JPH0424434B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0424434B2
JPH0424434B2 JP57197573A JP19757382A JPH0424434B2 JP H0424434 B2 JPH0424434 B2 JP H0424434B2 JP 57197573 A JP57197573 A JP 57197573A JP 19757382 A JP19757382 A JP 19757382A JP H0424434 B2 JPH0424434 B2 JP H0424434B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cobalt
water
elution
temperature
metal
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP57197573A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS5989775A (en
Inventor
Yoshihiro Ozawa
Masao Endo
Shunsuke Uchida
Masao Kitamura
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 Ltd
Original Assignee
Hitachi 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 Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP57197573A priority Critical patent/JPS5989775A/en
Publication of JPS5989775A publication Critical patent/JPS5989775A/en
Publication of JPH0424434B2 publication Critical patent/JPH0424434B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Chemical Treatment Of Metals (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、高温水中において使用するコバルト
含有金属からのコバルト溶出抑制方法に係り、特
に原子力プラント一次冷却配管の給水加熱器ヒー
タチユーブからのコバルト溶出を減少するのに好
適な方法に関する。
Detailed Description of the Invention [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a method for suppressing cobalt elution from a cobalt-containing metal used in high-temperature water, and in particular to a method for suppressing cobalt elution from a feedwater heater heater tube of a primary cooling piping of a nuclear power plant. This invention relates to a method suitable for reducing.

〔従来技術〕[Prior art]

原子力発電所の一次冷却水系に使用されている
配管、ポンプ、弁等は、ステンレス鋼及びステラ
イト、インコネル、インコロイ、ハステロイ、コ
ルモノイなどから構成されている。これらの金属
は、長期間使用されることにより、腐食損傷を受
け構成金属元素が一次冷却水中に溶出し、原子炉
内に持ち込まれる。これら溶出金属元素は、大半
が酸化物となつて燃料棒に付着し、中性子照射を
受けて60Co,58Co,51Cr,54Mn等の放射性核種にな
る。燃料棒に付着し放射化した放射性核種は、一
次冷却水中に再溶出し、イオン或いは不溶性固体
成分(以下クラツトと称する)として浮遊する。
浮遊する放射性核種の一部は、炉水浄化装置の脱
塩器等において除去されるが、除去されなかつた
放射性核種は、一次冷却水系を循環しているうち
に主にステンレス鋼から成る構造材表面に付着す
る。このため、構造材表面における線量率が高く
なり、保守、点検を実施する際における作業員の
放射線被曝の問題を生じる。そこで、構造材の表
面線量率の上昇を防止する方法として、燃料棒へ
の放射性核種の付着要因となる鉄クラツトの原子
炉内への持ち込み量を低減するため、給水系の酸
素注入を行い、給水系配管の腐食損傷を図ること
が多くのプラントにおいて実施されている。
Pipes, pumps, valves, etc. used in the primary cooling water system of nuclear power plants are made of stainless steel, Stellite, Inconel, Incoloy, Hastelloy, Colmonoy, etc. When these metals are used for a long period of time, they are damaged by corrosion and their constituent metal elements are eluted into the primary cooling water and brought into the nuclear reactor. Most of these eluted metal elements become oxides and adhere to the fuel rods, and upon irradiation with neutrons, they become radioactive nuclides such as 60 Co, 58 Co, 51 Cr, and 54 Mn. The radioactive nuclides attached to the fuel rods are re-eluted into the primary cooling water and suspended as ions or insoluble solid components (hereinafter referred to as crat).
Some of the floating radionuclides are removed in the demineralizer of the reactor water purification system, but the radionuclides that are not removed are absorbed into structural materials, mainly made of stainless steel, while circulating in the primary cooling water system. Adheres to surfaces. For this reason, the dose rate on the surface of the structural material increases, causing the problem of radiation exposure of workers during maintenance and inspection. Therefore, as a method to prevent an increase in the surface dose rate of structural materials, oxygen is injected into the water supply system in order to reduce the amount of iron cracks brought into the reactor, which causes radionuclides to adhere to the fuel rods. Many plants are implementing measures to prevent corrosion damage to water supply piping.

