JP5965201B2 - 原子力設備用高圧ホース及び原子力設備 - Google Patents

Description

本発明は原子力設備用高圧ホース及び原子力設備に係り、特に、原子力関連施設等において、放射性物質を含む流体の移送若しくは高放射線量下での流体の移送に用いるものに好適な原子力設備用高圧ホース及び原子力設備に関する。

原子力関連施設では、放射性物質を含む流体の移送若しくは高放射線量下での流体の移送を長期間、安全に実施できる高圧ホース並びに移送設備が求められている。

従来、放射性物質を含む流体の移送若しくは高放射線量下での流体の移送には、鋼管が使用されてきた。しかし、空間的、時間的制約が多い環境下では、敷設に要する工数、必要機材を考えると鋼管の使用は必ずしも適切とはいえない。

一般に、空間的、時間的制約が多い環境下での長距離配管としては、ゴム製或いは樹脂製などの高分子材料で構成された高圧ホースが用いられるが、原子力設備で使用する場合、放射線の環境に置かれるため、これらの高分子材料には高い耐放射線性が要求される。これは、放射性物質を含む流体を移送する場合、高圧ホースからの漏えい事象等を発生させてはならないからである。

しかしながら、高圧ホースに使用されるゴムや樹脂などの高分子材料は、鋼管とは異なり耐放射線性に劣る欠点を有している。即ち、ゴムや樹脂などの高分子材料は、放射線が作用すると分子が励起され、結合が切断して分解することが知られている。

放射線がゴムや樹脂に作用すると、水素ラジカルや炭化水素ラジカルが生成する。このラジカルは反応性が高く、ラジカル同士が結合したり（再結合）、ラジカルが元素を引き抜いて別のラジカルを生成させたり（引き抜き反応）、ラジカルが二重結合の隣に付加したり（付加反応）、ラジカル同士の結合と同時に分子鎖が切断されたり（不均化反応）する。再結合や付加反応は架橋と呼ばれる分子量の増大をもたらすが、不均化反応は崩壊と呼ばれる分子量の減少をもたらす。崩壊と架橋のどちらが優先するかは、高分子の分子構造と物理状態、例えば、分子の動き易さに依存する。

しかし、崩壊も架橋も弾性が低下して、衝撃や屈曲に対する抵抗性が低下するか、或いは脆くなるなどの物性の変化が生じるため、高圧ホースとして使用する場合、亀裂が入るか、或いは破裂するなどの不具合が生じる懸念がある。
また、移送用の高圧ホースは、屋外の大気中で使用することが多い。酸素が存在する大気中で放射線がゴムや樹脂に作用すると、ラジカルと酸素が反応する。これは、ラジカルが酸素に対して強い反応性をもつためである。酸素は水素との親和性が高いので、これを引き抜いて過酸化ラジカル（ＲＯＯ・）を生成し、酸化の伝播反応（連鎖反応）を開始する。例えば、以下のような反応が進行することが知られている。

Ｒ・ ＋ Ｏ_２ → ＲＯＯ・ ・・・（式１）
この過酸化ラジカルは反応性に富み、他の分子から水素を引き抜いて、過酸化物（ＲＯＯＨ）とラジカル（Ｒ・）に変化する。

ＲＯＯ・ ＋ ＲＨ → ＲＯＯＨ ＋ Ｒ・ ・・・（式２）
新たに発生したラジカル（Ｒ・）は、酸素存在下で式１により、また新たなパーオキシラジカルを形成させる。過酸化物（ＲＯＯＨ）も不安定なため、分解して結果的にパーオキシラジカル（ＲＯＯ・）、オキシラジカル（ＲＯ・）やラジカル（Ｒ・）が形成される。

ＲＯＯＨ → ＲＯ・＋ ・ＯＨ ・・・（式３）
２ＲＯＯＨ → ＲＯＯ・ ＋ ＲＯ・＋ Ｈ₂Ｏ ・・・（式４）
ＲＯ・ ＋ ＲＨ → ＲＯＨ ＋ Ｒ・ ・・・（式５）
この様に、最初に発生した一つのラジカル（Ｒ・）がパーオキシラジカル（ＲＯＯ・）を経て、新たなラジカルを多数増殖させることとなり、連鎖的に酸化の伝播反応（連鎖反応）が進行する。これにより、益々、分子構造の分解（架橋や崩壊）が促進される。

ところで、移送用の高圧ホースは、多くの場合、放射性物質を含む水や海水を移送する。また、屋外で使用する場合、高圧ホースは雨が直接あたる環境に施工されている。そのため、高圧ホースの内部、及び外部からの水の影響も考慮しなければならない。

