JP2020160031A - 炭素鋼配管の腐食抑制方法 - Google Patents

炭素鋼配管の腐食抑制方法 Download PDF

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Abstract

【課題】炭素鋼配管の腐食をさらに低減できる炭素鋼配管の腐食抑制方法を提供する。【解決手段】ＢＷＲプラントにおいて、ＲＰＶ３に連絡される、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管で構成された浄化系配管１８に酸素注入装置３０から酸素を注入して、溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１５０℃の炉水を生成する。この炉水を浄化系配管１８の内面に接触させてその内面に酸化処理を施し、その内面にＣｒを含有する酸化皮膜を形成する。このため、酸化皮膜形成後に、ＲＰＶ３に連絡される給水配管１１を通してＲＰＶ３内の炉水に水素が注入され、浄化系配管１８の内面に接触する炉水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌに低下しても、浄化系配管１８の腐食は著しく抑制される。【選択図】図１

Description

本発明は、炭素鋼配管の腐食抑制方法に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な炭素鋼配管の腐食抑制方法に関する。
原子力プラントにおいて、炭素鋼配管の腐食の腐食を抑制することが、原子力プラントの稼働率向上及び被ばく低減の観点から重要である。温度が１００〜２００℃の範囲内で数μｇ／Ｌ程度の低溶存酸素濃度の高温水が内部において数ｍ／ｓの流速で流れている炭素鋼配管は、腐食により厚みが減少することが知られている。
沸騰水型原子力プラント（以下、ＢＷＲプラントという）では、原子炉圧力容器（ＲＰＶと称する）内で発生した蒸気が、タービンに導かれ、タービンを回転させる。タービンから排出された蒸気は、復水器で凝縮されて水になる。この水は、給水として給水系の給水配管を通ってＲＰＶに供給される。
ＲＰＶ内での放射性腐食生成物の発生を抑制するために、給水に含まれる金属不純物が、給水配管に設けられたろ過脱塩装置で除去される。さらに、ＲＰＶ内の冷却水（以下、炉水という）に含まれる放射性核種は、原子炉浄化系のＲＰＶに連絡される浄化系配管に設けられた炉水浄化装置で除去される。
ＢＷＲプラントでは、給水配管、浄化系配管、及び残留熱除去系の、ＲＰＶに連絡される残留熱除去系配管等に炭素鋼配管が使用されている。給水配管では、給水の酸素濃度が数十μｇ／Ｌとなるように、給水配管の上流部に酸素を注入することにより給水配管の腐食が抑制される。給水配管から水素を注入して炉水の溶存酸素濃度を低減する水素注入が実施されていないＢＷＲプラントでは、ＲＰＶ内で炉水の放射線分解により生成された酸素が原子炉水中に溶存するため、ＲＰＶに連絡される炭素鋼配管（例えば、浄化系配管）の腐食が抑制される。
特開平９−５４８９号公報は、炭素鋼配管である残留熱除去系配管に放射性物質を含まない１００〜２４０℃の高温水を予め通水して残留熱除去系配管の内面に酸化処理を施すことにより残留熱除去系配管の腐食を抑制することを記載している。
ＢＷＲプラントでは、ＲＰＶ内のステンレス鋼製の構造物及びＲＰＶに連絡されて炉水が流れるステンレス鋼製の配管の応力腐食割れの発生、及び応力腐食割れの進展を抑制するために、給水配管から水素を注入して炉水に含まれる溶存酸素濃度を低減する水素注入技術が適用される。さらに、ＢＷＲプラントでは、貴金属、例えば、白金が炉水に注入される。この白金の作用により、注入された水素と炉水中の溶存酸素が反応して水になる。このため、炉水の溶存酸素濃度が数μｇ／Ｌ程度まで低下し、この溶存酸素濃度が低下したその炉水が流れる原子炉浄化系の浄化系配管等の炭素鋼配管が腐食する課題がある。
加圧水型原子力プラント（以下、ＰＷＲプラントという）は、原子炉圧力容器内の炉心装荷された燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂によって発生する熱により加熱された炉水が流れる一次系、及び蒸気発生器において炉水の熱で加熱された水から発生した蒸気をタービンに導く二次系を備える。二次系は、タービンから排出された蒸気が復水器で凝縮されて生成された水を蒸気発生器に供給する、炭素鋼配管である給水配管を有する。
蒸気発生器で用いられる材料の健全を向上させるための、脱気器による溶存ガスの除去、及びヒドラジンなどの、酸素と反応して酸素濃度を減らす化学薬品の添加により、給水配管で導かれる給水に含まれる溶存酸素は、数μｇ／Ｌ以下に低減される。その給水配管の腐食抑制のために、アンモニアなどアルカリ性の化学薬品を添加して給水のｐＨをアルカリ性にする処理を施す場合は、酸素を数十μｇ／Ｌ程度注入して溶存酸素濃度を高める場合と比べて給水配管の腐食速度が大きくなる。
特開平９−５４８９号公報
炭素鋼配管の腐食が進み、炭素鋼配管の厚みが所定値以下になると、原子力プラントを停止して交換する必要があるため、原子力プラントの稼働率が低下する。ＢＷＲプラントの浄化系配管の内面には、放射性物質が付着する。放射性物質が付着した配管及び構造物が近くにあるため、作業者が炭素鋼配管の交換に伴って被ばくする可能性がある。従って、炭素鋼配管の腐食抑制が、原子力プラントの稼働率向上、及び被ばく低減の観点から重要である。
本発明の目的は、炭素鋼配管の腐食をさらに低減できる炭素鋼配管の腐食抑制方法を提供することにある。
上記した本発明の目的を達成する本発明の特徴は、原子力プラントの炭素鋼配管を構成する、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管に酸素を含む水を供給し、酸素を含むその水によりそのＣｒ含有炭素鋼配管の内面に酸化処理を施すことにある。
原子力プラントの炭素鋼配管を構成する、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管に酸素を含む水によりそのＣｒ含有炭素鋼配管の内面に酸化処理を施すため、そのＣｒ含有炭素鋼配管の内面にＣｒを含む酸化皮膜が形成され、その酸化処理が終了した後において、酸素を含む水の、酸化皮膜を形成するときにおける酸素濃度（例えば、１０μｇ／Ｌ以上３００μｇ／Ｌ以下の範囲内の酸素濃度）よりも低い酸素濃度（例えば、２μｇ／Ｌ以下の酸素濃度）の水が、Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に形成されたその酸化皮膜に接触した場合でも、その内面に酸化皮膜が残っている。このため、Ｃｒ含有炭素鋼配管の腐食が著しく抑制される。
本発明によれば、原子力プラントの炭素鋼配管の腐食をさらに低減することができる。
本発明の好適な一実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用される実施例１の炭素鋼配管の腐食抑制方法の説明図である。 ０．０１５ｗｔ％のＣｒを含有する炭素鋼及び０．３１ｗｔ％のＣｒを含有する炭素鋼のそれぞれの腐食試験おける腐食量を示す説明図である。 ０．０５２ｗｔ％のＣｒを含有する炭素鋼及び０．１３ｗｔ％のＣｒを含有する炭素鋼のそれぞれの腐食試験おける腐食量を示す説明図である。 各腐食試験における炭素鋼の腐食速度を示す説明図である。 Ｃｒ含有量と腐食速度の関係を示す特性図である。 本発明の好適な他の実施例である実施例２の炭素鋼配管の腐食抑制方法の説明図である。 本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用される実施例３の炭素鋼配管の腐食抑制方法の説明図である。 本発明の好適な他の実施例である、加圧水型原子力プラントに適用される実施例４の炭素鋼配管の腐食抑制方法の説明図である。
発明者らは、炭素鋼配管の腐食を抑制するための対策について種々の検討を行った。この結果、発明者らは、炭素鋼配管の腐食を抑制できる効果的な方法を見出した。この検討結果を以下に説明する。
発明者らは、Ｃｒ含有炭素鋼製の配管（以下、Ｃｒ含有炭素鋼配管という）の腐食を調べるために、Ｃｒ含有炭素鋼配管の腐食実験を行った。この腐食実験には、試験片として、Ｃｒを０．０１５ｗｔ％含む炭素鋼配管（Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管という）、Ｃｒを０．０５２ｗｔ％含む炭素鋼配管（Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管という）、Ｃｒを０．１３ｗｔ％含む炭素鋼配管（Ｃｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管という）及びＣｒを０．３１ｗｔ％含む炭素鋼配管（Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管という）の４種類の炭素鋼配管を用いた。
Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管（Ｎｏ．１）、Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管（Ｎｏ．２）、Ｃｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管（Ｎｏ．３）及びＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管（Ｎｏ．４）のそれぞれは、表１に示すように、Ｃ，Ｓｉ，Ｍｎ，Ｐ，Ｃ，Ｃｒ及びＦｅの各元素を含んでおり、各Ｃｒ含有炭素鋼配管に含まれる各元素の含有量は、表１においてｗｔ％で表されている。なお、（ ）内のＮｏ．１〜Ｎｏ．４は、表１に示されたＮｏ．に対応している。
