JP4538022B2 - 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置 - Google Patents

原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置 Download PDF

Info

Publication number
JP4538022B2
JP4538022B2 JP2007152989A JP2007152989A JP4538022B2 JP 4538022 B2 JP4538022 B2 JP 4538022B2 JP 2007152989 A JP2007152989 A JP 2007152989A JP 2007152989 A JP2007152989 A JP 2007152989A JP 4538022 B2 JP4538022 B2 JP 4538022B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
film
ions
pipe
iron
forming liquid
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2007152989A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2008304381A (ja
Inventor
秀幸 細川
誠 長瀬
諭 森澤
元昭 坂下
勝男 横田
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Original Assignee
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi GE Nuclear Energy Ltd filed Critical Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority to JP2007152989A priority Critical patent/JP4538022B2/ja
Priority to TW097118369A priority patent/TWI416543B/zh
Priority to US12/134,277 priority patent/US20090316852A1/en
Publication of JP2008304381A publication Critical patent/JP2008304381A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP4538022B2 publication Critical patent/JP4538022B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/022Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
    • G21C17/0225Chemical surface treatment, e.g. corrosion
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemically Coating (AREA)
  • Chemical Treatment Of Metals (AREA)

Description

本発明は、原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及び原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置に関する。
例えば、沸騰水型原子力発電プラント(以下、BWRプラントと略記する。)は、原子炉圧力容器(RPVと称する)内に炉心を内蔵した原子炉を有する。再循環ポンプ(またはインターナルポンプ)によって炉心に供給された冷却水は、炉心内に装荷された燃料集合体内の各燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、原子炉からタービンに導かれ、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、水になる。この水は、給水として原子炉に供給される。給水は、原子炉内での放射性腐食生成物の発生を抑制するため、給水配管に設けられたろ過脱塩装置で主として金属不純物が除去される。
また、放射性腐食生成物の元となる腐食生成物は、RPV及び再循環系配管等の接水部からも発生することから、主要な一次系の構成部材には腐食の少ないステンレス鋼、ニッケル基合金などの不銹鋼が使用されている。また、低合金鋼製のRPVは内面にステンレス鋼の肉盛りが施され、低合金鋼が、直接、炉水(RPV内に存在する冷却水)と接触することを防いでいる。炉水とは、原子炉内に存在する冷却水である。さらには、炉水の一部を原子炉浄化系のろ過脱塩装置によって浄化し、炉水中に僅かに存在する金属不純物を積極的に除去している。
しかし、上述のような腐食対策を講じても、炉水中における極僅かな金属不純物の存在は避けられないため、一部の金属不純物が、金属酸化物として、燃料集合体に含まれる燃料棒の表面に付着する。燃料棒表面に付着した金属不純物(例えば、金属元素)は、燃料棒内の核燃料から放出される中性子の照射により原子核反応を起こし、コバルト60、コバルト58、クロム51、マンガン54等の放射性核種になる。これらの放射性核種は、大部分が酸化物の形態で燃料棒表面に付着したままであるが、一部の放射性核種は、取り込まれている酸化物の溶解度に応じて炉水中にイオンとして溶出したり、クラッドと呼ばれる不溶性固体として炉水中に再放出されたりする。炉水中の放射性物質は、原子炉浄化系によって取り除かれる。しかしながら、除去されなかった放射性物質は炉水とともに再循環系などを循環している間に、構成部材の炉水と接触する表面に蓄積される。その結果、構成部材表面から放射線が放射され、定検作業時の従事者の放射線被曝の原因となる。その従業者の被曝線量は、各人毎に規定値を超えないように管理されている。近年この規定値が引き下げられ、各人の被曝線量を経済的に可能な限り低くする必要が生じている。
そこで、配管への放射性核種の付着を低減する方法、及び炉水中の放射性核種の濃度を低減する方法が様々検討されている。例えば、亜鉛などの金属イオンを炉水に注入して、炉水と接触する再循環系配管内面に亜鉛を含む緻密な酸化皮膜を形成させることにより、酸化皮膜中へのコバルト60及びコバルト58等の放射性核種の取り込みを抑制する方法が提案されている(特開昭58−79196号公報参照)。
また、化学除染後の原子力プラント構成部材表面にフェライト皮膜としてマグネタイト皮膜を形成することによって、プラントの運転後においてその構成部材表面に放射性核種が付着することを抑制する方法が、特開2006−38483号公報に提案されている。この方法は、鉄(II)イオンを含むギ酸水溶液、過酸化水素及びヒドラジンを含み、常温から100℃の範囲に加熱された処理液を、その構成部材表面に接触させてその表面にフェライト皮膜を形成するものである。
特開昭58−79196号公報 特開2006−38483号公報
しかし、特開昭58−79196号公報に記載のように、亜鉛などの金属イオンを炉水中に注入して酸化皮膜への取り込みをコバルト60などの放射性イオンと競合させる方法は、運転中に常に亜鉛イオンを注入し続けなければならず、また、亜鉛自体の放射化を避けるために同位体分離した亜鉛を使用しなければならないという問題がある。
特開2006−38483号公報に記載されたフェライト皮膜を形成する方法は、特開昭58−79196号公報で生じる上記した問題を生じない。そのフェライト皮膜の形成によって、原子力プラント構成部材への放射性核種の付着を抑制することができる。この方法は、他の方法に比べて原子力プラント構成部材への放射性核種の付着量を著しく抑制でき、原子力プラントの再循環系配管の表面線量率を十分低減することができる。フェライト皮膜であるマグネタイト皮膜自身への放射性コバルトイオン等の拡散による取り込み量は皆無にはならない(特開2006−38483号公報の図4の試料E参照)。
本発明の目的は、放射性核種の付着をさらに抑制することができる原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置を提供することにある。
上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子力プラントの運転が停止された後、亜鉛(II)イオン及びニッケル(II)イオンのいずれか、鉄(II)イオン、鉄(II)イオンを鉄(III)イオンに酸化する薬剤、及びpH調整剤を含む皮膜形成液を昇圧するポンプ、及び皮膜形成液を加熱する加熱装置を有する皮膜形成液配管の両端を、原子力プラントの構成部材である配管系に連絡させ、
加熱装置によって60℃〜100℃の範囲内の温度に調節された皮膜形成液を皮膜形成液配管を通して配管系内に供給し、
配管系の、冷却材と接する表面に、皮膜形成液を接触させ、
その表面に、亜鉛を含むフェライト皮膜及びニッケルを含むフェライト皮膜のいずれかの皮膜を形成し、
この皮膜がその表面に形成された後で原子力プラントの運転開始前に、皮膜形成液配管を配管系から取り外すことにある。
構成部材である配管系の冷却材に接する表面に形成される亜鉛を含むフェライト皮膜及びニッケルを含むフェライト皮膜のいずれかの皮膜は、亜鉛またはニッケルを含まないフェライト皮膜(マグネタイト皮膜)よりも安定性がさらに向上するので、配管系のその表面への放射性核種の付着がより抑制される。