一般に、放射線環境下における水分の影響は、原子力ケーブルに使用される絶縁体のＬＯＣＡ（Ｌｏｓｓ ｏｆ Ｃｏｏｌａｎｔ Ａｃｃｉｄｅｎｔ）の模擬試験でも検討されているように、劣化が厳しいことが分かっている。特に、雰囲気中に水分が存在する場合、前述の酸化により生成した過酸化物（ＲＯＯＨ）が水中のプロトンの影響で解離してカルボニル基（＞Ｃ＝Ｏ）と水を生成し、分子鎖中の水素を遊離する触媒反応が進行することが知られている。生成したカルボニル基（＞Ｃ＝Ｏ）は、分子鎖を切断してラジカルになり易いこと、更に、カルボニル基に隣接する水素が引き抜かれ易いことから、酸化劣化が促進されると考えられている。

また、放射線環境下では、オゾンが生成することが知られている。オゾンは、分子鎖に二重結合を持つ高分子材料に対して強く作用する。例えば、二重結合部にオゾンが攻撃するとオゾナイドが形成され、これが不安定であるため、Ｏ−Ｏ結合が切断されてアルデヒドやケトン、エステル、ラクトン、過酸化物等を形成する。オゾンによる分子構造の分解は、微小のクラック（オゾンクラック）を形成させることが知られている。特に、高圧ホースでは、高い内圧がかかっているために常に伸長された状態となっており、これがオゾンの浸透率を高めると共に応力集中によってオゾンクラックが成長し、破裂につながる懸念がある。

移送用の高圧ホースは、高温の放射性物質を含む流体を移送する場合もある。前述した分子構造の分解をもたらす様々な素反応は、分子運動、即ち、振動や衝突確率と関係する。分子運動は高温になるほど激しくなるため、分解反応が加速され、劣化は著しい。特に、酸化反応を伴う系では、温度は試料中の酸化層厚さ、酸素の拡散速度、酸化分解の反応速度に影響を及ぼすことが分かっており、酸化による分解が益々加速される。一般に、温度が１０℃上昇すると反応速度は２倍になる。

このように、高温の放射性物質を含む流体を移送すると酸化劣化が加速され、分子構造が容易に分解する。

前述のような分子構造の変化は、弾性率の低下、引張強さの低下、伸びの低下など高圧ホースとして必要な種々の特性低下に繋がる。これらの特性が低下すると、高圧ホースに亀裂や微小なクラックが入ったり、或いは破裂するなどの不具合が生じる。

高圧ホースを原子力関連施設等において使用する場合、これらの事象は、放射性物質の移送並びにシステム全体に支障をもたらすなどの問題が発生する懸念がある。そのため、高圧ホースを原子力関連施設等において使用する場合、上述したような分子構造の分解を抑制する必要がある。

また、原子力関連施設における移送設備では、移送用の高圧ホースは、数十〜数百本の配管が張り巡らされ、複数の汚染水滞留エリアと接続されている。これらの高圧ホースの全長は、約１０〜２０ｋｍ程度ある。このように長い距離の高圧ホースを、亀裂や微小なクラックが発生していないか点検するのは容易ではなく、膨大な時間を要する。また、点検漏れが発生する懸念もある。

一旦、高圧ホースに不具合が認められた場合、高圧ホース全体を交換しなければならず、そのために多くの時間と労力を費やさねばならない。また、高圧ホース交換のためにシステムを停止せざるを得なくなり、全体のシステムに多大な支障をきたす。そのため、長寿命の移送用の高圧ホースを得ることは、システム全体の安定性を向上させる上でも非常に重要であるが、そのような高圧ホースはこれまで見出されていなかった。

高圧ホースとして、例えば、特許文献１には、内側ゴム層とスチールコードワイヤーを用いてなる補強層と外側ゴム層とを備えたものが開示されている。また、ゴムや樹脂などの高分子材料そのものについては、すでに耐放射線性に関する物性が検討されている。

特開２００２−５３４５号公報

しかしながら、原子力設備で使用される高圧ホースでは、高圧で放射性物質を含む流体を移送しなければならず、高い放射線による分解反応と移送流体中の水の触媒反応の複合作用の観点から、これに耐え得るホースの材質がどのようなものであるか分かっていなかった。更に、長寿命で高信頼性の高圧ホースがどのような構成のものであるかについても分かっていなかった。