一方、原子力プラントの従事者の放射線被曝
は、これまでの研究において主に60Coによるもの
であることが各種分析の結果明らかとなつている
(例えば、G.Romeo,Proceedings of The 7th
International Congress on Metallic Congress
P1456.1978)。これは、60Coのγ線の崩壊エネルギ
ー強度が1.17MeV及び1.33MeVと高く、又半減
期が5.26年と長いために、一旦構造材に付着する
と長期にわたり表面線量率を高めることによる。
従つて、構造材の表面線量率を低減するために
は、この60Coの構造材への付着をいかに抑制する
かにかかつている。
On the other hand, various analyzes have revealed that the radiation exposure of nuclear plant workers is mainly due to 60 Co (for example, G. Romeo, Proceedings of The 7th
International Congress on Metallic Congress
P1456.1978). This is because the decay energy intensity of the gamma rays of 60 Co is high at 1.17 MeV and 1.33 MeV, and the half-life is long at 5.26 years, which increases the surface dose rate over a long period of time once it adheres to structural materials.
Therefore, in order to reduce the surface dose rate of structural materials, it depends on how to suppress the adhesion of 60 Co to the structural materials.

原子力プラントにおける60Coの生成は、安定同
位体である59Coが原子炉内において(n,γ)反
応をすることによる。従つて、59Coの原子炉内へ
の流入を抑制することにより、60COの発生を低減
させ、ひいては作業者の放射線被曝量を低減させ
ることができる(例えば、S.Uchida et al.,
Water Chemistry ,BNNES,1980,Paper
44,1980)。そこで、原子炉浄化系の強化や、再
循環配管を中心とした60Coの付着を防止するため
の配管予備化方法が検討されている。しかし、こ
のような方法を用いても給水系をはじめとして、
一次冷却水系の構造材の腐食を完全に防止するこ
とはできない。このため、一次冷却水中の放射性
物質をなくすことができないため、構造材への放
射性物質の付着による表面線量率の増加を防止す
ることができない。
The production of 60 Co in a nuclear power plant is due to the (n, γ) reaction of the stable isotope 59 Co in a nuclear reactor. Therefore, by suppressing the inflow of 59 Co into the reactor, it is possible to reduce the generation of 60 CO and, in turn, reduce the radiation exposure of workers (for example, S. Uchida et al.,
Water Chemistry, BNNES, 1980, Paper
44, 1980). Therefore, methods of strengthening the reactor purification system and preparing piping to prevent 60 Co from adhering to the recirculation piping are being considered. However, even with this method, water supply systems and other
Corrosion of the structural materials of the primary cooling water system cannot be completely prevented. For this reason, it is not possible to eliminate radioactive substances in the primary cooling water, and therefore it is not possible to prevent an increase in the surface dose rate due to adhesion of radioactive substances to structural materials.