鉄(II)イオンを含む第1の薬剤は、鉄(II)イオンを含む化合物またはその水溶液であれば特に限定されるものではない。例えば、鉄(II)イオンを含む第1の薬剤として、鉄と、有機酸又は無機酸との塩の水溶液を用いることができる。特に、有機酸及び炭酸は、使用後に二酸化炭素や水に分解することができるので、第1薬剤に使用するために好ましい物質である。有機酸としては、例えば、ギ酸、マロン酸、ジグリコール酸及びシュウ酸等を例示することができる。フェライト皮膜の生成量及び均一性の観点から、第1の薬剤としてはギ酸鉄(II)の水溶液を用いることが好ましい。さらには、金属鉄を電極として用いる電解により鉄電極から溶出する鉄(II)イオンを含む水溶液を第1の薬剤として用いることもできる。
亜鉛(II)イオン及びニッケル(II)イオンのうち少なくとも一方のイオンを含む第2の薬剤は、亜鉛(II)イオン及びニッケル(II)イオンを含む化合物またはその水溶液であれば特に限定されるものではない。例えば、亜鉛(II)イオン及びニッケル(II)イオンのうち少なくとも一方のイオンを含む第2薬剤として、亜鉛またはニッケルと、有機酸又は無機酸との塩の水溶液を用いることができる。特に、有機酸や炭酸は、第1薬剤の場合と同様に、上記した物質及び水に分解するので、第2薬剤に使用するために好ましい物質である。有機酸としては、例えば、ギ酸、マロン酸、ジグリコール酸、シュウ酸等を例示することができる。
第3の薬剤は、鉄(II)イオンを鉄(III)イオンに酸化する作用を有する酸化剤またはその水溶液を用いることができる。鉄(II)イオンを含む溶液からフェライトを形成させるためには、まずその一部を酸化して鉄(III)イオンにする必要がある。酸化剤としては、例えば、過酸化水素が挙げられる。
第1の薬剤、第2の薬剤及び第3の薬剤を含む処理液(好ましくは、水溶液)がフェライト皮膜の形成に用いられるが、この処理液は所定の範囲のpHに調整することが好ましい。第4の薬剤は、処理液のpHを調節するpH調整剤またはその水溶液である。pH調整剤により処理液のpHは5.5〜9.0に調整される。pH調整剤として、例えば、ヒドラジン等の塩基を用いることができる。
本発明によれば、原子力プラント構成部材への放射性核種の付着をさらに抑制することができる。
発明者らは、特開2006−38483号公報に記載されたフェライト皮膜を形成する方法よりも原子力プラント構成部材への放射性核種の付着をさらに抑制することができる方法を見出すために種々の検討を行った。この結果、発明者らは、溶存酸素の金属母材内への拡散速度が遅い温度条件(例えば、100℃以下)でマグネタイトの緻密な皮膜を形成させた後、このマグネタイト皮膜に亜鉛が取り込まれた皮膜を形成することによって、亜鉛を含まないマグネタイト皮膜よりも、放射性核種のコバルトの取り込みをより抑制できることを明らかにした。
すなわち、発明者らは、原子力プラント構成部材であるステンレス鋼の表面に、マグネタイト皮膜、及び亜鉛を含むフェライト皮膜をそれぞれ形成した後、BWRの運転条件の高温水中に浸漬してCo−60の付着量を調べた。ステンレス鋼の表面に亜鉛を含むマグネタイト皮膜を形成した場合に、図2に示すようにステンレス鋼の表面へのCo付着量を大きく減少できることが分かった。図2において、縦軸は試料A、B、C、DのCo−60付着量の相対値を示している。試料Aはステンレス鋼の表面を機械的に研磨した試料、試料Bは280℃、8MPaの炉水の条件下でステンレス鋼の表面に予備酸化皮膜を形成させた試料、試料Cはステンレス鋼の表面に100℃以下の条件で空隙率0.03未満のマグネタイト皮膜を形成させた試料、及び試料Dはステンレス鋼の表面に亜鉛を含むマグネタイト皮膜を形成した試料である。予備酸化皮膜を付与した試料Bは、Co−60の付着抑制対策をしていない試料Aに比べて、Co−60の付着量が少なくなっている。皮膜が形成された試料B及びCの、Co−60の付着試験前の断面形状を示す電子顕微鏡写真を図3に示す。図4は、図3に示す電子顕微鏡写真を模式的に表したものであり、図3及び図4に示す試料B及びCのそれぞれの状態は同じものである。高温水中で皮膜を形成した試料Bは、表面に形成したマグネタイトの皮膜に空隙率0.03の隙間が存在する。試料Bは、この隙間を通してコバルトを吸着し易いクロム主成分の酸化皮膜に、Co−60が取り込まれるので、隙間の無い試料Cよりも付着量が多くなる。試料C及びDについて、エネルギー分散型X線元素組成分析装置(EDX)で分析を行った結果を表1に示す。試料Cは亜鉛を含んでいない。試料Cに含まれたCr,Mn,Fe,Niの合計の含有量は99.5%であり、残りの0.5%は不純物の割合である。試料Dでは形成したマグネタイト皮膜内に亜鉛が含まれていることが分かる。この形成された亜鉛含有マグネタイト皮膜により、試料DのCo−60付着量は図2に示すように大きく抑制されるのである。
Figure 0004538022
発明者らは、亜鉛含有マグネタイト皮膜の形成によってCo−60の付着が著しく抑制される原因を追究した。まず、マグネタイト(Fe)と亜鉛フェライト(ZnFe)の炉水温度における安定性を比較するため、マグネタイト及び亜鉛フェライトに含まれる2価イオンの交換反応についての標準自由エネルギー変化(ΔG)を調べた。その結果、亜鉛フェライトのΔGは負であり、マグネタイトよりも亜鉛フェライトが安定であることが分かった。すなわち、100℃以下の条件で形成した空隙率0.03未満のマグネタイト皮膜が形成されているところへ亜鉛が供給されると、(1)式の反応によってマグネタイトに含まれる鉄(II)イオンの一部を亜鉛(II)イオンに置き換わる。これによって、試料Dの表面に作成された亜鉛フェライト皮膜の安定性が更に向上した。これによって母材の腐食がさらに抑制される方向に働き、Co−60の付着がマグネタイト皮膜の場合よりも更に抑制されると考えられる。
Fe+Zn2+=ZnFe+Fe2+ ……(1)
(ΔG=−9.4kJ/mol)
((1)式の出典:M. Haginuma et.al., 1998 JAIF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plant, p.122)
上記した考え方によれば、亜鉛の替りにニッケルを用いても同様の効果が得られると考えられる。マグネタイトとニッケルフェライト(NiFe)の炉水温度における安定性を比較するため、マグネタイトとニッケルフェライトに含まれる2価イオンの交換反応についての標準自由エネルギー変化(ΔG)を調べた。その結果、ニッケルフェライトのΔGは負であり、マグネタイトよりもニッケルフェライトが安定であることが分かった。すなわち、100℃以下の条件で形成した空隙率0.03未満のマグネタイト皮膜が形成されているところへニッケルが供給されると、(2)式の反応によってマグネタイトに含まれる鉄(II)イオンの一部がニッケル(II)イオンに置き換わり、それによって皮膜の安定性が更に向上する。これによって母材の腐食がさらに抑制される方向に働き、Co−60の付着がマグネタイト皮膜の場合よりも更に抑制されると考えられる。
Fe+Ni2+=NiFe+Fe2+ ……(2)
(ΔG=−18.66kJ/mol)
((2)式の出典:M. Haginuma et.al., 1998 JAIF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plant, p.122)
本発明は、発明者らが得た上記の検討結果に基づいて成されたものである。
上記の試料として用いた金属母材は原子力プラント構成部材を模擬したものである。原子力プラント構成部材は、原子力プラントを構成する部材であって原子力プラントの原子炉で生成される放射性物質を含む炉水と接触する金属部材である。原子力プラント構成部材としては、例えば、BWRプラントの炉水再循環系または炉水浄化系を構成する金属部材が挙げられるが、これに限るものではない。亜鉛フェライト皮膜またはニッケルフェライト皮膜は、加圧水型原子炉(PWR)を有する原子力プラント(PWRプラント)における炉水と接触する金属部材の表面に形成することも可能である。これらの金属部材には主にステンレス鋼が使用される。
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実施例1の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法を、図1、図5及び図6を用いて説明する。実施例1は、BWR発電プラント(以下、BWRプラントという)に適用した例である。このBWRプラントの概略構成を図5に基づいて、BWRプラントの構成部材の表面にフェライト皮膜を形成するときに用いられる皮膜形成装置(フェライト皮膜形成装置)の概略構成を図8に基づいて、それぞれ説明する。
原子力発電プラントであるBWRプラントは、原子炉1、タービン3、復水器4、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1は、炉心13を内蔵する原子炉圧力容器(以下、RPVという)12を有し、RPV12内にジェットポンプ14を設置している。原子炉1は原子炉格納容器11内に設置される。炉心13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を含んでいる。再循環系は再循環ポンプ21及び再循環系配管22を有し、再循環ポンプ21が再循環系配管22に設置されている。給水系は、復水器4とRPV12を連絡する給水配管10に、復水ポンプ5、復水浄化装置6、給水ポンプ7、低圧給水加熱器8及び高圧給水加熱器9を設置して構成される。原子炉浄化系は、再循環系配管22と給水配管10を連絡する浄化系配管20に、浄化系ポンプ24、再生熱交換器25、非再生熱交換器26及び炉水浄化装置27を設置して構成される。浄化系配管20は、再循環ポンプ21より上流で再循環系配管22に接続される。