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、放射線に対する耐性が強く、放射性物質を含む流体の移送並びに高放射線量下での流体の移送を長期間、安全に実施できる原子力設備用高圧ホース及び原子力設備を提供することにある。

本発明の原子力設備用高圧ホースは、上記目的を達成するために、耐圧ゴム層とその内部又は周囲に張り巡らされている補強コードとからなり、２００ｋＧｙ以上の放射性照射環境下で使用される原子力設備用高圧ホースであって、前記耐圧ゴム層がエチレンープロピレンージエンゴムを主成分として構成され、かつ、前記耐圧ゴム層は、内面ゴム層と外面ゴム層から形成されると共に、前記補強コードは、前記内面ゴム層と外面ゴム層の間に設けられた補強層から形成され、前記外面ゴム層の外面側に最外面ゴム層を有し、該最外面ゴム層がカーボンブラックを含むエチレンープロピレンージエンゴムで構成されると共に、前記内面ゴム層の内面側に最内面ゴム層を有し、該最内面ゴム層がカーボンブラックを含むエチレンープロピレンージエンゴムで構成され、かつ、前記最内面ゴム層と最外面ゴム層の材質が同種であり、前記耐圧ゴム層のエチレンープロピレンージエンゴムが、ゴム層全体の体積の５０％以上であることを特徴とする。

また、本発明の原子力設備は、上記目的を達成するために、放射性物質を含む流体の移送若しくは高放射線量下での流体の移送に用いる高圧ホースを備えている原子力設備において、前記高圧ホースは、上述した原子力設備用高圧ホースであるか、
或いは、原子力発電所と、該原子力発電所で発生した放射性汚染水を汲み上げるポンプと、該ポンプからの放射性汚染水を貯蔵する貯蔵設備と、該貯蔵設備と前記ポンプを接続し、前記ポンプで汲み上げた放射性汚染水を前記貯蔵設備に移送する高圧ホースとを備え原子力設備において、前記高圧ホースは、上述した原子力設備用高圧ホースであることを特徴とする。

本発明によれば、放射線に対する耐性が強く、放射性物質を含む流体の移送並びに高放射線量下での流体の移送を長期間、安全に実施できる効果をえることができる。

本発明の高圧ホースの実施例１を示す斜視図である。 本発明の高圧ホースのエチレン−プロピレン−ジエンゴム（ＥＰＤＭ）の配合比に対する引張強さ時伸びの変化率を示す特性図である。 本発明の実施例２であり、実施例１の高圧ホースが用いられる原子力設備の概略を示す図である。 本発明の実施例３であり、実施例１の高圧ホースが用いられる原子力設備の概略を示す図である。

本発明の高圧ホースの主成分であるエチレン−プロピレン−ジエンゴムとは、エチレンとプロピレンとの共重合体であるエチレン−プロピレンゴムに、少量の第３成分を導入して架橋に必要な二重結合をもたせたものである。第３成分にはエチリデンノルボルネン、１，４−ヘキサジエン、ジシクロペンタジエンなどを使用して良い。より好ましくは、エチリデンノルボルネンを使用する。

また、カーボンブラックは製造方法によって異なるが、本発明の高圧ホースに使用されるカーボンブラックは、ファーネスブラック、或いはチャンネルブラックでもアセチレンブラックでもランプブラックでも良い。より好ましくは、ファーネスブラックを使用する。

本発明者等は、種々の高圧ホースについて、高い放射線照射環境下での様々な耐久性試験を実施し、以下の知見を得た。
１）高圧ホースは、耐圧ゴム層とその内部又は周囲に張り巡らされている補強コードからなるホースを使用するのが放射線環境下での耐圧性の面で好ましい。より好ましくは、耐圧ゴム層が内面ゴム層と外面ゴム層に分かれ、その外面ゴム層の内部と内面ゴム層の周囲に補強層（補強繊維）が張り巡らされている高圧ホースを使用する。補強層は、補強コードを固定するゴム層で構成されており、内圧が上昇した際に補強コードに力が加わり、補強層が変形若しくは応力が加わっても、それを緩和するに十分な柔軟性を有する構成となっている。

原子力設備の移送設備では、０．５Ｍｐａ以上の高い水圧がホースにかかる。０．５Ｍｐａ以上の水圧がホースにかかっても、本発明の高圧ホースでは破裂することがない。

そして、耐圧ゴム層が、エチレン−プロピレン−ジエンゴムを主たる成分として構成されている高圧ホースを使用するのが放射線環境下での寿命の面で好ましい。より好ましくは、耐圧ゴム層が、ゴム層全体の体積の５０％以上をエチレン−プロピレン−ジエンゴムで構成される高圧ホースを使用する。