特に、給水系におけるコバルトの主要溶出源
は、給水加熱器ヒータチユーブに使用されている
ステンレス鋼である。即ち、ステンレス鋼は、通
常不純物として約0.2%のコバルトを含有してお
り、このコバルトが実際に使用される場所におい
て接触している温度の高い水(沸騰水型原子炉の
給水ヒーターの例では35℃以上225℃以下の水)
中におけるステンレス鋼の腐食にともなつて溶出
する。そこで、コバルト含有率を通常の1/4程度
に下げた低コバルトステンレス鋼を、給水加熱器
ヒータチユーブに使用することが考えられてい
る。しかし、低コバルトステンレス鋼の使用は、
材料コスト上の問題を生じ、全面的に採用される
には至つていない。
In particular, the primary source of cobalt in the feed water system is the stainless steel used in the feed water heater heater tube. In other words, stainless steel usually contains about 0.2% cobalt as an impurity, and where this cobalt is actually used, it comes into contact with high-temperature water (for example, in feed water heaters for boiling water reactors). water above 35℃ and below 225℃)
It is eluted as the stainless steel inside corrodes. Therefore, it is being considered to use low-cobalt stainless steel, which has a cobalt content lowered to about 1/4 of the usual amount, for the heater tube of the feed water heater. However, the use of low cobalt stainless steel
This poses material cost problems and has not been widely adopted.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明は、コバルトとクロムとを含有した金属
からのコバルトの溶出を減少することができるコ
バルト溶出抑制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 method for suppressing cobalt elution that can reduce elution of cobalt from a metal containing cobalt and chromium.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明は、ステンレス鋼からのコバルト溶出速
度が温度に極めて大きく依存し、かつ、ステンレ
ス鋼表面に生成した酸化被膜性状と密接に関係し
ていることを見出したことにより成されたもの
で、コバルト含有金属の表面に、この金属が含有
している前記クロム元素に富む緻密な酸化被膜
を、前記金属からの接触する水中へのコバルト溶
出速度を縦軸にとり、横軸に該金属が浸漬される
水の浸漬温度をとつた場合にコバルト溶出速度−
浸漬温度関係曲線におけるコバルト溶出速度がピ
ークとなる浸漬温度より高い温度の高温水に接触
させて形成することによつて、コバルト含有金属
からのコバルト溶出を減少することができるよう
に構成したものである。
The present invention was made based on the discovery that the rate of cobalt elution from stainless steel is extremely dependent on temperature and is closely related to the properties of the oxide film formed on the surface of stainless steel. A dense oxide film rich in the chromium element contained in the metal is formed on the surface of the metal, and the vertical axis represents the cobalt elution rate from the metal into the water in contact with it, and the horizontal axis represents the time the metal is immersed. Cobalt elution rate at water immersion temperature
It is constructed so that cobalt elution from cobalt-containing metals can be reduced by contacting it with high-temperature water at a temperature higher than the immersion temperature at which the cobalt elution rate peaks in the immersion temperature relationship curve. be.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

従来、ステンレス鋼からのコバルト溶出速度の
測定は、その溶出速度が極めて小さいこともあつ
て報告例が少なく、溶出速度の温度依存性に関す
る詳細な検討はなされていなかつた。しかし、発
明者らは、ステンレス鋼に熱中性子を照射した照
射ステンレス鋼からの60Coの溶出を、放射性計測
によつて求めることにより、10-3mdm(mg/d
m2・month)のオーダにおいて溶出速度の測定を
可能にした。このステンレス鋼からのコバルト溶
出速度に関する基礎実験の結果、コバルト溶出速
度は、浸漬温度240℃付近においてピーク温度す
なわち最大値を示すことが判明した。その結果を
第1図に示す。
Conventionally, there have been few reports on the measurement of the elution rate of cobalt from stainless steel, partly because the elution rate is extremely low, and no detailed studies have been made on the temperature dependence of the elution rate. However, the inventors determined that 10 -3 mdm (mg/d
This makes it possible to measure elution rates on the order of m2・month). As a result of basic experiments regarding the cobalt elution rate from this stainless steel, it was found that the cobalt elution rate shows a peak temperature, that is, a maximum value, at around the immersion temperature of 240°C. The results are shown in FIG.