Figure 2020160031
まず、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管を用いて腐食実験を実施した。腐食実験の際には、１９０℃の高温水を、２ｍ／ｓの流速で、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給する。その高温水は、その炭素鋼配管内を通過する。高温水としては、低溶存酸素濃度（例えば、２μｇ／Ｌ）に調整した高温水、及び酸化処理に必要な溶存酸素濃度（例えば、３０μｇ／Ｌ）に調整した高温水を用いる。溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである、１００℃〜２００℃の温度範囲内の、例えば、１９０℃の高温水、及び溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１９０℃の高温水が、交互にＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給される。
具体的には、溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである１９０℃の高温水が、０時間〜３９０時間の期間Ａ１（図２参照）においてＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給される。その「０時間」は、溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである１９０℃の高温水の、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管への供給が開始される時点である。「３９０時間」及び後述の各時間（例えば、８９０時間及び１７００時間等）も、その高温水のＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管への供給開始時点を基点とした経過時間である。
３９０時間になったとき、溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである１９０℃の高温水の替りに、溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１９０℃の高温水がＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給され、この高温水がＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管を通過する。溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１９０℃の高温水は、３９０時間〜８９０時間の期間Ｂ１（図２参照）においてＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給される。さらに、８９０時間になったとき、溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１９０℃の高温水の替りに、再び、溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである１９０℃の高温水がＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給され、この高温水がＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管を通過する。溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである１９０℃の高温水は、８９０時間〜１７２０時間の期間Ａ２（図２参照）においてＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給される。
溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１９０℃の高温水がＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管を通過する期間Ｂ１では、３０μｇ／Ｌの溶存酸素を含む高温水がＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の内面に接触することにより、その内面に酸化処理が施される。内面に酸化処理が施されている期間Ｂ１では、その内面にその酸化処理によってＣｒを含む酸化皮膜が形成されるため、図２から明らかであるように、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管において腐食は生じない。しかしながら、期間Ｂ１の前の、溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである１９０℃の高温水がＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の内面に接触する期間Ａ１では、腐食が生じ、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の重量は１５０ｇ／ｃｍ2減少する。期間Ｂ１の経過後の期間Ａ２では、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の内面は、再び、２μｇ／Ｌの溶存酸素を含む１９０℃の高温水と接触する。期間Ａ２においては、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食が進行し、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の重量は期間Ａ１と同様な勾配で減少した。
次に、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管に対して、同様な実験を行った。期間Ａ１及びＡ２で２μｇ／Ｌの溶存酸素を含む１９０℃の高温水がＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給され、期間Ｂ１で３０μｇ／Ｌの溶存酸素を含む１９０℃の高温水がＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管に供給されてＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の内面に酸化処理が施される。期間Ａ１では、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管に腐食が生じ、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の重量が減少するが、この減少量は、約４０ｇ／ｃｍ2とＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管のその量よりも著しく少なくなる。Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の内面への酸化処理によってその内面にＣｒを含有する酸化皮膜が形成される。内面に酸化処理が実施されている期間Ｂ１では、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食の度合いは変化しなく一定である。期間Ａ２では、腐食が著しく進展するＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管と異なり、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食は、進展せず、ほぼ一定になる。
さらに、Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管及びＣｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管に対しても同様な実験を行った。ただし、Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管及びＣｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管に対しては、図３に示すように、期間Ａ１及びＡ３において２μｇ／Ｌの溶存酸素を含む１９０℃の高温水を２ｍ／ｓで供給し、期間Ｂ２において３０μｇ／Ｌの溶存酸素を含む１９０℃の高温水を２ｍ／ｓで供給する。期間Ａ３（０時間〜３８０時間）の後に期間Ｂ２（３８０時間〜６９０時間）が存在し、期間Ｂ２の後に期間Ａ４（６９０時間〜１０００時間）が存在する。Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管及びＣｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管のそれぞれは期間Ａ３において腐食し、期間Ａ３の終了時点での腐食量は、Ｃｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管がＣｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管よりも少なくなる。Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食量は、期間Ｂ２ではほぼ一定であるが、期間Ａ４では増加する。これに対し、Ｃｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管は、期間Ｂ２及びＡ４において腐食量がほぼ一定である。
