで、注入工程S33として、亜鉛(Zn)濃度を5ppb〜10ppbとした溶液(以下、炉水と呼ぶ)を注入する。炉水の温度(第二温度領域)は、100℃〜360℃であり、第一温度領域よりも高温である。炉水の温度は、好ましくは285℃である。
Subsequently, the nuclear power plant P is started (trial operation and adjustment operation) as a plant starting step S32.
Next, as an injection step S33, a solution having a zinc (Zn) concentration of 5 ppb to 10 ppb (hereinafter referred to as reactor water) is injected. The temperature of the reactor water (second temperature range) is 100 ° C. to 360 ° C., which is higher than the first temperature range. The temperature of the reactor water is preferably 285 ° C.

これにより、部品1の内部は、亜鉛を含む炉水に接触させながら第一温度領域よりも高温の第二温度領域に曝される。この状態を例えば、数日続けることによって、部品1に形成された一次酸化被膜が二次酸化被膜に変性する。具体的には、炉水が高温であることによって、高温・還元性雰囲気となるため、被膜形成工程S20で形成した酸化物と亜鉛により安定した亜鉛酸化被膜(例えばZnFe)を形成することができる。換言すれば、冷却水中に含まれる亜鉛イオンが一次酸化被膜に取り込まれるなどして、一次酸化被膜上に析出する。
また、部品1がCrを有する金属で形成されている場合は、ZnCrも亜鉛酸化被膜として形成される。
Thereby, the inside of the component 1 is exposed to the 2nd temperature range higher than a 1st temperature range, making it contact with the reactor water containing zinc. By continuing this state for several days, for example, the primary oxide film formed on the component 1 is denatured into a secondary oxide film. Specifically, since the reactor water has a high temperature, a high temperature / reducing atmosphere is formed. Therefore, a stable zinc oxide film (for example, ZnFe 2 O 4 ) is formed by the oxide and zinc formed in the film forming step S20. be able to. In other words, zinc ions contained in the cooling water are taken into the primary oxide film and deposited on the primary oxide film.
Further, when the component 1 is formed of a metal containing Cr, ZnCr 2 O 4 is also formed as a zinc oxide film.

上記実施形態によれば、部品1の表面に亜鉛酸化被膜(二次酸化被膜)を形成させて、外部からの放射性核種付着を抑制することができる。また、熱力学的に安定な亜鉛酸化被膜を形成することができる。
また、本実施形態の表面処理方法により亜鉛酸化被膜を形成することによって、次回開放時(定期検査作業時)に問題となる線量低減することができる。これにより、除染回数の低減が可能となる。
According to the said embodiment, a zinc oxide film (secondary oxide film) can be formed in the surface of the components 1, and radionuclide adhesion from the outside can be suppressed. In addition, a thermodynamically stable zinc oxide film can be formed.
In addition, by forming the zinc oxide film by the surface treatment method of the present embodiment, it is possible to reduce the dose that becomes a problem at the next opening (periodic inspection work). This makes it possible to reduce the number of decontamination times.

また、被膜変性工程S30においては、原子力発電プラントPの起動時において285℃程度に上昇する炉水を利用するため、既存設備を最大限に活用することができる。即ち、一次酸化被膜を変性させるために注入する液体を高温にするために、追加の設備を設ける必要がない。   Further, in the coating modification step S30, the reactor water that rises to about 285 ° C. when the nuclear power plant P is started up is utilized, so that existing facilities can be utilized to the maximum extent. That is, it is not necessary to provide additional equipment in order to increase the temperature of the liquid to be injected for modifying the primary oxide film.

また、酸化被膜形成時において電解液を使用しないため、廃液処理を容易とすることができる。
また、スプレーを用いて部品1に薬品を散布することによって、部品1全体を薬品に浸漬させる必要がなくなり、廃液の量を低減することができる。
また、亜鉛の代替として、マンガン(Mn)、チタン(Ti)、アルミニウム(Al)を含む溶液を注入工程S33にて注入することによって、これらを含む酸化被膜を形成することも可能である。
なお、本実施形態の表面処理方法として、一定期間稼働した後の原子力プラント構成部品を化学洗浄した後、表面処理を行う方法を記載したが、これに限ることはない。即ち、新規に製造された部品に表面処理を行う際に、本実施形態の表面処理方法を実施してもよい。
In addition, since the electrolytic solution is not used when forming the oxide film, waste liquid treatment can be facilitated.
Moreover, by spraying the chemical | medical agent on the component 1 using a spray, it becomes unnecessary to immerse the whole component 1 in a chemical | medical agent, and can reduce the quantity of waste liquid.
As an alternative to zinc, a solution containing manganese (Mn), titanium (Ti), and aluminum (Al) can be injected in the injection step S33 to form an oxide film including these.
In addition, as the surface treatment method of the present embodiment, the method of performing the surface treatment after chemically cleaning the nuclear plant components after operating for a certain period of time has been described, but the method is not limited thereto. That is, the surface treatment method of the present embodiment may be performed when surface treatment is performed on a newly manufactured component.