原子力設備の移送設備では、２００ｋＧｙ以上の吸収線量に相当する高い放射線環境に曝される場合がある。２００ｋＧｙの高い放射線照射環境においても、本発明の高圧ホースの構成では、分子構造の分解による亀裂が発生することがない。

また、より好ましくは、耐圧ゴム層がゴム層全体の体積の８０％以上をエチレン−プロピレン−ジエンゴムで構成される高圧ホースを使用する。２００ｋＧｙの高い放射線照射環境において、更に高温の流体を移送する場合でも、本発明の高圧ホース構成では、分子構造の分解による破裂を発生することがない。

一方、エチレン−プロピレン−ジエンゴムに、イソプレンゴムやクロロプレンゴムがブレンドされていると耐久性は低下して破裂する。イソプレンゴムやクロロプレンゴムは、耐放射線性に劣ることが原因で耐久性が低下している。
２）本発明の高圧ホースの外面ゴム層の外面側に最外面ゴム層を有する場合、該最外面ゴム層がカーボンブラックを含むエチレン−プロピレン−ジエンゴムで構成されていることがより望ましい。

本発明の高圧ホースの最外面ゴム層は、外気の高い放射線や大気中の酸素や雨、放射線により発生するオゾンに対しても高い耐性を示し、分子構造の分解による亀裂やオゾンクラックが発生することがない。また、夏場の強い紫外線と放射線の複合作用に対しても高い耐性を示す。特に、最外面ゴム層でのクラックの発生確率が低くなり、破断に繋がる危険性を下げることができる。
３）本発明の高圧ホースの内面ゴム層の内面側に最内面ゴム層を有する場合、最内面ゴム層がカーボンブラックを含むエチレン−プロピレン−ジエンゴムで構成されていることがより望ましい。

本発明の高圧ホースの最内面ゴム層は、放射性物質を含む流体に接触するため、放射性物質の高い放射線や流体中の水分、高温の流体を移送することによってもたらされる高い温度条件でも分子構造の分解による亀裂が発生することがない。また、冬場の低温環境において、流体が凍結した場合でも最内面ゴム層でのクラックの発生確率が低くなり、破断に繋がる危険性を下げることができる。
４）原子力関連設備内で、原子力発電所、ポンプ、ホース、貯蔵設備（タンク）からなる原子力設備において、ホースに上記１）〜３）の高圧ホースを使用した原子力設備の場合、高圧ホースを交換することなく、長期間の連続使用が可能である。

エチレン−プロピレン−ジエンゴムとブレンドされるその他のゴムについては、特に耐放射線性に劣るゴム、例えば、イソプレンゴムやクロロプレンゴム以外であれば特に制限されるものではないが、スチレンブタジエンゴム等が好まれる。

また、補強層を補強繊維、若しくは金属ワイヤーの網で構成することにより、高圧ホースの耐圧性能を保持することが可能となる。

一方、本発明は、原子力関連設備内で、少なくとも原子力発電所、ポンプ、配管、貯蔵設備からなる放射性物質を含む流体の移送、若しくは高放射線量下での流体の移送をする原子力設備において、前記ホースとして本発明の高圧ホースを用いていることを特徴とする。

これにより、当該設備を構築する上で、時間的、空間的制約による影響を配管施工に関しては最小限に抑えることができる上、放射性物質を扱う設備として、一定の安全性の担保ができる。

以下、図示した実施例に基づいて本発明の高圧ホース及びそれを用いた原子力設備を説明する。

図１に、本発明の高圧ホースの実施例１を示す。該図に示すように、本実施例の高圧ホース１０は、最内面ゴム層１と、この最内面ゴム層１の外側に巻かれている内面ゴム層２と、内面ゴム層２の外側に巻かれている補強層３と、補強層３の外側に巻かれている外面ゴム層４と、外面ゴム層４の外側である最外面に巻かれている最外面ゴム層５とで概略構成されている。本実施例では、内面ゴム層２と外面ゴム層４が耐圧ゴム層に相当し、補強層３が補強コードに相当する。

尚、補強層３と外面ゴム層４は、単層でも複数層巻かれていても良く、耐圧要求仕様に合わせて、変更が可能となっている。

また、最内面ゴム層１と最外面ゴム層５には、カーボンブラックを含んだエチレン−プロピレン−ジエンゴムを用いることとし、その厚さは、特に規定はしないが１ｍｍ以上であることが好まれる。

