JPH0480357B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

〔発明の利用分野〕 本発明は、原子力プラントの製造法に係り、特
に、一次冷却水系配管のように、放射性物質が溶
存している液と接して使用される構造材に対して
放射性物質の付着抑制処理を施した原子力プラン
トの製造法に関する。 〔従来技術〕 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
ト等から構成されている。これらの金属は長期間
使用されると腐食損傷をうけて構成金属元素が一
次冷却水中に溶出し、原子炉内に持ち込まれる。
溶出金属元素は大半が酸化物となつて燃料棒に付
着し、中性子照射をうける。その結果、⁶⁰Co、
⁵⁸Co、⁵¹Cr、⁵⁴Mn等の放射性核種が生成する。こ
れらの放射性核種は一次冷却水中に再溶出してイ
オンあるいは不溶性固体成分（以下、クラツドと
称する）として浮遊する。浮遊する一部は炉水浄
化用の脱塩器等で除去されるが、残りは一次冷却
水系を循環しているうちに主にステンレス鋼から
な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
する際の作業員の放射線被曝が問題となつてい
る。 このため、構造材の表面線量率の上昇を防止す
る方法として、構造材に付着した放射性物質を除
去する方法が検討され、実施されている。除去方
法には現在３つの方法がある。 (1) 機械的洗浄方法 (2) 化学的洗浄方法 (3) 電気分解による洗浄方法 (1)の方法は主に部品に適用され、たとえば高圧
ジエツト水により表面を洗浄するものである。し
かし、この方法では密着性の強い放射性物質の除
去が困難であり、また広い範囲を系統的に除染す
ることはできない。事実、この方法により一時的
に線量率を低減しても、その後の長期的な使用に
より再び線量率が上昇する傾向にある。 (2)の方法は酸溶液等の薬剤を用いて化学反応に
より鋼表面の酸化被膜を溶解し、同被膜中に存在
する放射性物質を除去するものである。この方法
の問題は薬剤による構造材の腐食損傷にある。す
なわち、被膜を溶解する際に構造材も腐食損傷を
うけ、また除染後に残留した微量の薬剤が構造材
の応力腐食割れを引き起こす恐れがある。 (3)の方法も(1)と同様の問題点をもつている。 また、放射性物質の付着量を低減させるため、
その源である金属元素の溶出を抑制する方法も実
施されている。すなわち、酸素または過酸化水素
を給自系内に注入して構造材の腐食を抑制し、こ
れによつて腐食生成物の原子炉内への持ち込み量
を低減するものである。 しかし、このような方法を用いても給水系をは
じめとし、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ず、一次冷却水中の放出性物
質を無くすことはできないため、構造材への放射
性物質の付着による表面線量率の増加がはやり問
題として残つている。 尚、特開昭58−184593号公報には、軽水炉接水
部構造体の接水部表面処理方法が記載されてい
る。しかしながらこの方法は、クロム金属を被覆
したのち、気相酸化により酸化するという２段階
処理方法であり、そのため、クロム金属のメツキ
等の処理が複雑な形状の内面に対して困難であ
り、気相酸化も大形形状のものでは700℃保温等
の方法が難しく、又700℃ではステンレス鋼が鋭
敏化する懸念があり、原子炉に悪影響を及ぼす恐
れがある。 〔発明の目的〕 本発明の目的は、これらの問題点を解消し、放
射性物質が溶存している液と接して使用される構
造材における放射性物質の付着を抑制した原子力
プラントの製造法を提供することにある。 〔発明の概要〕 原子力プラントの従事者被曝に寄与する主な放
射性核主は⁶⁰Coであることが各種分析の結果（た
とえば、G.Romeo、Proceedings of The 7th
International Congress on Metallic
Corrosion、P1456、1978）からわかつている。
この放射性核種はγ線の崩壊エネルギー強度が
1.17及び1.33MeVと高く、また半減期が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原因となる。したがつて、
線量率を低減するためには、この⁶⁰Coの付着をい
かに抑制するかが鍵である。 一方、プラント炉回りの圧力容器、配管、ポン
プ、弁等の構造材はステンレス鋼、ステライト、
インコネル、炭素鋼よりなるが、接水面積の97％
をステンレス鋼が占める。したがつて、ステンレ
ス鋼への放射性物質の付着を抑制することが被膜
低減上、最も有効である。 炉水に溶存する放射性核種はステンレス鋼の腐
食によつて表面に形成される酸化被膜内にその形
成過程で取り込まれる。ところで、発明者の研究
によると放射性核種の付着速度は皮膜成長速度と
相関関係を示すので、皮膜成長を抑制することは
付着低減につながるであろうと推定された。 炉水環境下でのステンレス鋼の皮膜量（ｍ）の
増加は(1)式に示すように時間（ｔ）の対数則によ
つて表わされる。 ｍ＝alogt＋ｂ ……(1) ここで、ａおよびｂは定数 すなわち、皮膜の成長とともにその成長速度は
小さくなる。したがつて、あらかじめ適当な非放
射性の酸化皮膜を形成しておけば、放射性物質が
溶存している液へ浸せきしたのちの新たな皮膜形
成を抑制することができ、ひいては皮膜形成時に
多くみられる放射性物質の付着を抑制できる。 本発明者らは、放射性物質を溶存した液と接し
て使用される金属構造材にあらかじめ適当な非放
射性の酸化皮膜を形成することによつて放射性物