第1図は、原子炉給水条件(約20ppbの溶存酸
素濃度)におけるステンレス鋼からのコバルト溶
出速度の温度依存性を示したものである。これら
の浸漬試料の二次電子像による表面観察の結果、
浸漬温度が240℃以下であつた試料の表面には、
粒界やクラツクが存在する部分に酸化被膜が存在
していなかつた。一方、浸漬温度が240℃より高
い温度であつた試料においては、粒界やクラツク
が全て酸化被膜で覆われていた。前者の場合は粒
界やクラツクの部分に酸化被膜が存在しないた
め、そこからコバルトの溶出が主として起こり、
一方後者の場合は、酸化被膜で被われているた
め、コバルトの溶出が少なくなつているものと思
われる。更に、酸化被膜のイオンマイクロアナラ
イザーによる元素分析の結果、クロムに富んだ層
が認められた。又、コバルトの溶出速度は、いず
れの浸漬温度条件においても、浸漬時間をtとす
るとt-1/2に比例して減少していくことも判明し
た。しかも、一度高温において浸漬処理をしたス
テンレス鋼のコバルト溶出速度が、それより低い
温度の水に再度浸漬した場合には、高温における
溶出速度変化曲線にそつて溶出速度が変化するこ
とが明らかになつた。従つて、予めステンレス鋼
を使用温度よりも高いすなわち前記ピーク温度
(第1図)より高い温度において浸漬処理をする
ことにより、コバルトの溶出を減少させることが
できる。
Figure 1 shows the temperature dependence of the cobalt elution rate from stainless steel under reactor water supply conditions (dissolved oxygen concentration of about 20 ppb). As a result of surface observation using secondary electron images of these immersed samples,
On the surface of the sample whose immersion temperature was below 240℃,
No oxide film was present in areas where grain boundaries or cracks were present. On the other hand, in samples immersed at temperatures higher than 240°C, all grain boundaries and cracks were covered with an oxide film. In the former case, there is no oxide film at grain boundaries or cracks, so cobalt mainly elutes from there.
On the other hand, in the latter case, it is thought that cobalt elution is reduced because it is covered with an oxide film. Furthermore, elemental analysis of the oxide film using an ion microanalyzer revealed a chromium-rich layer. It has also been found that the elution rate of cobalt decreases in proportion to t -1/2 , where t is the immersion time, under any immersion temperature conditions. Furthermore, it has become clear that the cobalt elution rate of stainless steel that has been immersed at high temperatures changes in accordance with the elution rate change curve at high temperatures when it is immersed again in water at a lower temperature. Ta. Therefore, elution of cobalt can be reduced by pre-immersing stainless steel at a temperature higher than the operating temperature, that is, higher than the peak temperature (FIG. 1).

原子力プラントにおける給水加熱器は、通常35
℃付近の復水器出口水を数段階に渡つて昇温し、
最高225℃程度に加熱している。従つて、給水加
熱器ヒータチユーブを予め前記ピーク温度(240
℃)よりも高い温度の高温水に2〜300時間接触
させ、コバルト溶出に対し保護性のある酸化被膜
を形成させることにより、この酸化被膜がバリア
となり使用時におけるコバルトの溶出を抑制でき
る。
Feedwater heaters in nuclear plants are typically 35
The condenser outlet water, which is around ℃, is heated in several stages,
It is heated to a maximum of 225℃. Therefore, the heater tube of the feed water heater should be adjusted to the peak temperature (240°C) in advance.
By contacting the product with high-temperature water at a temperature higher than 200 °C for 2 to 300 hours to form an oxide film that protects against cobalt elution, this oxide film acts as a barrier and can suppress cobalt elution during use.

ところで、酸化被膜性状分析の結果、酸化被膜
はスピネル構造(M〓O・M〓2O3)を持つFe3O4
とCrとが一部置換した場合に緻密な酸化被膜が
形成され、コバルトの溶出抑制上有効であること
が判明した。従つて、コバルトの溶出を抑制でき
るか否かは、粒界やクラツクを被う形で、かつ緻
密な酸化被膜を形成できるかどうかに依存する。
By the way, as a result of oxide film property analysis, the oxide film is Fe 3 O 4 with a spinel structure (M〓O・M〓 2 O 3 ).
It was found that when cobalt and Cr partially substituted, a dense oxide film was formed, which was effective in suppressing the elution of cobalt. Therefore, whether or not elution of cobalt can be suppressed depends on whether a dense oxide film can be formed that covers grain boundaries and cracks.

以下、本発明の実施例について説明する。しか
し、本発明は、これら実施例に何ら限定されるも
のではない。
Examples of the present invention will be described below. However, the present invention is not limited to these examples in any way.