また、最内面ゴム層１と最外面ゴム層５を同種のゴムとすることで、特に放射線に対する劣化の進行が同様に進むと考えられるため、最外面ゴム層５の劣化の進行度から内部に隠れている最内面ゴム層１の劣化進行度を判断することも可能となる。更に、カーボンブラックを含むエチレン−プロピレン−ジエンゴムを用いることで、内部に含まれるゴム成分に係らず、耐候性の優れた高圧ホースとして長期間屋外での使用が可能となる。

また、内面ゴム層２と外面ゴム層４には、エチレン−プロピレン−ジエンゴムが、ゴム層全体の体積の５０％以上含まれているブレンドゴムを使用し、好ましくはゴム層全体の体積の８０〜１００％のエチレン−プロピレン−ジエンゴムが含まれているブレンドゴムを使用する。

試験に基づく結果から、上記のような比率のエチレン−プロピレン−ジエンゴムを含むことにより、総吸収線量としてＣｏ６０線源のγ線を２００ｋＧｙ照射し、かつ、１４０℃で２４ｈｒの熱による加速老化試験を実施しても、高圧ホース１０としての要求仕様は満足できることが分かっている。

実際の使用に当たっては、使用環境の雰囲気線量から、放射線の度合いがもとまり、内部流体温度から熱劣化の相当時間が求められる。そこから算出された本実施例の高圧ホース１０の使用期間内は、安全に使用可能ということができる。

補強層３に用いる補強繊維としては、特に制限はせず、アラミド、ポリエステル、ビニロン、ポリアミド（ナイロン）、ポリエチレンテレフタレート等の公知の繊維材料を用いることができ、内部流体の仕様により適宜変更できる。また、補強層３に用いる金属ワイヤーについても特に制限されず、ステンレスワイヤーなど公知の金属ワイヤー等を用いることができる。本実施例の高圧ホースにおいては、中でも補強層３として用いる補強繊維としてはビニロン、金属ワイヤーとしてはＳＵＳ３１６Ｌを用いることが好ましい。

本実施例の高圧ホース１０を機器に接続する場合や複数接続する場合には、高圧ホース１０の両端に継ぎ手を接続する。継ぎ手の種類は接続先の継ぎ手の種類、内部流体条件によって適宜変更できる。高圧ホースと継ぎ手の固定方法は、公知の加締による固定やバンドによる固定などを選択できるが、配管の要求耐圧仕様を満足する固定方法を選択する。特に、加締による固定方法や加硫による固定方法が好まれる。

図１に示す構成のエチレン−プロピレン−ジエンゴムを主材料とする高圧ホース１０に対して、放射線照射試験と熱による加速老化試験を実施し、ＪＩＳ Ｋ６２５１に基づき引張試験を実施した。

試験体は、それぞれエチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合比の異なる３種類のホースを準備した。エチレン−プロピレン−ジエンゴム配合物には、ゴムの他にカーボンブラック、亜鉛華、ステアリン酸、老化防止剤、イオウ粉末、加硫促進剤、加硫遅延剤を配合した。カーボンブラックとしては、ファーネスブラックを５５ｐｈｒ添加した。また、補強層には、ＳＵＳ３１６のステンレスワイヤーを使用した。

各高圧ホースのエチレン−プロピレン−ジエンゴム（ＥＰＤＭ）配合比、その他のホース構成材料については表１に示す。その他のゴムは、スチレンブタジエンゴム（ＳＢＲ）、イソプレンゴム（ＩＲ）、クロロプレンゴム（ＣＲ）、二トリルゴム（ＮＢＲ）を使用した。

以下に試験の詳細を示す。今回は、放射線照射試験、放射線照射試験の後に熱処理する逆逐次劣化の２通りの試験を実施した。放射線と熱が同時に付与される実機環境よりも保守的な条件での試験となっている。
[放射線照射試験]
放射線照射試験は、Ｃｏ６０線源から放出されるγ線を、２ｋＧｙと２００ｋＧｙの２条件で照射した。線量率は１０ｋＧｙ/ｈである。
[熱による加速老化試験]
ＪＩＳ Ｋ７２１２に準じる方法で、強制通風循環式恒温槽内で加速老化試験を実施した。熱劣化温度は１４０℃とし、２４ｈｒ加熱した。