RPV12内の冷却水は、再循環ポンプ21で昇圧され、再循環系配管22を通ってジェットポンプ14内に噴出される。周囲に存在する冷却水も、ジェットポンプ14内に吸引され、炉心13に供給される。炉心13に供給された冷却水は、燃料棒内の各燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、RPV12から主蒸気配管2を通ってタービン3に導かれ、タービン3を回転させる。タービン3に連結された発電機(図示せず)が回転され、電力が発生ずる。タービン3から排出された蒸気は、復水器4で凝縮され、水になる。この水は、給水として、給水配管10を通りRPV12内に供給される。給水配管10を流れる給水は、復水ポンプ5で昇圧され、復水浄化装置6で不純物が除去され、給水ポンプ7でさらに昇圧され、低圧給水加熱器8及び高圧給水加熱器9で加熱される。抽気配管15で主蒸気配管2、タービン3から抽気された抽気蒸気が、低圧給水加熱器8及び高圧給水加熱器9にそれぞれ供給され、給水の加熱源となる。
再循環系配管22内を流れる冷却水の一部は、浄化系ポンプ24の駆動によって浄化系配管20内に流入し、炉水浄化装置27で浄化される。浄化された冷却水は、浄化系配管20及び給水配管10を経てRPV12内に戻される。
BWRプラントの運転が停止された後、皮膜形成装置30の循環配管35が、再循環系配管22及び浄化系配管20に接続される。皮膜形成装置30は、仮設の設備であり、フェライト皮膜の形成に使用した溶液の処理が終了した後、再循環系配管22及び浄化系配管20から取り外される。皮膜形成装置30は、再循環系配管22の内面へのフェライト皮膜の形成、及びこの皮膜の形成に使用された溶液(廃液)の処理の両方に用いられる。さらに、皮膜形成装置30は、再循環系配管22内の化学除染を行う際にも用いられる。
皮膜形成装置30の詳細な構成を、図6により説明する。皮膜形成装置30は、サージタンク31、循環配管35、薬液タンク40,45,46,51、フィルタ77、分解装置64及びカチオン交換樹脂塔60を備えている。上流より、開閉弁47、循環ポンプ48、弁52、加熱器53、弁55,56,57、サージタンク31、循環ポンプ32、弁33及び開閉弁34が、上流よりこの順に循環配管35に設けられている。弁52をバイパスして両端が循環配管35に接続される配管78に、弁76及びフィルタ77が設けられる。加熱器53及び弁55をバイパスする配管66の両端が循環配管35に接続される。冷却器58及び弁59が配管66に設置される。両端が循環配管35に接続されて弁56をバイパスする配管67に、カチオン交換樹脂塔60及び弁61が設置される。両端が循環配管35に接続されて弁56をバイパスする配管68に、混床樹脂塔62及び弁63が設置される。弁65及び分解装置64が設置される配管69が、弁57をバイパスして循環配管35に接続される。分解装置64は、内部に、例えば、ルテニウムを活性炭の表面に添着した活性炭触媒を充填している。弁36及びエゼクタ37が設けられる配管70が、弁33と弁49の間で循環配管35に接続され、さらに、サージタンク31に接続される。化学除染の対象となる配管(例えば、再循環系配管22)の内面の汚染物を酸化溶解するための過マンガン酸、さらには配管内の汚染物を還元溶解するためのシュウ酸をサージタンク31内に供給するためのホッパ(図示せず)がエゼクタ37に設けられている。化学除染の対象となる配管は、フェライト皮膜を内面に形成する対象の配管である。
鉄(II)イオン注入装置が、薬液タンク45、注入ポンプ43及び注入配管72を有する。薬液タンク45は、注入ポンプ43及び弁41を有する注入配管72によって循環配管35に接続される。薬液タンク45は、鉄をギ酸で溶解して調製した2価の鉄(II)イオンを含む薬剤(第1の薬剤)が充填されている。この薬剤はギ酸を含んでいる。なお、鉄を溶解させる薬剤としては、ギ酸に限らず、鉄(II)イオンの対アニオンとなる有機酸又は炭酸を用いることができる。亜鉛(II)イオン注入装置は、薬液タンク51、注入ポンプ50及び注入配管71を有する。薬液タンク51は、注入ポンプ50及び弁49が設置された注入配管71によって循環配管35に接続される。薬液タンク51は、亜鉛をギ酸で溶解して調製した2価の亜鉛(II)イオンを含む薬剤(第2の薬剤)を充填している。酸化剤注入装置が、薬液タンク46、注入ポンプ44及び注入配管73を有する。薬液タンク46は、注入ポンプ44及び弁42が設置された注入配管73によって循環配管35に接続される。薬液タンク46は、酸化剤(第3の薬剤)である過酸化水素が充填されている。pH調整剤注入装置が、薬液タンク40、注入ポンプ39及び注入配管74を有する。薬液タンク40は、注入ポンプ39及び弁38が設置された注入配管74によって循環配管35に接続される。薬液タンク40はpH調整剤(第4の薬剤)であるヒドラジンを充填する。弁54を設けた配管75が配管73と配管69を連絡する。サージタンク31は、最初に、処理に用いられる水が充填されている。薬液タンク45及びサージタンク31には、それぞれの内部に存在する溶液に含まれる酸素を除去するために、窒素又はアルゴンなどの不活性ガスをバブリングする不活性ガス注入装置(図示せず)を接続することが好ましい。
亜鉛(II)イオン注入装置の循環配管35への第2接続点(注入配管71と循環配管35の接続点)は、鉄(II)イオン注入装置の循環配管35への第1接続点(注入配管72と循環配管35の接続点)よりも下流であって、酸化剤注入装置の循環配管35への第3接続点(注入配管73と循環配管35の接続点)よりも上流に位置している。その第3接続点は、上記の第2接続点よりも下流であって、pH調整剤注入装置の循環配管35への第4接続点(注入配管74と循環配管35の接続点)よりも上流に位置している。各接続点は、上流より、第1接続点、第2接続点、第3接続点及び第4接続点の順に配置されている。第4接続点の位置は、循環配管35において、化学除染及びフェライト皮膜形成の対象部位にできるだけ近くにすることが好ましい。弁54を設けた配管75が配管73と配管69を連絡する。サージタンク31は、処理に用いられる水が充填されている。薬液タンク45及びサージタンク31内に、水溶液に含まれる酸素を除去するために、窒素又はアルゴンなどの不活性ガスをバブリングすることが好ましい。
分解装置64は、鉄(II)イオンの対アニオンとして使用する有機酸(例えば、ギ酸)、及びpH調整剤のヒドラジンを分解できるようになっている。つまり、鉄(II)イオンの対アニオンとしては、廃棄物量の低減化を考慮して水や二酸化炭素に分解できる有機酸、又は気体として放出可能で廃棄物を増やさない炭酸を用いている。
皮膜形成装置30を用いて再循環系配管22内に亜鉛フェライト被膜を形成する本実施例の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法を、図1を用いて詳細に説明する。本実施例の放射性核種の付着抑制方法は、BWRプラントの運転が停止されているBWRプラントの定期検査(保守点検)の期間内で行われる。まず、皮膜形成装置30を皮膜形成対象の配管系に接続する(ステップS1)。すなわち、BWRプラントの運転がBWRプラントの定期検査のために停止された後、前述したように、循環配管35が再循環系配管22及び浄化系配管20に接続される。皮膜形成対象の配管系は、例えば、再循環系配管22である。浄化系配管20には弁23が設けられている。この弁23のボンネットを開放して浄化系配管20の炉水浄化装置26側を閉鎖する。弁23のフランジに循環配管35の一端を接続する。循環配管35の他端は、再循環ポンプ21よりも下流で再循環系配管22、例えば、再循環系配管22に接続された枝管(ドレン配管または計装配管などを切り離した枝管)に接続される。このようにして、皮膜形成装置30が再循環系配管22に接続される。なお、再循環系配管22内に供給された除染液及び皮膜形成水溶液がRPV12内に流入しないように、再循環系配管22の両端は、図8に示すように、プラグでそれぞれ封鎖される。
皮膜形成対象箇所に対する化学除染を実施する(ステップS2)。冷却水と接触する、再循環系配管22の内面は、放射性核種を取り込んだ酸化皮膜(汚染物)が形成されている。ステップS2の一例は、化学的な処理により放射性核種を取り込んだ酸化皮膜を、皮膜形成対象箇所である再循環系配管22の内面から取り除く処理である。皮膜形成対象の配管系へのフェライト皮膜の形成は、その配管系への放射性核種の付着抑制を目的とするものであるが、その形成に際してはその配管系の内面に対して予め化学除染を実施しておくことが好ましい。フェライト皮膜を形成する前に皮膜形成対象の金属部材の表面が露出されていればよいので、化学除染の替りに機械的な除染処理を適用することも可能である。
ステップS2で適用する化学除染は、公知の方法(特開2000−105295号公報参照)であるが、簡単に説明する。まず、弁34,33,57,56,55,52及び47を開き、他の弁を閉じた状態で、循環ポンプ32、循環ポンプ48を起動して、除染対象となる再循環系配管22内にサージタンク31内の水を循環させる。そして、加熱器53により循環する水の温度を約90℃まで昇温する。所定温度になった後、弁36を開く。配管70内を流れる水により、エゼクタ37につながっているホッパから配管70内に導かれる必要量の過マンガン酸カリウムがサージタンク31内に供給される。過マンガン酸カリウムはサージタンク31内で水に溶解し、酸化除染液が生成される。この酸化除染液は、循環ポンプ32の駆動によって循環配管35を通り、弁34及び浄化系配管20を経て再循環系配管22内に供給される。酸化除染液は、再循環系配管22の内面に形成されている酸化皮膜などの汚染物を酸化して溶解する。
酸化除染液による除染が終了した後、酸化除染液に残留する過マンガン酸イオンは、上記のホッパからシュウ酸をサージタンク31に注入することによって分解される。過マンガン酸カリウムの分解後、還元除染液を用いて、再循環系配管22内面に形成されている酸化皮膜等の汚染物の還元溶解を行う。還元除染液は、サージタンク31内にシュウ酸を供給することによって生成される。還元除染液のpHを調整するために、弁38を開いて薬液タンク40からヒドラジンを循環配管35内に供給する。ヒドラジンを含む還元除染液が、循環ポンプ32の駆動によって再循環系配管22内に供給され、再循環系配管22の内面を還元除染する。還元除染時に、弁61を開くと共に弁56の開度を調整し、還元除染液の一部をカチオン交換樹脂塔60に導く。再循環系配管22の内面から還元除染液中に溶出してきた金属陽イオンが、カチオン交換樹脂塔60内のカチオン交換樹脂に吸着され、除去される。