Ｃｒ含有炭素鋼配管に含まれるＣｒの量が少ないと、Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に形成される酸化被膜はＦｅ３Ｏ４が主体となる。Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に接触する高温水の溶存酸素濃度が低い場合（例えば、２μｇ／Ｌ）には、その内面に形成されたＦｅ３Ｏ４は還元溶解される。この結果として、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管は、期間Ａ２において腐食が進行したのである（図２参照）。また、Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管の期間Ａ４における腐食量は、この配管の内面に形成されたＦｅ３Ｏ４の還元溶解によって増加している。しかしながら、Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管はＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管よりもＣｒの含有量が多いため、Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管の期間Ａ４における腐食量は、Ｃｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の期間Ａ２における腐食量よりも減少している。
Ｃｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管及びＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管のそれぞれでは、溶存酸素濃度が低い、例えば、２μｇ／Ｌの１９０℃の高温水が、それぞれのＣｒ含有炭素鋼配管の内面に形成されたＣｒを含む酸化皮膜の表面に接触しても、図２及び図３に示すように、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の期間Ａ２における腐食量、及びＣｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管の期間Ａ４における腐食量が、Ｃｒ０．０５２ｗｔ％含有炭素鋼配管はＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管のようには増加していない。これは、期間Ｂ１及びＢ２において、Ｃｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管及びＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管のそれぞれの内面に微量のＣｒを含むＦｅ３−ｘＣｒｘＯ４（０＜ｘ≦１）の酸化皮膜が形成されるからである。微量のＣｒを含む酸化皮膜であるＦｅ３−ｘＣｒｘＯ４（０＜ｘ≦１．０）は、溶存酸素濃度が低い、例えば、２μｇ／Ｌの１９０℃の高温水が微量のＣｒを含む酸化皮膜であるＦｅ３−ｘＣｒｘＯ４（０＜ｘ≦１）の表面に接触した場合でも還元溶解し難い。
図２および図３に示された実験結果によれば、Ｃｒ０．１３ｗｔ％含有炭素鋼配管及びＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管では、酸化処理を行った期間（期間Ｂ１及びＢ２）が経過した後においても腐食量が低下しない。この結果、Ｃｒの含有量が０．０５２ｗｔ％よりも大きい炭素鋼配管は、腐食が抑制されて腐食量が著しく低減されることが分った。発明者らは、Ｃｒ含有炭素鋼配管の腐食を抑制するために、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量を０．０５２ｗｔ％よりも大きくすればよいと認識した。また、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量は、０．４ｗｔ％未満にするとよい。Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量は、好ましくは、０．０５２ｗｔ％よりも大きくすればよいと認識した。なお、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量が０．４ｗｔ％以上になると、Ｃｒ含有炭素鋼配管を、他の部材、例えば、他のＣｒ含有炭素鋼配管と溶接した場合、それらの溶接部にＣｒの偏析が生じる可能性がある。このため、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量は０．４ｗｔ％未満にする必要がある。したがって、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量は、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合にすればよい。
また、好ましくは、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量は、０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内にすることが望ましい。
０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管は、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒ、０．３０ｗｔ％〜０．３３ｗｔ％（０．３０ｗｔ％以上０．３３ｗｔ％以下）の範囲内のＣ、０．１０ｗｔ％〜０．３５ｗｔ％（０．１０ｗｔ％以上０．３５ｗｔ％以下）の範囲内のＳｉ、０．３０ｗｔ％〜１．００ｗｔ％（０．３０ｗｔ％以上１．００ｗｔ％以下）の範囲内のＭｎ、０．０３５ｗｔ％以下のＰ、及び０．０３５ｗｔ％以下のＳを含み、残部がＦｅであるＣｒ含有炭素鋼配管である。このＣｒ含有炭素鋼配管では、「０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒ」を「０．０６ｗｔ％以上０．３９ｗｔ％以下の範囲内のＣｒ」にしてもよい。
また、好ましくは、０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管は、０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒ、０．３０ｗｔ％〜０．３３ｗｔ％（０．３０ｗｔ％以上０．３３ｗｔ％以下）の範囲内のＣ、０．１０ｗｔ％〜０．３５ｗｔ％（０．１０ｗｔ％以上０．３５ｗｔ％以下）の範囲内のＳｉ、０．３０ｗｔ％〜１．００ｗｔ％（０．３０ｗｔ％以上１．００ｗｔ％以下）の範囲内のＭｎ、０．０３５ｗｔ％以下のＰ、及び０．０３５ｗｔ％以下のＳを含み、残部がＦｅであるＣｒ含有炭素鋼配管である。このＣｒ含有炭素鋼配管では、「０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒ」を「０．１３ｗｔ％以上０．３９ｗｔ％以下の範囲内のＣｒ」にしてもよい。
０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管の内面への酸化処理を行う際には、１０μｇ／Ｌ以上３００μｇ／Ｌ以下の範囲内の濃度の酸素を含む水をそのＣｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させるとよい。Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させる水の酸素濃度が１０μｇ／Ｌ未満になると、Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に酸化皮膜が形成されなくなり、その酸素濃度が３００μｇ／Ｌを超えると形成されたその酸化皮膜に孔食が生じる可能性がある。このため、Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させる水の酸素濃度は、１０μｇ／Ｌ以上３００μｇ／Ｌ以下の範囲内の濃度にする。
なお、Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に酸化処理を実施するために、Ｃｒ含有炭素鋼配管に供給する、酸素を含む水の温度は、１００℃〜２００℃（１００℃以上２００℃以下）の温度範囲内の温度であることが望ましい。さらに、Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に酸化処理を実施するために、酸素を含む水をＣｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させる時間は、５０時間以上５００時間以下の範囲内の時間であることが望ましい。