尚、この条件は、各高圧ホースを種々の加熱温度で劣化させた際の耐久時間を、アレニウスプロットして求めた活性化エネルギーから、４０℃で１年間使用した場合と同条件でもある。
[引張試験]
引張試験は、ＪＩＳ Ｋ６２５１「加硫ゴムの引張試験方法」に準拠して実施した。試験機は、最大の引張力を支持する装置を備え、ダンベル状の試験片を締めるつかみ具を備えるＪＩＳ Ｂ７７２１に記載の装置を使用した。試験片である高圧ホースは、６号ダンベルで打ち抜いた。ダンベル試験片の厚さと平行部の幅を測定し、更に伸び測定用の標線を平行部分の中心部に付けた後に、５００ｍｍ/ｍｉｎで引張試験機を用いて室温で引張試験を行った。標線間距離は２０ｍｍである。引張強さ及び引張強さが最大となる時の伸びを測定した。引張強さの測定は、試験片の切断に至るまでの最大引張力を読み取った。引張強さ時の伸びは、試験片が最大引張力に至るまでの標線間の長さを測定した。伸び測定値はｎ＝３の中央値とした。

引張強さは、次の式（１）によって算出した。

Ｔ_Ｂ＝Ｆ_Ｂ/Ａ …（１）
Ｔ_Ｂ：引張強さ（ＭＰａ）
Ｆ_Ｂ：最大引張力（Ｎ）
Ａ：試験片の断面積（ｍｍ²）
引張強さ時の伸びは、次の式（２）によって算出した。

Ｅ_Ｂ＝（Ｌ_１−Ｌ_０）/Ｌ_０×１００ …（２）
Ｅ_Ｂ：引張強さ時の伸び（％）
Ｌ_０：標線間距離（ｍｍ）
Ｌ_１：引張強さ時の標線間距離（ｍｍ）
[合否判定]
機械的特性の指標として、引張強さ時伸びが初期の伸びを１００とした時の割合（変化率）で示した。変化率は、次の式（３）によって算出した。

Ｅ´＝Ｅ_１/Ｅ_０×１００…（３）
Ｅ´：変化率（％）
Ｅ_１：劣化試験後の試験片の引張強さ時の伸び（％）
Ｅ_０：劣化試験前の試験片の引張強さ時の伸び（％）
変化率が５０％以上のものは合格（○）、５０％未満のものは不合格（×）とした。

本試験結果を表１に示す。

表１の結果から、放射線照射のみの場合、照射線量が２ｋＧｙと低い場合にはエチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合比に依らず、図１に示した本実施例の高圧ホース１０の構成であれば、機械的特性は合格しており問題がない。しかし、照射線量が２００ｋＧｙと高い場合には、エチレン−プロピレン−ジエンゴムが配合されていないと機械的特性は合格しない。また、２００ｋＧｙの放射線を照射して、更に１４０℃で２４ｈの熱を加えた場合には、エチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合比が多い高圧ホースで、機械的特性が合格しており問題がない。

図２は２００ｋＧｙの放射線を照射して、更に１４０℃で２４ｈの熱を加えた高圧ホース１０のエチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合比に対する引張強さ時伸びの変化率をプロットしたものである。

図２の結果から、エチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合比が増加するにつれて引張強さ時伸びの変化率も上昇しており、エチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合率が高いほど劣化の少ない高圧ホースであることが分かる。

また、エチレン−プロピレン−ジエンゴムが５０〜１００％配合されている高圧ホース１０は、放射線照射後に熱劣化を施しても合格となっており、エチレン−プロピレン−ジエンゴムを５０〜１００％用いることにより、放射性物質を含む高温の流体についても、安全に移送可能ということがわかる。

更に、エチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合比が１００％のホース（実施形態１）とエチレン−プロピレン−ジエンゴムの配合比が８１.４％のホース（実施形態２）を比較すると、実施形態１の高圧ホースの方が伸びの変化率が小さく劣化が小さいことが分かる。実施形態２のホースには、スチレンブタジエンゴムが入っていることのみ違いとして上げられるため、耐放射線性が高いとされていたスチレンブタジエンゴムよりもエチレン−プロピレン−ジエンゴムが有益であることがわかる。

このような本実施例の高圧ホース１０とすることにより、放射性物質を含む流体の移送若しくは高放射線量下での流体の移送を長期間、安全に実施することが可能となる。具体的には、高い放射線環境の下、大気中の酸素、雨や移送流体中の水分、放射線により発生するオゾン、高温の流体を移送することによってもたらされる高い温度条件においても、高圧ホース１０を構成している高分子材料が劣化し難く、亀裂や微小クラックが入るか、或いは破裂するなどの不具合を生じることなく、長期間使用することができる。また、高圧ホース１０の交換の必要がないため、原子力プラントの放射性物質の移送に係るシステム全体の信頼性と安全性の向上に資することができる。