還元除染の終了後、除染液に残存するシュウ酸を分解するため、弁65を開いて弁57の開度を調整し、循環配管35内を流れる還元除染液の一部を分解装置64に供給する。このとき、弁54を開けて注入ポンプ44を駆動し、薬液タンク46内の過酸化水素を、配管75を通して分解装置64に導く。分解装置64は、過酸化水素及び活性炭触媒の作用によって還元除染液に含まれるシュウ酸及びヒドラジンを分解する。シュウ酸及びヒドラジンの分解後、弁55を閉じて加熱器53による加熱を停止させ、同時に、弁59を開けて除染液を冷却器58に供給する。除染液の温度が混床樹脂塔62に通水できる温度(例えば、60℃)まで低下した後、弁61を閉じて弁63を開き、除染液を混床樹脂塔62に供給する。混床樹脂塔62は除染液に含まれる不純物を除去する。
昇温から酸化溶解、酸化剤分解、還元溶解、還元剤分解、及び浄化運転を、例えば2〜3回程度繰り返すことにより、除染対象箇所における金属部材(再循環系配管22の構成部材)の、炉水と接触する表面に形成されていた酸化皮膜を含む汚染物を溶解して除去することができる。金属部材の酸化皮膜を含む汚染物を除去し、還元除染液に含まれるシュウ酸及びヒドラジンを分解した後、亜鉛フェライト皮膜の形成処理を行う。
皮膜形成対象箇所の除染、及び還元除染液の分解処理が終了した後、皮膜形成水溶液の温度調整を行う(ステップS3)。皮膜形成対象箇所の除染終了後において、皮膜形成装置30による最後の浄化運転が終了した後、以下の弁操作が行われる。弁76を開いて弁52を閉じ、フィルタ77への通水を開始する。弁56を開いて弁63を閉じることにより、混床樹脂塔62への通水を停止する。さらに、弁55を開いて加熱器53によって循環配管35内の水を所定温度まで加熱する。弁47,57,33,34は開いており、弁36,59,61,65,38,41,42,49,54は閉じている。フィルタ77への通水は水中に残留している微細な固形物を除去するためである。この固形物が残留していると、皮膜形成対象箇所での亜鉛フェライト皮膜の形成の際に、その固形物の表面にもフェライト皮膜が形成され、薬剤が無駄に使用されることになる。上記の固形物の除去によって、皮膜形成水溶液(処理液という)に含まれる薬剤を有効に使用できる。フィルタ77への通水を除染中に実施した場合には、溶解した高い放射能の放射性核種を含む固形物によってフィルタ77の線量率が高くなりすぎる恐れがある。このため、フィルタ77への通水は除染終了後に行う。上記固形物の除去が終了した時点で、弁52を開いて弁76を閉じる。
上記の所定温度は、100℃程度が好ましいが、これに限られない。要は原子炉の運転時に冷却水に含まれる放射性核種が、皮膜形成対象箇所に生成されるフェライト皮膜に取り込まれない程度に、その皮膜の結晶等の膜構造が緻密に形成できればよいのである。したがって、処理液の温度は少なくとも200℃以下が好ましく、下限は常温(20℃)でもよいが、皮膜の生成速度が実用範囲になる60℃以上が好ましい。100℃以上では処理液の沸騰を抑制するため、加圧しなければならず仮設設備の耐圧性が要求されるようになり設備が大型化するため好ましくない。
皮膜形成対象箇所にフェライト皮膜を形成させるためには、鉄(II)イオンが皮膜形成対象箇所の金属部材の表面に吸着される必要がある。しかし、処理液中の鉄(II)イオンは、溶存酸素によって(3)式に従って鉄(III)イオンに酸化される。鉄(III)イオンは、鉄(II)イオンに比べて溶解度が低いため、(4)式に従って水酸化鉄として析出してしまい、フェライト皮膜の形成に寄与しなくなってしまう。そこで、処理液中の溶存酸素を除去するため、上記したように、不活性ガスのバブリング又は真空脱気を行うことが好ましい。
4Fe2++O+2HO → 4Fe3++4OH ……(3)
Fe3++3OH → Fe(OH) ……(4)
ステップS3によって循環配管35内を循環する水の温度が所定温度に達した後、鉄(II)イオンを含む薬剤(水溶液)を循環配管35内に注入する(ステップS4)。すなわち、弁41を開いて注入ポンプ43を駆動し、鉄をギ酸で溶解して調製して得られた鉄(II)イオン及びギ酸を含む薬剤を、薬液タンク45から循環配管35内を流れる処理液に注入する。続いて、亜鉛(II)イオンを含む薬剤(水溶液)を循環配管35内に注入する(ステップS5)。弁49を開いて注入ポンプ50を駆動し、亜鉛をギ酸で溶解して調製して得られた亜鉛(II)イオン及びギ酸を含む薬剤を、薬液タンク51から循環配管35内を流れる処理液に注入する。酸化剤である過酸化水素を循環配管35内に注入する(ステップS6)。弁42を開いて注入ポンプ44を駆動し、過酸化水素を薬液タンク46から循環配管35内を流れる処理液に注入する。過酸化水素は、皮膜形成対象箇所の金属部材の表面に吸着された鉄(II)イオンをフェライト化させる。最後の薬剤であるpH調整剤を循環配管35内に注入する(ステップS7)。弁38を開いて注入ポンプ39を駆動し、pH調整剤であるヒドラジンを薬液タンク40から循環配管35内を流れる処理液に注入する。鉄(II)イオンを含む薬剤、亜鉛(II)イオンを含む薬剤、過酸化水素及びヒドラジンの注入により、循環配管35内の水と共に、循環配管35内で処理液が生成される。この処理液が循環配管35を通って再循環系配管22に供給される。皮膜形成水溶液と接触する再循環系配管22の内面で亜鉛を含むフェライト皮膜(以下、亜鉛フェライト皮膜という)の生成反応が生じる。ヒドラジンは、処理液のpHを反応開始条件となる5.5乃至9.0に調整するために使用される。制御装置(図示せず)は、pH計79によって計測された処理液のpH計測値に基づいて注入ポンプ39の回転速度を制御し、循環配管22内に注入するヒドラジンの注入速度を調整する。この制御によって、処理液のpHが上記の範囲内に調節される。
鉄(II)イオン、亜鉛(II)イオン、過酸化水素及びヒドラジンを含む処理液が再循環系配管22内に供給されることによって、再循環系配管22の内面に亜鉛フェライト皮膜が形成される。再循環系配管22の内面での亜鉛フェライト皮膜の形成の過程を、図7を用いて詳細に説明する。
処理液が酸性である場合には再循環系配管22の内面に、亜鉛フェライト皮膜が形成されない。このため、ヒドラジンによって処理液のpHが5.5乃至9.0に調整される。pHがこの範囲に調整された処理液が、循環配管35及び浄化系配管20を経て再循環系配管22内に供給される。化学除染が行われた再循環系配管22の内面には、OH(O2−)基が吸着されている(図7(A)参照)。処理液に含まれた鉄(II)イオンが、再循環系配管22の内面に吸着されたOH基のHと置換され、O2−と結合された状態で再循環系配管22の内面に吸着される(図7(B)参照)。酸素イオン及び鉄(II)イオンの層が再循環系配管22の内面に形成される。この状態で、再循環系配管22の内面に吸着された一部の鉄(II)イオンが過酸化水素の作用による酸化反応によって鉄(III)イオンになり、処理液に含まれた亜鉛(II)イオンがその内面に吸着された他の鉄(II)イオンと置換され、O2−と結合された状態で再循環系配管22の内面に吸着される(図7(C)参照)。O2−、鉄(III)イオン及び亜鉛(II)イオンが結合したZnフェライト皮膜80が、再循環系配管22の内面に形成される。加水分解によって、OH基が吸着されている鉄(III)イオン及び亜鉛(II)イオンに、OH基が吸着される。再循環系配管22内に処理液が存在するので、図7に示す(A)〜(D)の反応が繰り返され、Znフェライト皮膜80が成長していく。このようにして、再循環系配管22の内面にZnフェライト皮膜80が形成される。
ステップS4、S5、S6及びS7は連続的に行うことが好ましい。すなわち、鉄(II)イオンを含む薬剤が循環配管35の第2接続点に達したとき、亜鉛(II)イオンを含む薬剤の循環配管35への注入が開始される。鉄(II)イオン及び亜鉛(II)イオンを含む処理液が第3接続点に達したとき、過酸化水素の循環配管35への注入が開始される。過酸化水素を含む処理液が第4接続点に達したとき、ヒドラジンの循環配管35への注入が開始される。鉄(II)イオンを含む薬剤だけ先に注入して系を循環させると系内に残っている溶存酸素により酸化反応が生じる可能性が高くなり、無駄な反応による薬剤の損失と反応の阻害につながる。
鉄(II)イオン及び亜鉛(II)イオンを含む処理液に過酸化水素が供給されると、処理液に含まれている鉄(II)イオンの酸化反応が開始される。このとき、第1の薬剤に含まれる鉄(II)イオン濃度に対する、第3の薬剤に含まれる酸化剤(例えば、過酸化水素)の濃度の比が1/4(0.25)以下になると、処理液内での鉄(II)イオンと鉄(III)イオンの存在比率が皮膜生成反応に適した条件となる。ただし、このままでは処理液は酸性になっておりフェライト皮膜を形成することができないので、pH調整剤(例えば、ヒドラジン)を添加して皮膜形成水溶液のpHを5.5乃至9.0に調整する。この調整によって、Znフェライト皮膜の生成反応が開始される。したがって、循環配管35の内面への無駄なZnフェライト皮膜の形成を防止するため、pH調整剤の注入ポイントは原子炉格納容器11内で皮膜形成対象箇所の近くにするとよい。