図２に示された実験結果を基に、発明者らは、酸化処理を施した場合のＣｒ０．０１５ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食速度（８９０時間〜１７２０時間のデータを利用）、酸化処理を施す前のＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食速度（２００時間〜３９０時間のデータを利用）、及び酸化処理後のＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食速度（１２００時間〜１７２０時間のデータを利用）を求めた。求められたそれぞれの腐食速度を図４に示す。図４によれば、酸化処理を施したＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の腐食速度は、酸化処理を施していないＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管のそれの１／１０に低下することが分かった。
溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌである１９０℃の高温水を２ｍ／ｓでＣｒ含有炭素鋼配管に通水した場合におけるＣｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量とＣｒ含有炭素鋼配管の腐食速度の関係を図５に示す。図５に示された結果によれば、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量が０．０５２ｗｔ％よりも大きくなると、Ｃｒ含有炭素鋼配管の腐食速度が抑制される。このため、Ｃｒ含有炭素鋼配管のＣｒ含有量が０．０５２ｗｔ％よりも大きくなると、Ｃｒを含有する酸化皮膜がＣｒ含有炭素鋼配管の内面に形成される可能性があることが分かった。
以上の検討結果を反映した本発明の実施例を以下に説明する。
本発明の好適な一実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用される実施例１の炭素鋼配管の腐食抑制方法を、図１に基づいて説明する。本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法は、沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲプラント）の、Ｃｒ含有炭素鋼配管を用いた浄化系配管に適用される。
このＢＷＲプラント１の概略構成を、図１を用いて説明する。ＢＷＲプラント１は、原子炉２、タービン９、復水器１０、再循環系、原子炉浄化系及び給水系等を備えている。原子炉２は、炉心４を内蔵する原子炉圧力容器(以下、ＲＰＶという)３を有し、ＲＰＶ３内で炉心４を取り囲む炉心シュラウド（図示せず）の外面とＲＰＶ３の内面との間に形成される環状のダウンカマ内に複数のジェットポンプ５を設置する。炉心４には多数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットが充填された複数の燃料棒（図示せず）を含む。
再循環系は、ステンレス鋼製の再循環系配管６、及び再循環系配管６に設置された再循環ポンプ７を有する。給水系は、復水器１０とＲＰＶ３を連絡する給水配管１１に、復水ポンプ１２、復水浄化装置（例えば、復水脱塩器）１３、低圧給水加熱器１４、給水ポンプ１５及び高圧給水加熱器１６を、復水器１０からＲＰＶ３に向って、この順番に設置して構成される。水素注入装置２７は、開閉弁２９が設けられた水素注入配管２８によって、復水ポンプ１２と復水浄化装置１３の間で給水配管１１に接続される。原子炉浄化系は、再循環系配管６と給水配管１１を連絡する浄化系配管１８に、浄化系ポンプ１９、再生熱交換器２０、非再生熱交換器２１及び炉水浄化装置２２をこの順番に設置している。浄化系配管１８は、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成される。
開閉弁２５が、浄化系配管１８の非再生熱交換器２１と炉水浄化装置２２の間の部分に設置される。開閉弁２４を有するバイパス配管２３の一端部が、浄化系配管１８の非再生熱交換器２１と開閉弁２５の間の部分に接続される。そのバイパス配管２３の他端部が、浄化系配管１８の炉水浄化装置２２よりも下流の部分で且つ浄化系配管１８の炉水浄化装置２２と再生熱交換器２０の間の部分に接続される。浄化系配管１８は、再循環ポンプ７の上流で再循環系配管６に接続される。原子炉２は、原子炉建屋（図示せず）内に配置された原子炉格納容器２６内に設置される。
そして、酸素注入装置３０が、開閉弁３１が設けられた酸素注入配管３２によって、炉水浄化装置２２の下流側においてバイパス配管２３と浄化系配管１８の接続点と再生熱交換器２０の間で、浄化系配管１８に接続されている。
ＢＷＲプラント１の定格運転時において、ＲＰＶ３内の２８０℃の冷却水（以下、炉水という）は、再循環ポンプ７で昇圧され、再循環系配管６を通ってジェットポンプ５内に噴出される。ダウンカマ内でジェットポンプ５のノズルの周囲に存在する炉水も、ジェットポンプ５内に吸引されて炉心４に供給される。炉心４に供給された炉水は、燃料棒内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、加熱された一部の炉水が蒸気になる。この蒸気は、ＲＰＶ３から主蒸気配管８を通ってタービン９に導かれ、タービン９を回転させる。タービン９に連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。タービン９から排出された蒸気は、復水器１０で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管１１を通りＲＰＶ３内に供給される。給水配管１１を流れる給水は、復水ポンプ１２で昇圧され、復水浄化装置１３で不純物が除去され、給水ポンプ１５でさらに昇圧される。給水は、低圧給水加熱器１４及び高圧給水加熱器１６で加熱されてＲＰＶ３内に導かれる。抽気配管１７でタービン９から抽気された抽気蒸気が、給水の加熱源として、低圧給水加熱器１４及び高圧給水加熱器１６にそれぞれ供給される。
再循環系配管６内を流れる炉水の一部は、浄化系ポンプ１９の駆動によって浄化系配管１８内に流入し、再生熱交換器２０及び非再生熱交換器２１で冷却された後、炉水浄化装置２２で浄化される。浄化された炉水は、再生熱交換器２０で加熱されて浄化系配管１８及び給水配管１１を経てＲＰＶ３に戻される。
運転を経験したＢＷＲプラント１が燃料交換及び保守点検のために停止しているとき、シュウ酸水溶液を用いた、浄化系配管１８の還元除染が実施され、浄化系配管１８の内面に形成された、放射性物質を含む酸化皮膜が除去される。
燃料交換及び保守点検が終了した後、上記の還元除染が実施されたＢＷＲプラント１の、次の運転サイクルでの運転開始のために、上端部が解放されていたＲＰＶ３に上蓋を取り付けてＲＰＶ３を密封し、ＢＷＲプラント１を起動する。ＢＷＲプラント１が起動されたとき、ＲＰＶ３内の炉水は、再循環ポンプ７で昇圧され、再循環系配管６を通ってジェットポンプ５内に噴出される。ダウンカマ内でジェットポンプ５のノズルの周囲に存在する炉水も、ジェットポンプ５内に吸引されて炉心４に供給される。炉心から吐出された炉水は、ダウンカマ内に戻される。再循環系配管６を流れる炉水の一部は、再循環系配管６から浄化系配管１８に供給され上記したように、浄化系ポンプ１９で昇圧され、再生熱交換器２０及び非再生熱交換器２１を通過して炉水浄化装置２２に導かれる。炉水浄化装置２２では、炉水に含まれる放射性核種及び不純物が除去される。浄化されて炉水浄化装置２２から排出された炉水は、再生熱交換器２０で熱を回収して温度が上昇し、浄化系配管１８及び給水配管１１を経てＲＰＶ３に供給される。このとき、原子炉出力が０％であるため、給水配管１１による給水のＲＰＶ３への供給が行われていない。
再循環系配管６内を流れる炉水は、再循環ポンプ７の駆動によって発生するジュール熱によって加熱され、再循環ポンプ７の半日程度の駆動により１００℃まで温度が上昇する。そして、ＲＰＶ３の上端部が解放されていた関係上、高濃度の溶存酸素が炉水に含まれており、炉水の溶存酸素を脱気する必要がある。ＲＰＶ３内で炉水の水面上方に形成される空間と復水器１０が脱気配管（図示せず）によって連絡されているため、復水器１０内を負圧にする真空ポンプ（図示せず）の駆動により、ＲＰＶ３内のその空間の圧力を低下させ、炉水中の溶存酸素を脱気する。脱気された酸素は、ＲＰＶ３から排出され、脱気配管を通して復水器１０に導かれ、その真空ポンプに連絡されるオフガス系に排出される。
上記した炉水の脱気が終了した後、前述の脱気配管に設けられた開閉弁（図示せず）を閉じ、そして、開閉弁３１を開いて、酸素注入装置３０から酸素注入配管３２を通してバイパス配管２３と浄化系配管１８の接続点よりも下流で浄化系配管１８に酸素を注入する。このとき、開閉弁２４が開いて開閉弁２５が閉じているため、非再生熱交換器２１から排出された炉水が、バイパス配管２３を通って流れ、酸素注入配管３２と浄化系配管１８の接続点に達したとき、この１００℃の炉水に酸素注入装置３０からの酸素が注入される。浄化系配管１８内を流れる炉水の溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌになるように、開閉弁３１の開度を制御してその酸素の注入量が調節される。浄化系配管１８内を流れる炉水の溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌになったことは、浄化系配管１８からサンプリングした炉水を分析することによって確認できる。３０μｇ／Ｌの溶存酸素を含む１００℃の炉水が、浄化系配管１８の、再循環系配管６と浄化系配管１８との接続点と浄化系配管１８とバイパス配管２３との接続点の間の部分、バイパス配管２３、浄化系配管１８の、バイパス配管２３と浄化系配管１８との接続点との接続点と浄化系配管１８と給水配管１１との接続点の間の部分、給水配管１１（給水配管１１の、浄化系配管１８と給水配管１１の接続点よりもＲＰＶ３側の部分）、及びＲＰＶ３を含む閉ループを循環する。循環する、溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである炉水が浄化系配管１８の内面に接触し、その溶存酸素によって、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成される浄化系配管１８の内面に酸化処理が施される。