次に、上述した実施例１の高圧ホース１０を用いた原子力設備として、原子力発電所内での放射性物質を含んだ滞留水を移送する例について、図３を用いて説明する。

該図に示す如く、本実施例の原子力設備１１は、原子力発電所１２と、この原子力発電所１２で発生した放射性汚染水１３を汲み上げる水中ポンプ１７と、原子力発電所１２よりは高い場所に設置され、水中ポンプ１７からの放射性汚染水１３を貯蔵するタンク等の貯蔵設備１５と、この貯蔵設備１５と水中ポンプ１７を接続し、水中ポンプ１７で汲み上げた放射性汚染水１３を貯蔵設備１５に移送する高圧ホース１０とから概略構成されている。尚、１８は原子力発電所１２と隣接する例えばタービン建屋等の汚染水滞留エリアであり、放射性汚染水１３が滞留しているものである。

本実施例の原子力設備１１は、原子力発電所１２内で発生した高濃度の放射性汚染水１３が原子力発電所１２内に大量に滞留しており、この放射性汚染水１３を実施例１の高圧ホース１０を用いて、放射性汚染水１３の漏洩の恐れのない別施設である貯蔵装置１５に移送するものである。

本実施例の原子力設備１１は、放射性物質の系外漏洩が発生する前に運転を開始しなければいけないため、時間的にも制約があり、高放射線量下での作業を実施するため時間的、空間的にも制約があるが、高圧ホース１０の両端にフランジ１６を取り付け、一方端を水中ポンプ１７との取合いに、他方端を貯蔵装置１５との取合いと接続することにより、上述した問題点を解消することができ、放射性汚染水１３の移送が開始できる。

このような本実施例の原子力設備１１とすることにより、配管敷設に、特に重機は必要とせず、人力のみでの施工が可能となるため、緊急時での作業も可能である。また、配管ルートが長距離となる場合でも、複数の高圧ホース１０を接続することにより、容易に配管長を変更することができ、長尺な高圧ホース１０を使用することにより、さらなる工数低減が可能となる。また、障害物などにより、設計時のルートどおりに敷設できない場合でも、高圧ホース１０を許容曲げ半径以上で曲げることにより、ルート変更がその場で可能となるため、工数低減が可能となる。工数低減により、敷設時の被爆量低減にも貢献する。

更に、原子力発電所１２内に滞留している高濃度の放射性汚染水１３を全て取水した場合、水中ポンプ１７から高圧ホース１０を取り外し、予め別の汚染水滞留エリア１８に設置しておいた水中ポンプ１９に取り付けても良いし、或いは原子力発電所１２で使用した水中ポンプ１７を汚染水滞留エリア１８内に設置することで、放射性汚染水１３の移送を連続的に行なうことが可能となり、工数の低減並びにより早い放射性汚染水１３の移送完了に寄与できる。

上述した実施例２では、放射性汚染水１３を高圧ホース１０で貯蔵設備１５に移送する例について説明したが、原子力関連施設における高放射線量下での流体（気体、液体、固体）の移送に、実施例１で説明した高圧ホース１０を用いることができる。

原子力関連施設における高放射線量下の高圧ホース１０で移送される流体としては、例えば、気体としては窒素やＰＣＶ内ガス等、液体としては純水等、固体としてはゲル状のものや土砂等が挙げられる。

図４に、原子力関連施設において、高放射性線を放つ瓦礫２１がある雰囲気中で、原子力発電所１２内の純水２０を、実施例１で説明した高圧ホース１０を用いて移送する例を示す。

該図に示す如く、原子力関連施設に高放射性線を放つ瓦礫２１が散乱している状態でも、原子力発電所１２内の純水２０を水中ポンプ１７で汲み上げ、高圧ホース１０を用いて貯蔵設備１５に移送することができる。

このような本実施例の原子力設備とすることにより、実施例２と同様な効果が得られることは勿論、高放射性線を放つ瓦礫２１がある雰囲気中で流体を移送するものであっても、長寿命の高圧ホース１０を使用しているため、システム全体の安定性を向上させることができる。