質の付着を抑制できる点に着目すると同時に、
⁶⁰Coの付着速度はあらかじめ形成された酸化皮膜
中のクロム量に依存し、特に酸化皮膜を構成する
全金属中のクロムの割合が12重量％以上の場合、
著しく小さくなることを見い出した。 本発明は、このような知見に基づいて得られた
ものであつて、放射性物質が溶存している液と接
して使用されるオーステナイト系ステンレス鋼か
らなる構造材を備えた原子力プラントの製造法に
おいて、前記構造材の前記液と接する部分の表面
を、溶存酸素濃度200ppb以下、及び電気伝導度
0.1μS／cm以下の高温高圧の流動純水にて酸化処
理することにより、前記表面の酸化皮膜を構成す
る全金属中のクロムの割合を12重量％以上とした
ことを特徴とするものである。放射性物質が溶存
している液と接して使用されるオーステナイト系
ステンレス鋼からなる構造材を備えた原子力プラ
ントの製造法において、前記構造材の前記液と接
する部分の表面を溶存酸素濃度200ppb及び電気
電導度0.1μs／cm以下の高温高圧の流動純水にて
酸化処理して前記表面に酸化皮膜を形成し、該酸
化皮膜を構成する全金属中のクロムの割合が12重
量％以上となるように酸化処理することを特徴と
するものである。酸化皮膜を構成する全金属中の
クロムの割合（以下、単にクロム含有率という）
は12重量％以上であればよいが、その上限は形成
される皮膜形態に依存する。最も含有率が高くな
るのは酸化皮膜がクロム単独（含有率＝100重量
％）で構成される場合であり、酸化皮膜はCr₂O₃
の形態をとる。しかるに、通常は酸化皮膜にはα
−あるいはγ−Fe₂O₃とクロムを含んだスピネル
型酸化物（たとえば、FeCr₂O₄、NiCr₂O₄）等が
混在しており、FeCr₂O₄あるいはNiCr₂O₄等のク
ロマイトの量が多くなると酸化皮膜の保護性を増
し放射性物質の付着抑制効果が大きくなる。した
がつてクロマイト単独の場合のクロム含有率は約
65重量％であるので、あらかじめ形成する酸化皮
膜のクロム含有率は12重量％ないし65重量％にと
るのが望ましい。 酸化皮膜のクロム含有率を適正な範囲に調整す
るには金属構造材の表面に施される前酸化処理の
条件を選定すればよい。このような前酸化処理と
して、温度、溶存酸素濃度、電気伝導度等を適宜
選定した純水中でステンレス鋼などの金属構造材
を所定時間浸漬する方法が用いられる。 オーステナイト系ステンレス鋼のクロム含有量
は、日本工業規格（JIS規格）に示されるように、
11.50〜26.00％であり、溶存酸素濃度を調整する
ことにより酸化皮膜中のクロム含有率を制御する
ことができる。すなわち、溶存酸素濃度を減じる
クロムを高濃度にでき、例えば、200ppb以下で
は、鉄、ニツケルがイオンとして溶けやすく、逆
にクロムが溶けにくいために、皮膜中のクロム含
有率は12％以上となり、一方、200ppb以上では
クロムが選択的に溶出してしまうのでクロム含有
率は12％以下になる。 本発明において、金属構造材の表面にあらかじ
め酸化処理によつて適正なクロム含有率の酸化皮
膜を形成し、これを原子力プラントに配設するこ
とによつて放射性物質の付着を抑制することがで
きる。 また、原子力プラントで使用された配管、機器
等を化学的方法等により除染し、再使用する場
合、除染操作により構造材表面の酸化皮膜は溶
解、剥離しているので、金属素地が露出してお
り、再使用時の放射性物質の付着量は第２図と同
様の経時変化を示す。そこで、本発明の前酸化処
理を施こしたのちに再使用することで放射性物質
の付着を抑制することができる。 原子力プラントにはいく種類もあるが、本発明
はそれらのいずれにも適用することができる。た
とえば、沸騰水型原子力プラントでは圧力容器、
再循環系配管および一次冷却材浄化系配管等が放
射性物質を含む炉水と接しており、また加圧水型
原子力プラントでは圧力容器、炉内構造材および
蒸気発生器等が同様な炉水と接している。したが
つて、これら放射性物質を含む液と接するステン
レス鋼、インコネル、炭素鋼およびステライトか
ら選択された１種または２種以上の金属からなる
構造材の全部あるいは一部に本発明の前酸化処理
を施こした構造材を適用することによつて放射性
物質の付着を抑制でき、ひいては従事者被曝の小
さいプラントを提供しうる。 本発明は原子力プラント構造材が一次冷却水と
接する場合に、構造材の腐食にともなつて構造材
に含有される金属成分が一次冷却水中に放出する
のを抑制する場合にも適用することができる。た
とえば、配管、ポンプ、弁等を構成するステンレ
ス鋼、ステライト、インコネル等のようにコバル
トを不純物あるいは構成元素として含有する金属
では、その腐食によつてコバルトが一次冷却水中
に溶出し、原子炉内に持ち込まれる。溶出コバル
トは大半が酸化物となつて燃料棒に付着し、中性
子照射をうける。その結果、放射性核種である
⁶⁰Coが生成するが、本発明を適用すれば、コバル
トの放出を抑制しうる。 また、沸騰水型原子力プラントでは、原子炉水
中において⁶⁰Co、⁵⁸Co、⁵¹Cr、⁵⁴Mn等の放射性核種
が鉄を主体とした酸化物と結び付いて一次冷却水
に不溶解な成分として存在する場合がある。これ
らの不溶解成分も溶解成分と同様に一次冷却水系
を循環しているうちに主にステンレス鋼からなる
構造材表面に付着する。この付着過程は溶解成分
の付着過程と類似し、構造材の腐食に伴う酸化皮
膜の成長に依存する。したがつて本発明は不溶解
成分の付着抑制にも有効である。 〔発明の実施例〕 実施例 １ 第１表に示す化学粗成を有したステンレス鋼を
25ないし1000時間流速0.5ｍ／ｓで流動する炉水
に浸せきして、形成する酸化皮膜量および付着し
た⁶⁰Co量を測定した。