浄化系配管１８の内面に酸化処理が実施されているとき、開閉弁２５を閉じられており、溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである炉水の炉水浄化装置２２への供給が停止される。酸素を含む炉水が炉水浄化装置２２に供給されないため、炉水浄化装置２２に存在するイオン交換樹脂がその酸素によって劣化するのを防止することができ、放射性核種を吸着するそのイオン交換樹脂の寿命短縮が抑制される。
やがて、炉心４から制御棒（図示せず）が引き抜かれて炉心４が未臨界状態から臨界状態になり、炉心４内の炉水が燃料棒内の核燃料物質の核分裂で生じる熱で加熱される。炉心４では蒸気が発生せず、まだ、タービン９には蒸気が供給されていない。炉水は、核加熱によって温度が上昇し、１００℃よりも高い温度（２００℃以下の温度）になる。温度が上昇した、酸素を含む炉水は、浄化系配管１８に供給され、浄化系配管１８の内面の酸化処理が継続して行われる。この酸化処理によってＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成された浄化系配管１８の内面には、そのＣｒ含有炭素鋼配管に含まれるＣｒ量（０．３１ｗｔ％）よりも多いＣｒ量を含む酸化皮膜が浄化系配管１８の内面に形成される。このように、形成された酸化皮膜に含まれるＣｒ量が増加するのは、Ｃｒ含有炭素鋼配管から鉄が炉水に溶出し、Ｃｒが残るためである。
３０μｇ／Ｌの溶存酸素濃度を含む炉水を浄化系配管１８の内面に接触させる時間は、酸素注入装置３０から浄化系配管１８への酸素注入の開始から５０時間以上５００時間以下の範囲内の、例えば、３００時間である。酸素注入開始から３００時間を経過した時点では、炉水の温度は、１００°以上２００℃以下の範囲内の温度である。
さらに、制御棒が炉心４から引き抜かれ、原子炉２の昇温昇圧工程において、ＲＰＶ３内の圧力が定格圧力まで上昇され、その核分裂で生じる熱によって炉水が加熱されてＲＰＶ３内の炉水の温度が定格温度（２８０℃）まで上昇される。ＲＰＶ３内の圧力が定格圧力になり、炉水温度が定格温度に上昇した後、炉心４からの制御棒の引き抜き、及び炉心４に供給される炉水の流量増加により、原子炉出力が定格出力（１００％出力）まで上昇される。定格出力を維持した、ＢＷＲプラント１の定格運転が、その運転サイクルの終了まで継続される。原子炉出力が、例えば、１０％出力まで上昇したとき、炉心４で発生した蒸気が主蒸気配管８を通してタービン９に供給されて発電が開始され、これ以降、ＢＷＲプラント１の運転が終了するまで、ＲＰＶ３からタービン９に蒸気が供給され、発電が継続される。原子炉出力が１０％出力以上になったとき、復水器で蒸気の凝縮によって生じた水が、給水配管１１を通してＲＰＶ３に供給される。
浄化系配管１８への酸素注入の開始から３００時間が経過したとき、開閉弁３１が閉じられ、開閉弁２９を開く。水素注入装置２７から給水配管１１に水素が注入される。この水素は、給水と共にＲＰＶ３に供給される。炉水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌになるように、開閉弁２９の開度を制御し、給水配管１１への水素の注入量を調節する。浄化系配管１８内を流れる炉水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌになったことは、浄化系配管１８からサンプリングした炉水を分析することによって確認できる。炉水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌまで低下した後、開閉弁２５が開いて開閉弁２４が閉じられ、その炉水が炉水浄化装置２２に供給される。水素注入装置２７からの水素の注入は、本運転サイクルでのＢＷＲプラント１の運転が終了するまで行われる。
本実施例によれば、高濃度（例えば、３０μｇ／Ｌ）の溶存酸素濃度の炉水の接触によって浄化系配管１８の内面に形成されたＣｒ含有酸化皮膜は、その後に低濃度（例えば、２μｇ／Ｌ）の溶存酸素濃度の炉水が浄化系配管１８の内面に接触してもその内面に形成された状態で保持される。このため、浄化系配管１８の腐食が著しく抑制される。
ＲＰＶ３内の炉水に含まれる微量の放射性核種が浄化系配管１８を構成するＣｒ含有炭素鋼配管の内面に付着するが、その内面に本実施例における酸化処理を施してＣｒ含有炭素鋼配管の腐食を抑制することによって、その腐食に伴い浄化系配管１８の内面に付着する放射性核種の量を著しく低減できる。このため、本実施例は、ＢＷＲプラント１の保守点検時における、作業者の放射線被ばくを著しく抑制することができる。
本実施例では、浄化系配管１８をＣｒ含有炭素鋼配管で構成しているため、ＢＷＲプラントの運転中において、ＲＰＶ３内の炉水に、例えば、給水配管を通して貴金属（例えば、白金）が注入されても、浄化系配管１８の腐食を抑制することができる。すなわち、Ｃｒ含有炭素鋼配管で構成された浄化系配管１８の、白金注入による腐食は、Ｃｒを含有していない炭素鋼配管で構成された浄化系配管で生じる、腐食よりも抑制することができる。本実施例は、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管であるＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成された浄化系配管１８の内面に酸化処理が施されて０．３１ｗｔ％のＣｒを含む酸化皮膜が形成されるため、浄化系配管１８内を流れる炉水に含まれる白金によってもたらされる、浄化系配管１８における腐食は、さらに抑制される。このような効果は、後述の実施例２及び３においても生じる。
本実施例は、新設のＢＷＲプラント１の、例えば、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成された浄化系配管１８に対しても適用することができる。
本発明の好適な他の実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用される実施例２の炭素鋼配管の腐食抑制方法を、図６に基づいて説明する。本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法では、図６に示される加熱水循環装置３４が用いられる。
加熱水循環装置３４は、加熱装置３５、循環ポンプ３６、配管（水供給配管）３７及び配管３８を有する。配管３７は加熱装置３５の出口側に接続され、循環ポンプ３６が配管３７に設置される。配管３８が、加熱装置３５の入口側に接続される。水導入管（図示せず）が配管３７に接続され、排水管（図示せず）が配管３８に接続される。
本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法では、加熱水循環装置３４を用いて１本１本のＣｒ含有炭素鋼配管の内面に酸化処理が施される。内面に酸化処理を実施するＣｒ含有炭素鋼配管、例えば、１本のＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３が、加熱水循環装置３４の配管３７及び３８のそれぞれに接続される。すなわち、配管３７がＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の一端部に接続され、配管３８がＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の他端部に接続される。Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３、配管３８、加熱装置３５及び配管３７を含む閉ループが形成される。Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３、配管３８、加熱装置３５及び配管３７内に水が満たされるように、水導入管から配管３７に、酸素を含む水が供給される。
その閉ループ内の水が循環ポンプ３６によって昇圧されてその閉ループ内を循環し、循環する水が加熱装置３５によって加熱される。この加熱によって循環する水が、１００℃〜２００℃の範囲内の、例えば、１５０℃に加熱される。図６に図示されていないが、図１に示される酸素注入装置３０が、開閉弁３１を有する酸素注入配管３２によって配管３７に接続される。酸素注入装置３０は、配管３７ではなく、酸素注入配管３２によって配管３８に接続してもよい。Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３に供給される水の溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌになるように、開閉弁３１の開度を制御して酸素注入装置３０から酸素注入配管３２を通して配管３７に供給する酸素量を調節する。溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１５０℃の水が、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の内面に接触することにより、その内面に酸化処理が施されて０．３１ｗｔ％のＣｒを含有する酸化皮膜が形成される。５０時間〜５００時間の範囲内の、例えば、３００時間の間、酸素を含む１５０℃の水が、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の内面に接触される。