実施例 コバルトが0.22%含有されているステンレス鋼
を、1m/secをもつて流動している溶存酸素濃度
20ppbの給水中に200℃、240℃、270℃の各温度
条件のもとに浸漬し、コバルト溶出速度の経時変
化を測定した。その試験結果を第2図に示す。
Example Dissolved oxygen concentration flowing through stainless steel containing 0.22% cobalt at a rate of 1 m/sec
It was immersed in 20 ppb water at various temperatures of 200°C, 240°C, and 270°C, and the change in cobalt elution rate over time was measured. The test results are shown in Figure 2.

第2図において曲線10は浸漬温度240℃の場
合であり、曲線12は浸漬温度が200℃の場合で
あり、曲線14は浸漬温度が270℃の場合である。
第2図から明らかなように、コバルト溶出速度は
(時間)-1/2に比例して減少していることが判る。
そして、600時間浸漬した試料の二次電子像の結
果、浸漬温度が200℃及び240℃の試料において
は、粒界が鮮明に観察されたのに対し、浸漬温度
が270℃の試料においては粒界が酸化被膜により
全体的に被われているのが観察された。又、浸漬
温度が270℃の試料は、イオンマイクロアナライ
ザーにより深さ方向のCrとFeの分布を調べた結
果、第3図の実線16で示すように母材中に比べ
酸化被膜中におけるCr濃度が高くなつているこ
とが明らかになつた。尚、第3図に示す破線18
は、Feの濃度分布である。
In FIG. 2, curve 10 is for an immersion temperature of 240°C, curve 12 is for an immersion temperature of 200°C, and curve 14 is for an immersion temperature of 270°C.
As is clear from FIG. 2, it can be seen that the cobalt elution rate decreases in proportion to (time) -1/2 .
As a result of secondary electron images of samples immersed for 600 hours, grain boundaries were clearly observed in samples immersed at 200°C and 240°C, whereas grain boundaries were clearly observed in samples immersed at 270°C. It was observed that the field was completely covered by an oxide film. In addition, as a result of examining the distribution of Cr and Fe in the depth direction using an ion microanalyzer, the sample immersed at a temperature of 270°C showed that the Cr concentration in the oxide film was lower than that in the base material, as shown by the solid line 16 in Figure 3. It became clear that the price was increasing. In addition, the broken line 18 shown in FIG.
is the concentration distribution of Fe.

実施例 実施例の如く浸漬温度200℃、240℃、270℃
において600時間浸漬処理をした試料を、コバル
トの溶出速度の最大となる240℃の高温水中に再
度浸漬し、溶出速度の変化を測定した。第4図
は、その試験結果を示したものである。
Example Immersion temperature 200℃, 240℃, 270℃ as in the example
The sample that had been immersed for 600 hours was immersed again in high-temperature water at 240°C, where the elution rate of cobalt is maximum, and changes in the elution rate were measured. FIG. 4 shows the test results.

第4図において、曲線20は浸漬温度240℃に
おいて600時間処理をしたものであり、曲線22
は浸漬温度200℃において600時間処理をしたもの
であり、曲線24は浸漬温度270℃において600時
間処理した試料のものである。
In Figure 4, curve 20 is the result of 600 hours of treatment at a dipping temperature of 240°C, and curve 22
Curve 24 is for a sample treated for 600 hours at an immersion temperature of 200°C, and curve 24 is for a sample treated for 600 hours at an immersion temperature of 270°C.