鉄(II)イオンを含む薬剤(第1の薬剤)、亜鉛(II)イオンを含む薬剤(第2の薬剤)、過酸化水素(第3の薬剤)及びヒドラジン(第4の薬剤)の再循環配管35、すなわち、処理液への添加の順序は、第1の薬剤、第2の薬剤、第3の薬剤及び第4の薬剤の順序で添加するのが好ましい。第1の薬剤と第2の薬剤の添加の順番は入れ変えても良い。一方、第3の薬剤は第1及び第2の薬剤を添加してから添加するのが良い。第3の薬剤である過酸化水素は温度が高い金属表面で分解し易く、先に注入すると一部が無駄に消費されるので好ましくない。第4の薬剤を第3の薬剤より先に添加した場合はZnフェライト皮膜の形成は認められるものの、Znフェライト皮膜を形成する粒子径が大きくなる。したがって、薬剤を効率的に利用し、より緻密なZnフェライト皮膜を再循環系配管22の内面に形成させるためには、第1の薬剤、第2の薬剤、第3の薬剤及び第4の薬剤の順序で添加することが望ましい。
Znフェライト皮膜の形成が完了したかの判定が行われる(ステップS8)。Znフェライト皮膜の形成が不十分である場合には、ステップS4〜ステップS8の処理が繰り返される。再循環系配管22の内面でのZnフェライト皮膜の形成が十分である場合、すなわち、所定の厚みのZnフェライト皮膜が形成された場合には、ステップS9の廃液処理が行われる。
廃液処理(ステップS9)は、再循環系配管22内面へのZnフェライト皮膜の形成が完了した後、使用された処理液(以下、廃液という)に含まれているヒドラジン及びギ酸を分解する処理である。廃液の分解処理は皮膜形成装置30内で実行される。廃液の処理を実行している期間において、廃液は、循環ポンプ32の駆動によって循環配管35の一端から再循環系配管22の一端に供給され、再循環系配管22内を通って循環配管35の他端に戻される。弁47を介して循環配管35に戻された廃液は、循環ポンプ48の駆動により、加熱器53、弁52,55,56,57を通ってサージタンク31に戻される。弁76,59,61,63,36,41,42,49,38は閉じている。
処理液に含まれているヒドラジン及びギ酸の分解は、化学除染後におけるシュウ酸の分解と同様に、分解装置64を用いて行われる。弁57,65の開度を調整し、廃液の一部を分解装置64に供給する。弁54を開いて、薬液タンク46から配管75を通して過酸化水素が分解装置64に供給される。ヒドラジン及びギ酸は、分解装置64内で過酸化水素及び活性炭触媒の作用により分解される。ギ酸は(5)式の反応に基づいて二酸化炭素と水に、ヒドラジンは(6)式の反応に基づいて窒素と水にそれぞれ分解される。
HCOOH+H→CO+2H ……(5)
+2H→N+4H ……(6)
ヒドラジン及びギ酸をイオン交換樹脂塔60で処理することもできるが、イオン交換樹脂の廃棄物が増えてしまうので、これらの物質は分解装置64で分解処理するのが好ましい。なお、触媒を用いた分解処理装置64の替りに紫外線照射装置を用いることも可能である。紫外線照射装置も、酸化剤の存在下でヒドラジン、ギ酸及びシュウ酸を分解することができる。
なお、処理液に含まれる亜鉛(II)イオンは、例えば、以下のようにして除去される。処理液に含まれるギ酸及びヒドラジンの分解前に、鉄(II)イオン及び亜鉛(II)イオンが処理液に含まれている状態で、酸化剤である過酸化水素を薬剤タンク46から処理液に添加して、鉄(II)イオン及び亜鉛(II)イオンをそれぞれフェライト粒子として析出させる。鉄(II)イオンはマグネタイト粒子として析出され、亜鉛(II)イオンは亜鉛フェライト粒子として析出される。これらのマグネタイト粒子及び亜鉛フェライト粒子がフィルタ77によって処理液から除去される。
亜鉛(II)イオンの除去は、以下のようにすることも可能である。ギ酸及びヒドラジンを分解する際において、関係する弁の開閉を行って、処理液がカチオン交換樹脂塔60を通って分解装置64に導かれるように構成しても良い。これによって、ギ酸及びヒドラジンの分解時に、亜鉛(II)イオンをカチオン交換樹脂塔60で除去することができる。但しこの方法ではヒドラジンもカチオン交換樹脂塔60内のカチオン交換樹脂で除去されるため、放射性固体廃棄物である廃樹脂の量が増える。
ヒドラジン及びギ酸を分解装置64において上記のように気体及び水に分解することによって、カチオン交換樹脂塔60によるヒドラジン及び混床樹脂塔62によるギ酸の除去を回避できるので、これらのイオン交換樹脂の廃棄物量を著しく低減できる。
本実施例は、再循環系配管22の内面に形成される亜鉛を含む緻密なフェライト皮膜(空隙率が0.03%未満)の安定性が特開2006−38483号公報に記載の方法で形成された亜鉛を含んでいないフェライト皮膜よりもさらに向上するので、Co−60等の放射性核種の再循環系配管22内面への付着をさらに抑制することができる(図2参照)。亜鉛を含むフェライト皮膜を再循環系配管22の内面に形成することによって、再循環系配管22の母材の腐食もさらに抑制することができる。放射性核種の再循環系配管22内面への付着のさらなる抑制は、再循環系配管22の表面線量率をさらに低減することができる。このため、再循環系配管22の定期検査の作業時における検査を行う作業員及び補修を行う作業員の被曝をさらに低減することができる。本実施例は、亜鉛含有フェライト皮膜の形成に塩素を含む薬剤を用いていないので、原子炉構成部材の健全性を害することがない。
本実施例は、還元除染で使用するシュウ酸の分解、フェライト皮膜の形成及び皮膜形成水溶液の廃液の処理において酸化剤を用い、還元除染、フェライト皮膜の形成及び皮膜形成水溶液の廃液の処理においてpH調整剤を用い、還元除染で使用するシュウ酸の分解及び皮膜形成水溶液の廃液の処理において分解装置64を用いている。このため、酸化剤タンク、pH調整剤タンク及び分解装置64を、化学除染及びフェライト皮膜形成(廃液の処理を含む)で共用することができ、装置構成を単純化することができる。
鉄をギ酸で溶解して調製した2価の鉄(II)イオンを含む薬剤の替りに、鉄を炭酸で溶解して調製した2価の鉄(II)イオンを含む薬剤を第1の薬剤として用いることができる。この場合には、薬液タンク45内に鉄を炭酸で溶解して調製した2価の鉄(II)イオンを含む薬剤を充填し、鉄(II)イオン及び炭酸を含む薬剤がその薬品タンク45から循環配管35内に供給される。このため、処理液は炭酸を含んでいる。この炭酸を含む処理液も皮膜形成装置30で実施例1と同様に処理することが可能である。炭酸は、二酸化炭素及び水に分解される。
実施例1で用いられる第1の薬剤として、ギ酸水溶液に鉄を溶解させた第1の薬剤、このように鉄を溶解させたものからギ酸鉄(II)を析出させ、再び溶解させた第1の薬剤、ギ酸以外の有機酸に鉄を溶解した第1の薬剤を用いることが可能である。第1の薬剤としては、電解により金属鉄電極から溶出する鉄(II)イオンを含む溶液を使用することもできる。第3の薬剤として過酸化水素を用いているが、酸素及びオゾンなどの酸化剤を用いることができる。第4の薬剤としては、pHを5.5から9に維持することができ、水及び常温で気体に分解できれる物質であれば、ヒドラジンの替りに使用することができる。
更に、第2の薬剤として、ニッケル(II)イオンを含む薬剤を用いることができる。具体的には、ニッケルをギ酸で溶解して得られたニッケル(II)イオン及びギ酸を含む薬剤を、亜鉛(II)イオンを含む薬剤の替りに、薬液タンク51に充填している。ニッケル(II)イオンを含む薬剤を用いる場合にも、図6に示す皮膜形成装置30が用いられる。ニッケル(II)イオンを含む薬剤を薬液タンク51から循環配管35内に注入する以外の操作は、実施例1と同じである。薬液タンク45から注入された鉄(II)イオンを含む薬剤、薬液タンク51から注入されたニッケル(II)イオンを含む薬剤、薬液タンク46から注入された過酸化水素及び薬液タンク40から注入されたヒドラジンを含む処理液が循環配管35から再循環系配管22に導かれる。この処理液が再循環系配管22の内面に接触することによって、図7に示す亜鉛フェライト皮膜の形成の過程と同様な過程を経て、ニッケルを含むフェライト皮膜(以下、ニッケルフェライト皮膜という)が、再循環系配管22の内面に形成される。再循環系配管22の内面にニッケルフェライト皮膜を形成することによって、亜鉛フェライト皮膜80の形成によって生じる効果を得ることができる。ニッケルフェライト皮膜の形成後における処理液の処理も、実施例1と同様に行われる。ニッケルを炭酸で溶解して調製した2価のニッケル(II)イオンを含む薬剤を第2の薬剤として用いることができる。同様に、亜鉛を炭酸で溶解して調製した2価の亜鉛(II)イオンを含む薬剤を第2の薬剤として用いることができる。ニッケル(II)イオンを含む薬剤の使用は、後述の実施例2でも可能である。
BWRプラントに適用した、本発明の他の実施例である実施例2の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法を、図8を用いて説明する。本実施例に用いる図8に示す皮膜形成装置30の構成は、実施例1で用いられる皮膜形成装置30(図6参照)と同じ構成を有している。図8は、皮膜形成装置30の構成の一部が省略されている。本実施例の放射性核種の付着抑制方法も、実施例1と同様に図1に示すステップS1〜S9の各手順を実行する。
本実施例は、皮膜形成装置30の循環配管35の接続先が、実施例1における皮膜形成装置30の循環配管35の接続先と異なっている。本実施例では、循環配管35の一端が再循環系配管22に接続される枝管82に弁81を介して接続される。循環配管35の他端が再循環系配管22に接続される枝管84に弁83を介して接続される。本実施例も、再循環系配管22が皮膜形成対象箇所である。再循環系配管22の両端は、プラグ85,86によって封鎖される。以上に述べた循環配管35の再循環系配管22への接続、及びプラグ85,86による再循環系配管22の両端の封鎖は、ステップS1で行われる。ヒドラジンを注入する配管74は、原子炉格納容器11の内部で皮膜形成対象箇所の近で循環配管35に接続される。ステップS1の終了後、ステップS2〜S7の各手順が実行される。これによって、Znフェライト皮膜80が、実施例1と同様に、再循環系配管22の内面に形成される。その後、ステップS8及びS9が実行される。