３００時間が経過したとき、循環ポンプ３６の駆動及び加熱装置３５による加熱が停止され、閉ループ内の水が上述の排水管から排出される。冷却によりＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の温度が低下した後、内面に酸化処理が実施されたＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３が、配管３７及び３８から取り外される。そして、新たなＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３が、配管３７及び３８のそれぞれに接続され、加熱水循環装置３４を用いて、その新たなＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の内面に前述の酸化処理が施される。
内面に酸化処理が実施された複数本のＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３を互いに溶接して接続することにより、新規のＢＷＲプラント１の浄化系配管１８が構成される。浄化系配管１８が構成された新規のＢＷＲプラント１の建設が終了した後、このＢＷＲプラント１の運転が開始される。実施例１と同様に、本実施例でも、ＢＷＲプラント１は、昇温昇圧工程及び原子炉出力の上昇工程を経て定格運転状態になる。このような運転が行われるＢＷＲプラント１では、原子炉出力が１０％になって給水が給水配管１１を通してＲＰＶ３に供給される。このとき、開閉弁２９を開いて、水素注入装置２７から給水配管１１に水素を注入する。この水素は、給水と共にＲＰＶ３に供給される。炉水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌになるように、開閉弁２９の開度を制御し、給水配管１１への水素の注入量を調節する。水素注入装置２７からの水素の注入は、運転サイクルでのＢＷＲプラント１の運転が終了するまで行われる。
本実施例は、実施例１で生じる効果を得ることができる。
加熱水循環装置３４を用いて内面に酸化処理が施されたＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３は、前述したような新規のＢＷＲプラント１の浄化系配管１８の構成に使用するだけでなく、運転を経験した既設のＢＷＲプラント１の浄化系配管１８にも適用することができる。すなわち、既設のＢＷＲプラント１の運転停止後の保守点検時において、浄化系配管１８の一部に損傷が発見されたとき、浄化系配管１８の損傷した部分は、切断されて取り外され、新しいＣｒ含有炭素鋼配管を用いて修復される。この新しいＣｒ含有炭素鋼配管は、加熱水循環装置３４を用いて内面に酸化処理が施されたＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３である。内面に酸化処理が施されたＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３は、対象のＢＷＲプラント１の場所まで輸送され、浄化系配管１８の、損傷した部分が取り除かれた位置に配置される。内面に酸化処理が施されたＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の一端が、浄化系配管１８の切断された一つの端部に溶接にて接続され、そのＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の他端が、浄化系配管１８の切断された他の端部に溶接にて接続される。この結果、損傷した部分が除去された浄化系配管１８が、内面に酸化処理が施されたＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３によって修復される。
浄化系配管１８が修復され、保守点検作業が終了した後、運転停止中の既設のＢＷＲプラント１が起動される。この起動後において、水素注入装置２７から給水配管１１に水素が注入され、注入された水素はＲＰＶ３に供給される。水素の注入により炉水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌなる。水素注入装置２７からの水素の注入は、本運転サイクルでの既設のＢＷＲプラント１の運転が終了するまで行われる。
本発明の好適な他の実施例である実施例３の炭素鋼配管の腐食抑制方法を、図７を用いて説明する。本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法は、ＢＷＲプラントの、Ｃｒ含有炭素鋼配管を用いた浄化系配管に適用される。実施例１の炭素鋼配管の腐食抑制方法が起動後のＢＷＲプラント１で浄化系配管１８において実施されるのに対して、本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法は、ＢＷＲプラント１の運転停止中で浄化系配管１８において実施される。
本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法では、実施例２で用いられた加熱水循環装置３４が使用される。ＢＷＲプラント１の運転が停止されているとき、加熱水循環装置３４が浄化系配管１８に接続される。浄化系配管１８は、例えば、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成されている。ＢＷＲプラント１の運転停止中において、炉水浄化装置２２よりも下流で浄化系配管１８の、炉水浄化装置２２と再生熱交換器２０の間に設けられた弁３９Ａのボンネットを開放して炉水浄化装置２２側を封鎖する。加熱水循環装置３４の配管３７の端部が弁３９Ａのフランジに接続され、配管３７のその端部が炉水浄化装置２２の下流側で浄化系配管１８に接続される。また、炉水浄化装置２２よりも下流で浄化系配管１８の、給水配管１１との接続点と再生熱交換器２０の間に設けられた弁３９Ｂのボンネットを開放して給水配管１１側を封鎖する。加熱水循環装置３４の配管３８の端部が弁３９Ｂのフランジに接続され、配管３８のその端部が給水配管１１付近で浄化系配管１８に接続される。配管３７の端部及び配管３８の端部のそれぞれが浄化系配管１８に接続され、浄化系配管１８及び配管３７及び３８を含む閉ループが形成される。
浄化系配管１８の、弁３９Ａと弁３９Ｂの間の部分は、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成されている。浄化系配管１８の、弁３９Ａと弁３９Ｂの間の部分、及び配管３７及び３８内に水が満たされるように、水導入管から配管３７に、酸素を含む水が供給される。
その閉ループ内の水が循環ポンプ３６によって昇圧されてその閉ループ内を循環し、循環する水が加熱装置３５によって加熱される。この加熱によって循環する水が、１００℃〜２００℃の範囲内の、例えば、１５０℃に加熱される。開閉弁３１の開度を制御して酸素注入装置３０から酸素注入配管３２を通して配管３７に供給する酸素量を、実施例２と同様に調節し、弁３９Ａと弁３９Ｂの間の浄化系配管１８内を流れる水の溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌになるように調節される。溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１５０℃の水が、弁３９Ａと弁３９Ｂの間で浄化系配管１８の内面に接触することにより、その内面に酸化処理が施されて０．３１ｗｔ％のＣｒを含有する酸化皮膜が形成される。５０時間〜５００時間の範囲内の、例えば、３００時間の間、酸素を含む１５０℃の水が、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の内面に接触される。
３００時間が経過したとき、循環ポンプ３６の駆動及び加熱装置３５による加熱が停止され、閉ループ内の水が配管３８に接続された排水管から排出される。排水管を通して排出された上記の閉ループ内の水（この水は浄化系配管１８の内面に接触するため、放射性廃液である）は高圧ホースを通して廃液処理装置（図示せず）に排出され、廃液処理装置で処理される。
Ｃｒを含有する酸化皮膜を浄化系配管１８の内面に形成した後、配管３７が弁３９Ａから取り外されて配管３８が弁３９Ｂから取り外され、弁３９Ａ及び３９Ｂのそれぞれが復旧される。
その後、ＢＷＲプラント１の運転が開始される。実施例１と同様に、本実施例でも、ＢＷＲプラント１は、昇温昇圧工程及び原子炉出力の上昇工程を経て定格運転状態になる。このような運転が行われるＢＷＲプラント１では、原子炉出力が１０％になったとき、開閉弁２９を開いて、水素注入装置２７から給水配管１１に水素を注入する。注入されたこの水素は、ＲＰＶ３に供給され、ＲＰＶ３内の炉水に注入される。水素の炉水への注入により、炉水に含まれる酸素とその水素が炉水に注入された貴金属の作用により反応して水になる。炉水の溶存酸素濃度が減少し、炉水の溶存酸素濃度は２μｇ／Ｌになる。水素注入装置２７からの水素の注入は、運転サイクルでのＢＷＲプラント１の運転が終了するまで行われる。