【表】 ステンレス鋼は浸せき前に表面を機械加工後、
脱脂洗浄した。炉水の⁶⁰Co濃度は１×10^-2μCi／
mlで90％以上がイオンとした存在した。また、温
度は230℃、溶解酸素濃度は150ないし170ppb、
PHは6.9ないし7.2であつた。 なお、本実施例では、温度285℃で溶存酸素濃
度を200ppb以下に調整した電気伝導度0.1μS／cm
の流動純水中に50〜500時間、ステンレス鋼を浸
せきする酸化処理法によつてクロムを12重量％以
上含む酸化皮膜をあらかじめ形成した。 第１図にステンレス鋼単位面積当りに形成され
た酸化皮膜中の代表金属元素の量（鉄、コバル
ト、ニツケル、クロムの総和）の経時変化を示
す。100時間以上で対数即にしたがつた増加を示
している。 一方、第２図は付着⁶⁰Co量の経時変化である。
酸化皮膜量と同様にに100時間以上で対数則にし
たがつて増加した。 したがつて、第１図、第２図より⁶⁰Coの付着速
度は皮膜成長速度に律速されていることがわか
る。また、皮膜の成長速度はその成長とともにし
だいに小さくなつている。 実施例 ２ 実施例１で使用したと同様のステンレス鋼の表
面に、全金属元素中に占めるクロムの割合を5.2
〜20.3重量％にとつた非放射性の酸化被膜をあら
かじめ形成し、実施例１と同条件の路水に浸せき
し、⁶⁰Coの付着速度を調べた。その結果を第２表
及び第３図に示した。

【表】

〔発明の効果〕

以上のように本発明によれば、金属構造材の表
面に酸化処理してクロム含有率を所定の値に調整
するという簡単な手段によつて金属構造材への放
射性物質の付着を抑制でき、特に原子力プラント
に使用されるステンレス鋼などの構造材に適用し
て線量率の上昇を抑え、従事者の被爆を低減する
のに好適である。

【図面の簡単な説明】

第１図はステンレス鋼における酸化皮膜量と時
間との関係図、第２図は⁶⁰Co付着量と時間との関
係図、第３図は⁶⁰Coの相対付着速度と時間との関
係図である。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 放射性物質が溶存している液と接して使用さ
   れるオーステナイト系ステンレス鋼からなる構造
   材を備えた原子力プラントの製造法において、前
   記構造材の前記液と接する部分の表面を、溶存酸
   素濃度200ppb以下、及び電気伝導度0.1μS／cm以
   下の高温高圧の流動純水にて酸化処理することに
   より、前記表面の酸化皮膜を構成する全金属中の
   クロムの割合を12重量％以上としたことを特徴と
   する原子力プラントの製造法。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の製造法におい
   て、前記酸化皮膜を構成する全金属中のクロムの
   割合が、12〜65重量％であることを特徴とする原
   子力プラントの製造法。 ３ 特許請求の範囲第１項記載の製造法におい
   て、前記酸化皮膜は、使用済みの前記構造材を除
   染後、再使用する金属構造材の表面に形成されて
   いることを特徴とする原子力プラントの製造法。