本実施例において、皮膜形成装置30を再循環系配管22に接続した場合には、再循環系配管22内に2つの自由液面が生じる。処理液の、再循環系配管22内における液面の高さは、処理液がRPV12内に入らないように制御する必要がある。しかし、原子炉格納容器11内でRPV12外の存在するドライウェルでの線量率を低く抑えるためには、その処理液の水位はできるだけ高くすることが望ましい。これらの自由液面の高さは、循環ポンプ32、48の各吐出流量のバランスを、弁34、47を用いて微妙に調整することにより制御することができる。処理液の液面近傍ではZnフェライト皮膜が生成し易いこともあるため、その液面を変動させることにより滞留水となり易い再循環系配管22の上部に位置するライザー管内面にも効率的にZnフェライト皮膜を形成することができる。本実施例は、実施例1で生じる効果を得ることができる。
薬液タンク45及びサージタンク31への不活性ガスのバブリングだけでなく、再循環配管22内で自由液面よりも上方に形成されるそれぞれの気相領域に不活性ガスを供給することも可能である。この不活性ガス(例えば、窒素ガス)の供給は、図9に示すように、プラグ85に接続された不活性ガス供給配管87、及びプラグ86に接続された不活性ガス供給配管88によって行われる。不活性ガス供給配管87,88は不活性ガスボンベ(例えば、窒素ガスボンベ)(図示せず)に接続される。それぞれの気相領域からの不活性ガスの排出は、プラグ85に接続されたベント配管89、及びプラグ86に接続されたベント配管90によって行われる。
BWRプラントに適用した、本発明の他の実施例である実施例3の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法を、図10及び図11を用いて説明する。原子力プラントであるBWRプラントの給水配管10に亜鉛(II)イオン注入装置が接続される。亜鉛(II)イオン注入装置は、薬液タンク91、注入ポンプ92及び注入配管94を有する。薬液タンク91は、注入ポンプ92及び弁93が設置された注入配管94によって循環配管35に接続される。薬液タンク91は、亜鉛(II)イオンとなる酢酸亜鉛などの有機酸亜鉛塩を含む薬剤を充填している。本実施例は、実施例1と異なり、亜鉛(II)イオン注入装置が皮膜形成装置30の循環配管35ではなくBWRプラントの給水配管10に接続されている。本実施例で用いる皮膜形成装置は、図6に示す皮膜形成装置30の構成から亜鉛(II)イオン注入装置が取り除かれた構成を有している。有機酸亜鉛塩の替りに、炭酸亜鉛、酸化亜鉛または水酸化亜鉛を含む微粒子分散溶液、或はコロイド溶液も使うこともできる。これらの微粒子及びコロイドは、亜鉛(II)イオンではないが、RPV12内に持ち込まれると、RPV12内の高温の冷却水によって溶解されて亜鉛(II)イオンを生成する。
この皮膜形成装置を用いて再循環系配管22内に亜鉛フェライト皮膜を形成する本実施例の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法を、図10を用いて詳細に説明する。本実施例では、実施例1で実行されるステップS1〜S4及びステップS6〜S9の各処理が実行される。これらの処理によって、図12に示すマグネタイトを主成分とするフェライト皮膜(マグネタイト皮膜という)95が、再循環配管22の内面に形成される。このフェライト皮膜の形成はBWRプラントの定期検査の期間中に行われる。ステップS9が終了した後、皮膜形成装置が浄化系配管20及び再循環系配管22から取り外される(実施例1及び2においても同じ)。定期検査終了後にBWRプラントが起動される。このBWRプラントの起動後、例えば、定格運転時に、亜鉛(II)イオン注入装置を用いた亜鉛(II)イオンを含む薬剤の注入を行う(ステップS10)。弁93を開いて注入ポンプ92を駆動することによって、亜鉛(II)イオンを含む薬剤が薬液タンク91から給水配管10に注入される。亜鉛(II)イオンは、給水と共にRPV12内に導かれる。再循環ポンプ21が駆動されているため、この亜鉛(II)イオンは冷却水と共に再循環系配管22内に達する。再循環系配管22の内面に形成されているマグネタイト皮膜95のFe2+が冷却水に含まれるZn2+と置換される。この結果、再循環系配管22の内面にZnフェライト皮膜80(図7参照)がBWRプラントの運転中に形成される。
本実施例も、実施例1で生じる効果を得ることができる。また、本実施例ではプラント運転開始後に亜鉛(II)イオンを注入できるので、例えば、ある運転サイクルに対するBWRプラントの運転が終了したときの配管線量率が予想よりも高くなる場合でも、放射性核種の再循環系配管22の内面への付着を抑制することができる。すなわち、ある運転サイクルの次の運転サイクルでも亜鉛(II)イオンの注入を行うことができ、再循環系配管22の内面に形成されたマグネタイト皮膜内の亜鉛願流率を高めることができるので、亜鉛フェライト皮膜の安定性が向上して再循環系配管22の腐食が抑制される。しかも、再循環系配管22内面への放射性核種の付着を抑制することができる。
本実施例は、浄化系配管20の内面へのZnフェライト皮膜の形成に適用することができる。
本実施例における給水配管10を通してのRPV12内への亜鉛の注入と、特開昭58−79196号公報に記載された亜鉛注入と異なる点について説明する。再循環系配管の化学除染を行った後、何もせずにBWRプラントを起動して特開昭58−79196号公報に記載された亜鉛注入を行った場合には、化学除染によって現れた再循環系配管の内面である金属表面が高温の冷却水との接触によって酸化される。その内面に形成される酸化皮膜は、再循環系配管の金属部材に近い内層であるクロマイト(FeCr)を含む皮膜、この内層の外側の外層であるマグネタイトを含む皮膜を含んでいる。高温の冷却水との接触によって形成される酸化皮膜は、内層のクロマイトが膜状であるのに対して外層のマグネタイトは粒子連結状である(図3の試料B参照)。放射性のCo−60イオンは、マグネタイトよりもクロマイトに取り込まれ易いため、マグネタイトの隙間を通ってクロマイトに取り込まれて行く。しかし特開昭58−79196号公報に記載された亜鉛注入を行った場合には、RPV12内の冷却水が亜鉛(II)イオンを含んでいる。コバルト(II)イオンよりも取り込まれ易い亜鉛(II)イオンが、外層のマグネタイトの隙間を通って内層のクロマイトに取り込まれる。このため、内層のクロマイトへのCo−60の付着が抑制される。
本実施例は、亜鉛(II)イオンがRPV12内の冷却水に含まれる状態になる前に再循環系配管22の内面に緻密なマグネタイト皮膜95が形成されている。再循環系配管22の金属部材と冷却水はマグネタイト皮膜によって隔てられているので、その金属部材の腐食は抑制された状態にある。Co−60の付着は、主に、形成されたマグネタイト皮膜の鉄(II)イオンとの交換反応によって起こる。しかしながら、本実施例では、再循環系配管22の内面にマグネタイト皮膜95が形成されているので、BWRプラントの運転中に注入された亜鉛に起因して冷却水中に存在する亜鉛(II)イオンが、前述したように、マグネタイト皮膜のFe2+と置換される。このため、安定性がさらに向上したZnフェライト皮膜80が再循環系配管22の内面に形成され、再循環系配管22の金属部材へのCo−60の付着が抑制される。
Znを含むクロマイト皮膜の場合、溶存している酸化剤の影響でその皮膜の成長と共に常に溶解が起こる。このため、Znを注入し続けなければZnを含むクロマイト皮膜を維持することができない。一方、マグネタイト皮膜では酸化剤による溶解は無く、一旦、亜鉛をマグネタイト皮膜に取り込ませることによって、その後の亜鉛注入は基本的には不要になる。
本発明の好適な一実施例である実施例1の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法の処理手順を示すフローチャートである。 種々の方法により表面が加工されたステンレス鋼の各試料をBWRの運転条件下で高温水中に浸漬したときにおけるCo−60の付着量(相対値)を示す説明図である。 図2に示す試料B,Cの、皮膜形成後における断面形状を示した電子顕微鏡写真である。 図3に示す試料B,Cの、皮膜形成後における断面形状の各電子顕微鏡写真を、模式的に示したものであり、これらの試料B,Cの表面付近の縦断面の模式図である。 図1に示す処理を行う際に用いられる皮膜形成装置を接続したBWRプラントの構成図である。 図5に示す皮膜形成装置の詳細構成図である。 図5に示す皮膜形成装置を用いて図5に示す再循環系配管の内面に形成されるZnを含むフェライト皮膜の模式図である。 本発明の他の実施例である実施例2の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法に用いられる皮膜形成装置の詳細構成図である。 実施例2において再循環系配管の両端部を封鎖する各プラグに不活性ガス供給配管及びベント配管を接続した状態を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例3の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法の処理手順を示すフローチャートである。 図10に示すステップS10を実行する際において亜鉛(II)イオン注入装置を給水配管に接続した状態を示す説明図である。 図10に示すステップS4,S6,S7の処理によって再循環系配管の内面に形成されたフェライト皮膜の模式図である。
符号の説明
1…原子炉、12…原子炉圧力容器、10…給水配管、20…浄化系配管、21…再循環ポンプ、22…再循環配管、30…皮膜形成装置、31…サージタンク、32,48…循環ポンプ、35…循環配管、39,43,44,50,92…注入ポンプ、40,45,46,51,91…薬液タンク、53…加熱器、58…冷却器、60…カチオン交換樹脂塔、62…混床樹脂塔、64…分解装置、85、86…プラグ、88、89…不活性ガス供給配管。