(第二実施形態)
以下、本発明の第二実施形態の表面処理方法について説明する。なお、本実施形態では、上述した第一実施形態との相違点を中心に述べ、同様の部分についてはその説明を省略する。
本実施形態の表面処理方法は、被膜形成工程S10において、過鉄酸カリウムと共に、酢酸亜鉛、又はシュウ酸亜鉛を含む溶液を用いることを特徴としている。酢酸亜鉛、又はシュウ酸亜鉛の濃度は、100ppm〜1000ppmであることが好ましい。
また、被膜変性工程S20の注入工程S33においては、亜鉛は含まない炉水を注入する。
(Second embodiment)
Hereinafter, the surface treatment method of the second embodiment of the present invention will be described. In the present embodiment, differences from the first embodiment described above will be mainly described, and description of similar parts will be omitted.
The surface treatment method of this embodiment is characterized in that a solution containing zinc acetate or zinc oxalate is used together with potassium perferrate in the film forming step S10. The concentration of zinc acetate or zinc oxalate is preferably 100 ppm to 1000 ppm.
In addition, in the injection step S33 of the film modification step S20, reactor water not containing zinc is injected.

酢酸亜鉛、シュウ酸亜鉛は、還元性の酸であるため、自己分解して亜鉛を放出する。これにより、亜鉛が過鉄酸カリウムの酸化鉄と反応して、ZnOやFeが一次酸化被膜の表面に付着する。注入工程S33にて高温の炉水が導入されて、高温・還元性雰囲気となることによって、酸化物と亜鉛により安定した亜鉛酸化被膜(ZnFe)を形成することができる。 Since zinc acetate and zinc oxalate are reducing acids, they are self-decomposed and release zinc. Thereby, zinc reacts with iron oxide of potassium perferrate, and ZnO and Fe 2 O 3 adhere to the surface of the primary oxide film. By introducing high-temperature reactor water in the injection step S33 to form a high-temperature / reducing atmosphere, a stable zinc oxide film (ZnFe 2 O 4 ) can be formed from oxide and zinc.

以上、本発明の実施形態について詳細を説明したが、本発明の技術的思想を逸脱しない範囲内において、種々の変更を加えることが可能である。   The embodiment of the present invention has been described in detail above, but various modifications can be made without departing from the technical idea of the present invention.

1 部品(原子力プラント構成部材)
10 除染設備
11 処理槽
12 循環ライン
13 循環ポンプ
14 薬品タンク
15 スプレー
16 加熱器
20 廃液処理設備
50 加圧水型原子炉
51 燃料棒
52 加圧器
53 蒸気発生器
54 冷却材ポンプ
55a 一次冷却水配管
55b 一次冷却水配管
56 蒸気タービン
57 発電機
58 復水器
59 給水ポンプ
61 蒸気配管
62 給水配管
P 原子力プラント
S10 表面洗浄工程
S20 被膜形成工程
S30 被膜変性工程
S31 部品設置工程
S32 プラント起動工程
S33 注入工程
1 Parts (nuclear plant components)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 Decontamination equipment 11 Processing tank 12 Circulation line 13 Circulation pump 14 Chemical tank 15 Spray 16 Heater 20 Waste liquid processing equipment 50 Pressurized water reactor 51 Fuel rod 52 Pressurizer 53 Steam generator 54 Coolant pump 55a Primary cooling water piping 55b Primary cooling water piping 56 Steam turbine 57 Generator 58 Condenser 59 Water supply pump 61 Steam piping 62 Water supply piping P Nuclear power plant S10 Surface cleaning process S20 Film formation process S30 Film modification process S31 Component installation process S32 Plant start-up process S33 Injection process

Claims (4)

原子力プラント構成部材に対して過鉄酸イオンを含む溶液を接触させながら第一温度領域に曝すことで、前記原子力プラント構成部材の表面に一次酸化被膜を形成する被膜形成工程と、
前記被膜形成工程の後に、前記原子力プラント構成部材に対して亜鉛を含む溶液を接触させながら前記第一温度領域よりも高温の第二温度領域に曝すことで、前記一次酸化被膜を二次酸化被膜に変性させる被膜変性工程と、を含む表面処理方法。
A film forming step of forming a primary oxide film on the surface of the nuclear plant component by exposing the nuclear plant component to a first temperature region while contacting a solution containing a ferrate ion with the nuclear plant component;
After the coating formation step, the primary oxide coating is exposed to a second temperature region higher than the first temperature region while contacting a solution containing zinc with the nuclear plant component, thereby forming the secondary oxide coating. A surface modification method comprising:
前記被膜変性工程は、
前記原子力プラント構成部材を原子力プラントに組み込む部材設置工程と、
前記原子力プラントを起動するプラント起動工程と、
前記原子力プラントの炉水として前記亜鉛を含む溶液を注入する注入工程と、を有する請求項1に記載の表面処理方法。
The film modification step includes
A member installation process for incorporating the nuclear plant components into the nuclear plant;
A plant start-up process for starting up the nuclear power plant;
The surface treatment method according to claim 1, further comprising an injection step of injecting a solution containing zinc as reactor water of the nuclear power plant.
前記第一温度領域は、30℃〜100℃であり、
前記第二温度領域は、100℃〜360℃である請求項1又は請求項2に記載の表面処理方法。
The first temperature region is 30 ° C to 100 ° C,
The surface treatment method according to claim 1 or 2, wherein the second temperature region is 100 ° C to 360 ° C.
前記原子力プラント構成部材は、Crを含む請求項1から請求項3のいずれか一項に記載の表面処理方法。   The surface treatment method according to any one of claims 1 to 3, wherein the nuclear plant component includes Cr.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2019168321A (en) * 2018-03-23 2019-10-03 九州電力株式会社 Radiation source reduction metho of pressurized water type nuclear power plant component

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