第4図から以下のことが判る。尚、第4図にお
いて、A点までの浸漬時間に相当する各溶出速度
曲線は、第2図に示した各曲線10,12,14
と同じである。A点以降(浸漬時間600h以降)
は全ての試験片を240℃の水中に浸漬した場合の
溶出速度曲線20,22,24を示す。270℃に
おいて600時間浸漬し、予め酸化被膜を形成した
試料は、それより低い温度の240℃の水中に浸漬
しても、その溶出速度曲線24は、270℃におけ
る溶出速度曲線にそつて、そのまま変化し、その
速度でコバルトが溶出しており、前記酸化被膜形
成によるコバルト溶出速度の抑制効果があること
が解る。一方、200℃において600時間浸漬した試
料は、それより高温の240℃の水中に浸漬すると、
その溶出速度曲線22は、200℃における溶出速
度曲線にそつては変化せず、240℃における溶出
速度曲線20に近い速度に大きく増加することが
解つた。
The following can be seen from Figure 4. In addition, in FIG. 4, each elution rate curve corresponding to the immersion time up to point A is the curve 10, 12, 14 shown in FIG.
is the same as After point A (after immersion time 600h)
shows dissolution rate curves 20, 22, and 24 when all test pieces were immersed in water at 240°C. Even if a sample that has been immersed for 600 hours at 270°C to form an oxide film is immersed in water at a lower temperature of 240°C, its elution rate curve 24 will remain the same as the elution rate curve at 270°C. It can be seen that the cobalt elution rate is suppressed by the formation of the oxide film. On the other hand, a sample immersed for 600 hours at 200°C becomes
It was found that the elution rate curve 22 did not change along the elution rate curve at 200°C, but increased significantly to a rate close to the elution rate curve 20 at 240°C.

上記のように、コバルトとクロムを含有する金
属を前記ピーク温度(240℃)よりも高い高温水
中に浸漬して処理することにより、コバルトの溶
出を抑制でき、ひいては一次配管系の表面線量率
の上昇を抑え、原子力プラントの従事者の放射線
被曝を低減することができる。しかも、本実施例
は、腐食量低減によるクラツド発生も減少し、原
子力プラントの種類に関係なく適用でき、例え
ば、沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉又は重水
炉、新型転換炉の給水加熱器等のステンレス鋼が
実際に使用される場所において接触している温度
の高い水(沸謄水型原子炉の給水ヒーターの例で
は35℃以上225℃以下の水)と接している場合の
コバルトの溶出を抑制するのに有効であり、ま
た、一般の蒸気発生器の給水系にも適用できる。
As mentioned above, by treating metals containing cobalt and chromium by immersing them in high-temperature water higher than the peak temperature (240°C), it is possible to suppress the elution of cobalt and, in turn, reduce the surface dose rate of the primary piping system. This can reduce the radiation exposure of nuclear plant workers. Furthermore, this embodiment also reduces the occurrence of crud due to the reduction in the amount of corrosion, and can be applied regardless of the type of nuclear power plant. cobalt when it is in contact with high-temperature water (water at temperatures above 35°C and below 225°C in the example of feed water heaters for boiling water reactors) in places where stainless steel is actually used. It is effective in suppressing elution and can also be applied to water supply systems of general steam generators.

又、前記実施例を原子力プラントに適用する場
合には、次のような方法により行うことができ
る。
Further, when the above embodiment is applied to a nuclear power plant, the following method can be used.

(1) 給水加熱器を原子力プラントに据え付ける前
に、ヒータチユーブの内外面に溶存酸素濃度を
10〜50ppbに調節した水性水(20℃におけるPH
値が6.5〜7.2)を270℃〜280℃に加熱しながら
注水し、ヒータチユーブの内外面にクロムに富
んだ緻密な酸化被膜を形成した後、プラントに
据え付ける。
(1) Before installing the feedwater heater in a nuclear power plant, check the dissolved oxygen concentration on the inner and outer surfaces of the heater tube.
Aqueous water adjusted to 10-50 ppb (PH at 20℃
6.5 to 7.2) is heated to 270℃ to 280℃ while injecting water to form a dense chromium-rich oxide film on the inner and outer surfaces of the heater tube before installing it in the plant.

(2) 既設の原子力プラントの給水加熱器について
は、外部より高温水を導くか又はタービン抽気
系からの高温水によつて、一定期間270℃程度
の高温水をヒータチユーブに接触させることに
より、酸化被膜を形成させることができる。
(2) For feedwater heaters in existing nuclear power plants, high-temperature water of about 270°C is brought into contact with the heater tube for a certain period of time, either by introducing high-temperature water from the outside or by using high-temperature water from the turbine extraction system. An oxide film can be formed.