Claims (9)

  1. 原子力プラントの運転が停止された後、亜鉛(II)イオン及びニッケル(II)イオンのいずれか、鉄(II)イオン、前記鉄(II)イオンを鉄(III)イオンに酸化する薬剤、及びpH調整剤を含む皮膜形成液を昇圧するポンプ、及び前記皮膜形成液を加熱する加熱装置を有する皮膜形成液配管の両端を、前記原子力プラントの構成部材である配管系に連絡させ、
    前記加熱装置によって60℃〜100℃の範囲内の温度に調節された前記皮膜形成液を前記皮膜形成液配管を通して前記配管系内に供給し、
    前記配管系の、冷却材と接する表面に、前記皮膜形成液を接触させ、
    前記表面に、亜鉛を含むフェライト皮膜及びニッケルを含むフェライト皮膜のいずれかの皮膜を形成し、
    この皮膜が前記表面に形成された後で原子力プラントの運転開始前に、前記皮膜形成液配管を前記配管系から取り外すことを特徴とする原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  2. 前記フェライト皮膜の空隙率が0.03未満である請求項1に記載の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  3. 前記皮膜形成液の前記配管系の前記表面への接触により、この表面に前記鉄(II)イオンを吸着させ、吸着された前記鉄(II)イオンの一部を前記亜鉛(II)イオン及び前記ニッケル(II)イオンのいずれかと置換させ、吸着された前記鉄(II)イオンの他の一部を酸化させることによって、前記表面に前記いずれかの皮膜を形成する請求項1に記載の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  4. 前記鉄(II)イオンを含む第1の薬剤、前記亜鉛(II)イオン及びニッケル(II)イオンのいずれかを含む第2の薬剤、前記鉄(II)イオンを鉄(III)イオンに酸化する前記薬剤である第3の薬剤、及び前記pH調整剤を前記皮膜形成液配管に注入する請求項1に記載の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  5. 前記皮膜形成液のpHが5.5〜9.0の範囲内に調節される請求項1、請求項3及び請求項4のいずれか1項に記載の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  6. 前記第2の薬剤が、亜鉛及びニッケルのいずれかを溶解したギ酸水溶液である請求項4に記載の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  7. 前記皮膜形成液と接触する前記表面は、前記皮膜形成液との接触前に、化学除染が施されている請求項1、請求項3及び請求項4のいずれか1項に記載の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  8. 前記皮膜の形成後、この皮膜の形成に用いた皮膜形成液に含まれる薬剤成分を分解する請求項1、請求項3及び請求項4のいずれか1項に記載の原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法。
  9. 皮膜形成液を貯留するタンクと、前記タンク内の前記皮膜形成液を吸引する循環ポンプと、前記循環ポンプにより吸引された前記皮膜形成液を原子力プラントにおける皮膜形成対象の配管系に供給する皮膜形成液供給管と、前記皮膜形成液供給管に注入する鉄(II)イオンを含む第1の薬剤を蓄える第1の薬液タンクと、前記皮膜形成液供給管に注入する亜鉛(II)イオン及びニッケル(II)イオンのいずれかを含む第2の薬剤を蓄える第2の薬液タンクと、前記皮膜形成液供給管に注入する、前記鉄(II)イオンを鉄(III)イオンに酸化する第3の薬剤を蓄える第3の薬液タンクと、前記皮膜形成液供給管に注入する
    pHを調整する第4の薬剤を蓄える第4の薬液タンクと、前記配管系から戻される前記皮膜形成液を前記タンクに戻す処理液戻り管と、前記皮膜形成液を加熱する加熱手段と、前記加熱手段を制御し、前記皮膜形成液の温度を60℃〜100℃の範囲内に調節する制御装置とを備えている皮膜形成装置
JP2007152989A 2007-06-08 2007-06-08 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置 Active JP4538022B2 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2007152989A JP4538022B2 (ja) 2007-06-08 2007-06-08 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置
TW097118369A TWI416543B (zh) 2007-06-08 2008-05-19 抑制對原子能發電所構成構件附著放射性核素的方法及被膜形成裝置、原子能發電所
US12/134,277 US20090316852A1 (en) 2007-06-08 2008-06-06 Method for suppressing deposit of radionuclide onto structure member composing nuclear power plant and ferrite film formation apparatus