本実施例は、実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、加熱水循環装置３４を用いるため、浄化系配管１８の内面への酸化処理をＢＷＲプラント１の運転停止中に行うことができる。
ＢＷＲプラント１の浄化系配管１８の損傷した部分が新しいＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管を用いて補修されたとき、浄化系配管１８の、例えば、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管を用いて補修された部分の内面に対して酸化処理を実施する場合にも、本実施例を適用することができる。
浄化系配管１８の損傷部分を切断して浄化系配管１８から取り外し、新しいＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管を用いて浄化系配管１８を修復する。修復された浄化系配管１８のＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管が、配管３７及び３８を含む閉ループに含まれるように、加熱水循環装置３４の配管３７及び３８のそれぞれを、上記したように弁３９Ａ及び３９Ｂのそれぞれを介して浄化系配管１８に接続する。
その閉ループ内の水が加熱装置３５によって加熱されながら循環ポンプ３６によって昇圧されてその閉ループ内を循環する。１５０℃に加熱された溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌの水が、弁３９Ａと弁３９Ｂの間で、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管を含む浄化系配管１８の内面に接触することにより、その内面に酸化処理が施されて上記の酸化皮膜が形成される。
そして、配管３７及び３８のそれぞれを浄化系配管１８から取り外して弁３９Ａ及び３９Ｂのそれぞれを復旧し、ＢＷＲプラント１を起動させる。ＢＷＲプラント１の起動後、ＲＰＶ３内の炉水に水素が注入され、水素を含む炉水が、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管を用いて補修された浄化系配管１８に導かれる。
本発明の好適な他の実施例である実施例４の炭素鋼配管の腐食抑制方法を、図８を用いて説明する。本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法は、加圧水型原子力プラント（以下、ＰＷＲプラントという）の、Ｃｒ含有炭素鋼配管を用いた給水配管に適用される。本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法は、ＰＷＲプラントの運転停止中で給水配管において実施される。
このＰＷＲプラントの概略構成を、図８を用いて説明する。ＰＷＲプラントは、原子炉圧力容器４０、蒸気発生器４１、加圧器４４、タービン４６及び復水器４７を備えている。原子炉圧力容器４０内の炉心には、核燃料物質を有する複数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている。ＰＷＲプラントは、一次冷却系及び二次冷却系を有する。一次冷却系は、原子炉圧力容器４０、蒸気発生器４１及び循環ポンプ４２が配管４３によって接続されて構成される。加圧器４４が、配管４３の、原子炉圧力容器４０と蒸気発生器４１の間の部分に接続される。複数本の伝熱管４１Ａが、蒸気発生器４１内に設置される。配管４３は、蒸気発生器４１の伝熱管側に連絡される。二次冷却系は、蒸気発生器４１のシェル側とタービン４６を主蒸気配管４５で連絡し、復水器４７と蒸気発生器４１のシェル側を給水配管４８で連絡することによって構成される。給水配管４８は、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成される。脱塩器４９、脱気器５０及び給水ポンプ５１が給水配管４８に設けられる。開閉弁５２が復水器４７と脱塩器４９の間で給水配管４８に設けられ、開閉弁５３が給水ポンプ５１と蒸気発生器４１の間で給水配管４８に設けられる。
ＰＷＲプラントの運転中において、循環ポンプ４２で昇圧された炉水が配管４３を通って原子炉圧力容器４０に供給される。原子炉圧力容器４０に達した炉水は、炉心で燃料集合体内の核燃料物質の核分裂で生じる熱によって加熱され、温度が上昇する。加熱された炉水は、配管４３により、蒸気発生器４１の各伝熱管４１Ａ内に供給される。これらの伝熱管４１Ａから排出された炉水は、循環ポンプ４２で昇圧されて原子炉圧力容器４０に導かれる。
給水ポンプ５１で昇圧された給水は、給水配管４８により蒸気発生器４１のシェル側（蒸気発生器４１内で伝熱管４１Ａの外側の領域）に供給される。この給水は、蒸気発生器４１の各伝熱管４１Ａに供給される炉水によって加熱され、蒸気になる。発生した蒸気は、蒸気発生器４１のシェル側から主蒸気配管４５に排出される。蒸気は、主蒸気配管４５を通してタービン４６に供給されてタービン４６を回転させる。タービン４６に連結された発電機（図示せず）も回転し、電力が発生する。タービン４６から排出された蒸気は、復水器４７で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管４８内を導かれ、給水ポンプ５１で昇圧されて蒸気発生器４１のシェル側に供給される。給水配管４８内を流れる給水は、脱塩器４９で浄化される。特に、復水器４７では、復水器４７内に設置された伝熱管（図示せず）に供給される海水によってタービン４６から排出される蒸気を凝縮しているが、この伝熱管が損傷してその海水が伝熱管から復水器４７内の給水に漏洩した場合には、給水に含まれる海水成分（ナトリウムイオン及び塩化物イオン）が脱塩器４９で除去され、その海水成分の蒸気発生器４１への流入が防止される。
さらに、給水配管４８に設けられた脱気器５０は、給水に含まれる溶存酸素ガスを除去する。このため、脱気器５０から排出された吸水の溶存酸素濃度が低下し、溶存酸素濃度が低くなった給水が蒸気発生器４１に供給される。このため、蒸気発生器４１の健全性を高めることができる。
脱気器５０を用いて給水の溶存酸素濃度を低下させる替りに、給水配管４８内を流れる給水にヒドラジン等の化学薬品を添加し、給水に含まれる溶存酸素を化学的に除去してもよい。なお、給水配管４８内を流れる給水の溶存酸素濃度が低下して、給水配管４８を構成する炭素鋼配管が腐食することを抑制するために、その給水のｐＨをアルカリ性にするアンモニア等の化学薬品が添加される。
本実施例の炭素鋼配管の腐食抑制方法では、加熱水循環装置３４の配管３７の端部が開閉弁５２付近で給水配管４８に接続され、加熱水循環装置３４の配管３８の端部が開閉弁５３付近で給水配管４８に接続される。この結果、給水配管４８及び配管３７及び３８を含む閉ループが形成される。
給水配管４８の、開閉弁５２と開閉弁５３の間の部分、及び配管３７及び３８内に水が満たされるように、水導入管から配管３７に、酸素を含む水が供給される。その閉ループ内の水が循環ポンプ３６によって昇圧されてその閉ループ内を循環し、循環する水が加熱水循環装置３４の加熱装置３５によって加熱される。この加熱によって循環する水が、１００℃〜２００℃の範囲内の、例えば、１５０℃に加熱される。図８に図示されていないが、図１に示される酸素注入装置３０が、開閉弁３１を有する酸素注入配管３２によって配管３７に接続される。酸素注入装置３０は、配管３７ではなく、酸素注入配管３２によって配管３８に接続してもよい。開閉弁３１の開度を制御して酸素注入装置３０から酸素注入配管３２を通して配管３７に供給する酸素量を、実施例２と同様に調節し、配管３７と給水配管４８の接続点と配管３８と給水配管４８の接続点の間の給水配管４８内を流れる水の溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌになるように調節される。溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである１５０℃の水が、開閉弁５２と開閉弁５３の間で給水配管４８、すなわち、給水配管４８を構成するＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管の内面に接触することにより、その内面に酸化処理が施されて０．３１ｗｔ％のＣｒを含有する酸化皮膜が形成される。５０時間〜５００時間の範囲内の、例えば、３００時間の間、酸素を含む１５０℃の水が、Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管３３の内面に接触される。なお、配管３７と給水配管４８の接続点と配管３８と給水配管４８の接続点の間の給水配管４８において、溶存酸素濃度３０μｇ／Ｌの水を流して給水配管４８のその区間の内面に酸化処理を施している間、脱気器５０の脱気機能を停止する。
３００時間が経過したとき、循環ポンプ３６の駆動及び加熱装置３５による加熱が停止され、閉ループ内の水が、放射性廃液として、配管３８に接続された排水管から排出される。配水管を通して排出された放射性廃液は高圧ホースを通して廃液処理装置（図示せず）に排出され、廃液処理装置で処理される。
酸化処理によって酸化皮膜が給水配管４８の内面に形成された後、配管３７が弁３９Ａから取り外されて配管３８が弁３９Ｂから取り外され、弁３９Ａ及び３９Ｂのそれぞれが復旧される。