尚前記実施例においては原子力発電プラントの
給水加熱器ヒータチユーブについて説明したが、
例えば加圧水型原子炉二次系の給水系や、一般の
蒸気発生器の給水系への適用も可能である。又前
記実施例においてはステンレス鋼について説明し
たが、ステライト等の他の金属であつてもよい。
In the above embodiment, the feed water heater heater tube of a nuclear power plant was explained.
For example, it can be applied to the water supply system of a pressurized water reactor secondary system or the water supply system of a general steam generator. Furthermore, although stainless steel has been described in the above embodiments, other metals such as stellite may also be used.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上説明したように本発明によれば、コバルト
とクロムを含有する金属を前記ピーク温度(240
℃)よりも高い高温水中において浸漬し、金属表
面にクロムに富んだ緻密な酸化被膜を形成するこ
とにより、コバルトの溶出を減少させることがで
きる。
As explained above, according to the present invention, the metal containing cobalt and chromium is heated at the peak temperature (240
The elution of cobalt can be reduced by immersing the metal in high-temperature water (higher than 30°F (°C)) to form a dense chromium-rich oxide film on the metal surface.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図はステンレス鋼の浸漬速度とコバルト溶
出速度との関係を示す図、第2図はステンレス鋼
の浸漬温度と浸漬時間とコバルト溶出速度との関
係を示す図、第3図は酸化被膜を形成したステン
レス鋼のクロムと鉄の濃度分布を示す図、第4図
は600時間浸漬処理したステンレス鋼を240℃にお
いて再度浸漬した場合の浸漬時間とコバルト溶出
速度との関係を示す図である。 10……浸漬温度240℃、12……浸漬温度200
℃、14……浸漬温度270℃、16……Crの濃度
曲線、18……Feの濃度曲線、20……浸漬温
度240℃,600時間処理、22……浸漬温度200℃,
600時間処理、24……浸漬温度270℃,600時間
処理。
Figure 1 shows the relationship between the immersion rate of stainless steel and the cobalt elution rate, Figure 2 shows the relationship between the immersion temperature and time of stainless steel, and the cobalt elution rate, and Figure 3 shows the relationship between the immersion rate of stainless steel and the cobalt elution rate. A diagram showing the concentration distribution of chromium and iron in the formed stainless steel. Figure 4 is a diagram showing the relationship between the immersion time and the cobalt elution rate when stainless steel that has been immersed for 600 hours is immersed again at 240 ° C. 10...Immersion temperature 240℃, 12...Immersion temperature 200
℃, 14...Immersion temperature 270℃, 16...Cr concentration curve, 18...Fe concentration curve, 20...Immersion temperature 240℃, 600 hours treatment, 22...Immersion temperature 200℃,
600 hours treatment, 24... Immersion temperature 270°C, 600 hours treatment.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 コバルト元素とクロム元素とを含有した金属
から該金属表面が使用時に接触する水中へのコバ
ルト元素の溶出を減少させるコバルト含有金属の
コバルト溶出抑制方法において、前記コバルト含
有金属の表面に、この金属が含有している前記ク
ロム元素に富む緻密な酸化被膜を、前記金属から
接触する水中へのコバルト溶出速度を縦軸にと
り、横軸に該金属が浸漬される水の浸漬温度をと
つた場合のコバルト溶出速度−浸漬温度関係曲線
におけるコバルト溶出速度がピークとなる浸漬温
度より高い温度の高温水に接触させて形成するこ
とを特徴とするコバルト含有金属のコバルト溶出
抑制方法。
1. In a method for suppressing cobalt elution from a cobalt-containing metal, which reduces the elution of cobalt element from a metal containing cobalt element and chromium element into water with which the surface of the metal comes into contact during use, the surface of the cobalt-containing metal is The dense chromium-rich oxide film contained in the chromium element is expressed as follows: the rate of elution of cobalt from the metal into the water it comes into contact with is taken as the vertical axis, and the immersion temperature of the water in which the metal is immersed is taken as the horizontal axis. A method for suppressing cobalt elution from a cobalt-containing metal, the method comprising forming a cobalt-containing metal by contacting it with high-temperature water at a temperature higher than the immersion temperature at which the cobalt elution rate peaks in a cobalt elution rate-immersion temperature relationship curve.
JP57197573A 1982-11-12 1982-11-12 Method for inhibiting leaching of cobalt from metal containing cobalt Granted JPS5989775A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57197573A JPS5989775A (en) 1982-11-12 1982-11-12 Method for inhibiting leaching of cobalt from metal containing cobalt