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2007152989A JP4538022B2 (ja) 2007-06-08 2007-06-08 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2008304381A JP2008304381A (ja) 2008-12-18
JP4538022B2 true JP4538022B2 (ja) 2010-09-08

Family

ID=40233230

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2007152989A Active JP4538022B2 (ja) 2007-06-08 2007-06-08 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置

Country Status (3)

Country Link
US (1) US20090316852A1 (ja)
JP (1) JP4538022B2 (ja)
TW (1) TWI416543B (ja)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5557475B2 (ja) * 2009-05-29 2014-07-23 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントを構成する部材へのフェライト皮膜の形成方法と皮膜形成装置
JP4898877B2 (ja) * 2009-08-04 2012-03-21 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 炭素鋼部材の防食方法
JP5500958B2 (ja) * 2009-11-30 2014-05-21 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力部材へのフェライト皮膜形成方法、応力腐食割れの進展抑制方法及びフェライト成膜装置
JP5676888B2 (ja) * 2010-02-05 2015-02-25 株式会社東芝 薬剤注入システムおよび薬剤注入方法
JP5420472B2 (ja) * 2010-05-17 2014-02-19 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 プラント構成部材へのフェライト皮膜形成方法
JP6034149B2 (ja) * 2012-08-03 2016-11-30 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの構成部材への貴金属付着方法
JP6077260B2 (ja) * 2012-10-12 2017-02-08 日本原子力発電株式会社 Bwrプラント冷却水への亜鉛注入方法及びそのシステム
JP2014182020A (ja) * 2013-03-19 2014-09-29 Toshiba Corp 放射性物質付着抑制方法
JP2019168321A (ja) * 2018-03-23 2019-10-03 九州電力株式会社 加圧水型原子力発電プラント構成部材の線源低減方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001124891A (ja) * 1999-07-09 2001-05-11 Hitachi Ltd 原子力プラント構造物の表面処理方法および原子力プラント
JP2001235584A (ja) * 2000-02-25 2001-08-31 Hitachi Ltd 原子力プラント及びその運転方法
JP2006038811A (ja) * 2004-07-30 2006-02-09 Hitachi Ltd 原子力プラントの運転方法
JP2007024644A (ja) * 2005-07-14 2007-02-01 Hitachi Ltd 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及び成膜装置

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6195290A (ja) * 1984-10-16 1986-05-14 株式会社東芝 原子力発電プラントの放射線量低減方法
JPS62233796A (ja) * 1986-04-04 1987-10-14 株式会社日立製作所 原子力プラントの放射能低減方法及び原子力プラント
US4756874A (en) * 1986-12-22 1988-07-12 General Electric Company Minimization of radioactive material deposition in water-cooled nuclear reactors
US5391354A (en) * 1993-08-30 1995-02-21 General Electric Company Process for gas phase conversion of diethylzinc to zinc oxide powder
US5818893A (en) * 1993-10-29 1998-10-06 General Electric Company In-situ palladium doping or coating of stainless steel surfaces
JPH08220293A (ja) * 1995-02-09 1996-08-30 Toshiba Corp 原子力発電プラントの運転方法
JP3281213B2 (ja) * 1995-03-24 2002-05-13 株式会社東芝 沸騰水型原子炉プラントの水質管理方法
TW444207B (en) * 1998-10-05 2001-07-01 Gen Electric Method for controlling zinc addition to power reactor
JP4299961B2 (ja) * 2000-09-29 2009-07-22 株式会社東芝 原子炉の水質制御方法
US6944254B2 (en) * 2002-09-06 2005-09-13 Westinghouse Electric Co., Llc Pressurized water reactor shutdown method
TWI277102B (en) * 2003-06-13 2007-03-21 Toshiba Corp Method of reducing corrosion of nuclear reactor structural material
JP3945780B2 (ja) * 2004-07-22 2007-07-18 株式会社日立製作所 原子力プラント構成部材の放射性核種の付着抑制方法および成膜装置

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001124891A (ja) * 1999-07-09 2001-05-11 Hitachi Ltd 原子力プラント構造物の表面処理方法および原子力プラント
JP2001235584A (ja) * 2000-02-25 2001-08-31 Hitachi Ltd 原子力プラント及びその運転方法
JP2006038811A (ja) * 2004-07-30 2006-02-09 Hitachi Ltd 原子力プラントの運転方法
JP2007024644A (ja) * 2005-07-14 2007-02-01 Hitachi Ltd 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及び成膜装置

Also Published As

Publication number Publication date
US20090316852A1 (en) 2009-12-24
JP2008304381A (ja) 2008-12-18
TW200915346A (en) 2009-04-01
TWI416543B (zh) 2013-11-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4538022B2 (ja) 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置
JP4567542B2 (ja) 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法
JP4567765B2 (ja) 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及び成膜装置
JP2012247322A (ja) プラント構成部材への白金皮膜形成方法
JP6619717B2 (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材への貴金属の付着方法及び原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法
JP2007192672A (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材表面にフェライト皮膜を成膜する方法および装置
JP4607775B2 (ja) フェライト皮膜を形成する薬剤の再生方法およびその装置
JP3972050B1 (ja) フェライト皮膜形成後における溶液の処理方法
JP5420472B2 (ja) プラント構成部材へのフェライト皮膜形成方法
JP2008180740A (ja) 原子力プラント構成部材
JP5377147B2 (ja) 炭素鋼部材へのニッケルフェライト皮膜形成方法
JP5500958B2 (ja) 原子力部材へのフェライト皮膜形成方法、応力腐食割れの進展抑制方法及びフェライト成膜装置
JP2009210307A (ja) 原子力プラント構成部材への放射性核種の付着抑制方法及びフェライト皮膜形成装置
JP6751044B2 (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材への貴金属の付着方法、及び原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法
JP6523973B2 (ja) 放射性核種の付着抑制方法、及び炭素鋼配管への皮膜形成装置
JP6322493B2 (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法
JP6059106B2 (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材の化学除染方法
JP2011149764A (ja) 原子力プラント構成部材の線量低減方法
JP2021113683A (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材への貴金属付着方法及び原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法
JP2016099159A (ja) 炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法及びその装置
JP4959196B2 (ja) 原子力発電プラント用交換部材及び原子力発電プラント用部材の取扱方法
JP2013130565A (ja) 原子力プラントの構成部材、原子力プラントの構成部材への放射性核種付着抑制方法並びに原子力プラントの構成部材の成膜装置
JP4771994B2 (ja) フェライト皮膜形成後における溶液の処理方法
WO2019176264A1 (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法
WO2019102768A1 (ja) 原子力プラントの炭素鋼部材への貴金属の付着方法及び原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20090513

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20090924

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20090929

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20091130

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20100601

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20100618

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130625

Year of fee payment: 3

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 4538022

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150