その後、ＰＷＲプラントの運転が開始される。ＰＷＲプラントにおいて、復水器４７から蒸気発生器４１への給水が開始されたとき、脱気器５０で給水に含まれる溶存酸素が脱気されて給水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌに低下する。脱気器５０による給水の脱気は、運転サイクルでのＰＷＲプラントの運転が終了するまで行われる。
本実施例によれば、ＰＷＲプラントにおいて、高濃度（例えば、３０μｇ／Ｌ）の溶存酸素濃度の給水の接触によって給水配管４８の内面に形成されたＣｒ含有酸化皮膜は、その後に低濃度（例えば、２μｇ／Ｌ）の溶存酸素濃度の給水が給水配管４８の内面に接触してもその内面に形成された状態で保持される。このため、給水配管４８の腐食が著しく抑制される。
本実施例は、図１に示すＢＷＲプラント１の給水配管１１に適用することができる。すなわち、加熱水循環装置３４の配管３７の端部を、ＢＷＲプラント１のＣｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管で構成された給水配管１１に設けられた低圧給水加熱器１４の上流側で給水配管１１に接続し、配管３８の端部を、給水配管１１に設けられた高圧給水加熱器１６の下流側で給水配管１１に接続される。加熱水循環装置３４の加熱装置３５で加熱されて、例えば、１５０℃になった、溶存酸素濃度が３０μｇ／Ｌである水が、給水配管１１の内面に接触してその内面に酸化処理が施される。給水配管１１の内面にＣｒを含む酸化皮膜が形成された後、配管３７及び３８を給水配管から取り外す。そして、給水配管１１に接続された水素注入装置２７から注入された水素をＲＰＶ３に供給する。このため、給水配管１１を通過する給水の溶存酸素濃度が２μｇ／Ｌに低下する。
１…沸騰水型原子力プラント、３，４０…原子炉圧力容器、８，４５…主蒸気配管、９，４６…タービン、１０，４７…復水器、１１、４８…給水配管、１８…浄化系配管、２０…再生熱交換器、２２…炉水浄化装置、２３…バイパス配管、２７…水素注入装置、３０…酸素注入装置、３３…Ｃｒ０．３１ｗｔ％含有炭素鋼配管、３４…加熱水循環装置、３５…加熱装置、３７，３８…配管、４１…蒸気発生器、５０…脱気器。

Claims (13)

  1. 原子力プラントの炭素鋼配管を構成する、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管に酸素を含む水を供給し、酸素を含む前記水により前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に酸化処理を施すことを特徴とする炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  2. ０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含む前記Ｃｒ含有炭素鋼配管は、０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒ、０．３０ｗｔ％以上０．３３ｗｔ％以下の範囲内のＣ、０．１０ｗｔ％以上０．３５ｗｔ％以下の範囲内のＳｉ、０．３０ｗｔ％以上１．００ｗｔ％以下の範囲内のＭｎ、０．０３５ｗｔ％以下のＰ、及び０．０３５ｗｔ％以下のＳを含み、残部がＦｅであるＣｒ含有炭素鋼配管である請求項１に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  3. ０．０５２ｗｔ％よりも大きく０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒは、０．０６ｗｔ％以上０．３９ｗｔ％以下の範囲内のＣｒである請求項２に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  4. 前記Ｃｒ含有炭素鋼配管として、０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内の割合のＣｒを含むＣｒ含有炭素鋼配管を用いる請求項１に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  5. ０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒを含む前記Ｃｒ含有炭素鋼配管は、０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒ、０．３０ｗｔ％以上０．３３ｗｔ％以下の範囲内のＣ、０．１０ｗｔ％以上０．３５ｗｔ％以下の範囲内のＳｉ、０．３０ｗｔ％以上１．００ｗｔ％以下の範囲内のＭｎ、０．０３５ｗｔ％以下のＰ、及び０．０３５ｗｔ％以下のＳを含み、残部がＦｅであるＣｒ含有炭素鋼配管である請求項４に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  6. ０．１３ｗｔ％以上０．４ｗｔ％未満の範囲内のＣｒは、０．１３ｗｔ％以上０．３９ｗｔ％以下の範囲内のＣｒである請求項５に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  7. 前記原子力プラントの原子炉圧力容器に連絡される前記Ｃｒ含有炭素鋼配管に、前記原子力プラントの運転中において、酸素を含む前記水として前記原子炉圧力容器内の炉水を供給し、
    前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面への前記酸化処理は、その運転中において、酸素を含む前記炉水を、前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させることによって行われる請求項１ないし６のいずれか１項に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  8. 前記原子力プラントの原子炉圧力容器に連絡される前記Ｃｒ含有炭素鋼配管に、前記原子力プラントの運転停止後で前記原子力プラントの起動前において、前記Ｃｒ含有炭素鋼配管に接続された水供給配管を通して、酸素を含む前記水を供給し、
    前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面への前記酸化処理は、前記原子力プラントの運転停止後で前記原子力プラントの起動前において、前記水供給配管により供給された、酸素を含む前記水を、前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させることによって行われる請求項１ないし６のいずれか１項に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  9. 酸素を含む前記水が、前記原子力プラントの運転停止後で前記原子力プラントの起動前において、前記Ｃｒ含有炭素鋼配管及び前記水供給配管を含む閉ループ内を循環する請求項８に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  10. 前記原子力プラントの原子炉圧力容器で加熱された炉水が供給される蒸気発生装置に連絡される前記Ｃｒ含有炭素鋼配管に、前記原子力プラントの運転停止後で前記原子力プラントの起動前において、前記Ｃｒ含有炭素鋼配管に接続された水供給配管を通して、酸素を含む前記水を供給し、
    前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面への前記酸化処理は、前記原子力プラントの運転停止後で前記原子力プラントの起動前において、前記水供給配管により供給された、酸素を含む前記水を、前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させることによって行われる請求項１ないし６のいずれか１項に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  11. 酸素を含む前記水による前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面への前記酸化処理は、前記Ｃｒ含有炭素鋼配管が、前記原子力プラントの原子炉圧力容器、及び前記原子力プラントの原子炉圧力容器で加熱された炉水が供給される蒸気発生装置のいずれかに連絡された状態になる前に、前記酸化処理が施されていない状態の前記Ｃｒ含有炭素鋼配管に対して実施され、
    内面への前記酸化処理が実施された前記Ｃｒ含有炭素鋼配管が、前記原子力プラントに組み込まれて、前記原子炉圧力容器及び前記蒸気発生装置のいずれかに連絡される請求項１ないし６のいずれか１項に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  12. 前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面への前記酸化処理は、酸素濃度が１０μｇ／Ｌ以上３００μｇ／Ｌ以下の範囲内の濃度であって温度が１００℃以上２００℃以下の範囲内の温度である、酸素を含む前記水を用いて行われる請求項１ないし１１のいずれか１項に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
  13. 前記酸化処理は、５０時間以上５００時間の範囲内の時間の間、酸素を含む前記水を前記Ｃｒ含有炭素鋼配管の内面に接触させることによって行われる請求項１２に記載の炭素鋼配管の腐食抑制方法。
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