また、周囲の放射線量が高い環境下でも長時間使用できるため、メンテナンスの頻度を少なくすることができ、メンテナンスに伴う被ばく量の低減効果を得ることができる。更に、爆発や、付近での漏洩など、何らかの影響により、敷設ルート周辺の放射線量が高くなった場合でも、ルート変更やホース再敷設の必要性が低いため、ホースの仕様を継続することができ、事故対応特有の状況変化に柔軟に対応することができる。

尚、窒素やＰＣＶ内ガス等の気体を移送する場合には、水中ポンプに代えて送風機等を使用すれば良いし、ゲル状のものや土砂等の固体を移送する場合には、水中ポンプに代えて高圧ポンプ等を使用すれば良い。

本発明は、原子力関連施設に用いる高圧ホースとして、耐圧ゴム層にエチレン−プロピレン−ジエンゴムを主成分とし、かつ、耐圧ゴム層のエチレン−プロピレン−ジエンゴムが、ゴム層全体の体積の５０％以上である高圧ホースを使用することにより、高い放射線線量下でも高い耐圧性を維持することができ、かつ、長寿命の高圧ホースを提供するものであり、これによって原子力プラントの放射性物質の移送に係るシステム全体の信頼性と安全性の向上に資することができる。

１…最内面ゴム層、２…内面ゴム層、３…補強層、４…外面ゴム層、５…最外面ゴム層、１０…高圧ホース、１１…原子力設備、１２…原子力発電所、１３…放射性汚染水、１５…貯蔵設備、１６…フランジ、１７、１９…水中ポンプ、１８…放射性物質滞留エリア、２０…純水、２１…瓦礫。

Claims (8)

1. 耐圧ゴム層とその内部又は周囲に張り巡らされている補強コードとからなり、２００ｋＧｙ以上の放射性照射環境下で使用される原子力設備用高圧ホースであって、
   前記耐圧ゴム層がエチレンープロピレンージエンゴムを主成分として構成され、かつ、前記耐圧ゴム層は、内面ゴム層と外面ゴム層から形成されると共に、前記補強コードは、前記内面ゴム層と外面ゴム層の間に設けられた補強層から形成され、
   前記外面ゴム層の外面側に最外面ゴム層を有し、該最外面ゴム層がカーボンブラックを含むエチレンープロピレンージエンゴムで構成されると共に、前記内面ゴム層の内面側に最内面ゴム層を有し、該最内面ゴム層がカーボンブラックを含むエチレンープロピレンージエンゴムで構成され、かつ、前記最内面ゴム層と最外面ゴム層の材質が同種であり、
   前記耐圧ゴム層のエチレンープロピレンージエンゴムが、ゴム層全体の体積の５０％以上であることを特徴とする原子力設備用高圧ホース。
2. 請求項１に記載の原子力設備用高圧ホースにおいて、
   前記耐圧ゴム層のエチレンープロピレンージエンゴムが、ゴム層全体の体積の８０％以上であることを特徴とする原子力設備用高圧ホース。
3. 放射性物質を含む流体の移送若しくは高放射線量下での流体の移送に用いる高圧ホースを備えている原子力設備において、
   前記高圧ホースは、請求項１又は２に記載の原子力設備用高圧ホースであることを特徴とする原子力設備。
4. 請求項３に記載の原子力設備において、
   前記原子力設備用高圧ホースで移送される放射性物質を含む流体若しくは高放射線量下で移送される流体は、気体、液体、固体のいずれかであることを特徴とする原子力設備。
5. 原子力発電所と、該原子力発電所で発生した放射性汚染水を汲み上げるポンプと、該ポンプからの放射性汚染水を貯蔵する貯蔵設備と、該貯蔵設備と前記ポンプを接続し、前記ポンプで汲み上げた放射性汚染水を前記貯蔵設備に移送する高圧ホースとを備え原子力設備において、
   前記高圧ホースは、請求項１又は２に記載の原子力設備用高圧ホースであることを特徴とする原子力設備。
6. 請求項５に記載の原子力設備において、
   前記原子力発電所と隣接する汚染水滞留エリアに、該汚染水滞留エリア内の放射性汚染水を汲み上げるポンプが設置され、該ポンプと前記貯蔵設備が前記原子力設備用高圧ホースで接続されていることを特徴とする原子力設備。
7. 請求項６に記載の原子力設備において、
   前記ポンプは、予め前記汚染水滞留エリア内に設置されているか、或いは前記原子力発電所で使用したポンプを前記汚染水滞留エリア内に設置したものであることを特徴とする原子力設備。
8. 請求項５乃至７のいずれか１項に記載の原子力設備において、
   前記汚染水滞留エリアは、タービン建屋であることを特徴とする原子力設備。

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