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57197573A JPS5989775A (en) 1982-11-12 1982-11-12 Method for inhibiting leaching of cobalt from metal containing cobalt

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5989775A JPS5989775A (en) 1984-05-24
JPH0424434B2 true JPH0424434B2 (en) 1992-04-27

Family

ID=16376743

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57197573A Granted JPS5989775A (en) 1982-11-12 1982-11-12 Method for inhibiting leaching of cobalt from metal containing cobalt

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5989775A (en)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2684648B2 (en) * 1986-07-08 1997-12-03 石川島播磨重工業株式会社 Stainless steel for nickel elution suppression
JP2523514B2 (en) * 1986-07-16 1996-08-14 株式会社東芝 Fuel assembly
JP4500741B2 (en) * 2005-07-07 2010-07-14 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 A method for mitigating stress corrosion cracking in nuclear plant structural materials.
US8211548B2 (en) * 2005-12-21 2012-07-03 Exxonmobil Research & Engineering Co. Silicon-containing steel composition with improved heat exchanger corrosion and fouling resistance

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5565368A (en) * 1978-11-07 1980-05-16 Toshiba Corp Strengthening method for making passive state of stainless steel

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5565368A (en) * 1978-11-07 1980-05-16 Toshiba Corp Strengthening method for making passive state of stainless steel

Also Published As

Publication number Publication date
JPS5989775A (en) 1984-05-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4722823A (en) Nuclear power plant providing a function of suppressing the deposition of radioactive substance
JPS61111500A (en) Method of reducing radioactivity of nuclear power plant
US5171515A (en) Process for inhibiting corrosion in a pressurized water nuclear reactor
JPH0424434B2 (en)
JPS5879196A (en) Method of controlling radioactive ion adhesion
JPS59126996A (en) Atomic power plant
JP3620128B2 (en) Surface treatment method for carbon steel member for nuclear power plant
JPS62120463A (en) Stainless steel having resistance to intergranular corrosion
JPS6295498A (en) Constitutional member of nuclear power plant
JPS63149598A (en) Oxidation processing method after chemical decontamination of nuclear power plant
JPH055077B2 (en)
EP0338769A2 (en) Process for inhibiting corrosion in a pressurized water nuclear reactor
JPH03246496A (en) Sticking suppressing method for radioactive material of piping or equipment for nuclear power plant
JPS6184597A (en) Method of inhibiting adhesion of radioactive substance on nuclear power plant constitution member
Uchida et al. Water Quality Control in Primary Cooling System of Crud Concentration Suppressed Boiling Water Reactor,(I) Water Chemistry Experience in Latest Crud Conentration Suppressed BWR
JPS6312551B2 (en)
JPS6053897A (en) Method of inhibiting eluation of cobalt of feedwater heater tube
JPS6224195A (en) Method of reducing radioactivity of nuclear power plant
JPS5912390A (en) Method of forming oxide layer
Lister The behaviour of dissolved cobalt in the cores of water-cooled reactors
JPS6193996A (en) Method of reducing radioactivity of nuclear power plant
JPH0479439B2 (en)
JPH0249479B2 (en)
JPH0478960B2 (en)
Duce Effectiveness and safety aspects of selected decontamination methods for lwrs—“Recontamination experience 1988”