JPH0553400B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【0001】

【産業上の利用分野】 本発明は、一次冷却水系
配管のように放射性物質が溶存している炉水と接
して使用される新規な原子力プラント用配管又は
機器の放射性物質の付着抑制方法に関する。

【0002】

【従来の技術】 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、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，⁵Co，⁵¹Cr，⁶⁴Mn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。

【0003】 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。除去方法には現状３つある。

【0004】(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。

【0005】 (2)の方法は酸溶液等の薬剤を用いて化
学的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。

【0006】 (3)の方法も(1)と同様の問題点をもつて
いる。

【0007】 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
酸化水素を給水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。

【0008】 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
放射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
やはり問題として残つている。

【0009】

【発明が解決しようとする課題】 本発明の目的
は廃棄物の再利用に際し核加熱された炉水中で使
用された配管又は機器を除染した後、放射性物質
が溶存している炉水と接して使用される配管又は
機器表面にあらかじめ酸化皮膜を形成することに
より原子力プラント用配管又は機器の放射性物質
の付着抑制方法を提供することにある。

【0010】

【課題を解決するための手段】 本発明は、原子
炉々水と接して使用されるステンレス鋼からなる
原子力プラント用配管又は機器の前記炉水に接す
る表面に、予め核加熱された前記炉水と接する前
に予め酸化皮膜を形成する放射性物質の付着抑制
方法において、前記核加熱による炉水に接して使
用された前記配管又は機器表面の前記放射性物質
を除去する除染を行つた後、該除染された前記配
管又は機器を脱気した高温高圧の純水中に25〜
200時間浸漬させ、かつ該純水を流動させて前記
配管又は機器表面に厚さ300Å以上の酸化皮膜を
形成させることを特徴とする原子力プラント用配
管又は機器の放射性物質の付着抑制方法にある。

【0011】

【作用】 原子力プラントの従事者被曝に寄与す
る主な放射性核種は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。

【0012】 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
とが被曝低減上、最も有効である。

【0013】 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皮膜内
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。

【0014】 炉水環境下でのステンレス鋼の皮膜量
の増加は時間の対数則によつて表わされる。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。

【0015】 ところで、放射性物質の皮膜内への拡
散の難易は皮膜組成及び形態に依存する。⁶⁰Coは
２価原子であることから２価金属を有する結晶構
造をもつ酸化皮膜内には比較的容易に浸入する。
たとえば、スピネル構造（MO・M₂O₃）をもつ
Fe₃O₄ではFe²位置に⁶⁰Co²が置換して浸入する。
そこで２価原価をもたないα−Fe₂O₃を主体とす
る皮膜をあらかじめ形成しておくことが⁶⁰Coの付
着抑制上有効であることが判明し、本発明に至つ
た。

【0016】 酸化皮膜の形成に当つては脱気された
微量の溶存酸素を含む高温高圧の純水によつて酸
化処理しなければ配管又は機器表面には強固な前
述の酸化皮膜が得られない。また、酸化皮膜の形
成は上述の純水によつて行われるが、その加熱は
原子力プラント系外で純水の流動によつて行われ
る。

【0017】

【実施例】実験例１ 表１に示す化学組成を有し
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。

【0018】

【表１】 ■■■ 亀の甲 ［0003］ ■■■

【0019】 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^-4μCi／mlで90％以上がイオンとして存在した。
また、温度は230℃、溶存酸素濃度は150ないし
179ppb、PHは6.9ないし7.2であつた。

【0020】 1000時間浸せきした場合に形成された
酸化皮膜の主な金属元素組成を表２に示す。約90
％が鉄元素である。

【0021】

【表２】 ■■■ 亀の甲 ［0004］ ■■■

【0022】 図１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時間以上で対数則にしたがつた増加を
示している。

【0023】 一方、図２は付着⁶⁰Co量の経時変化で
ある。酸化皮膜量と同様に100時間以上で対数則
にしたがつて増加した。

【0024】 したがつて、図１、図２より⁶⁰Coの付
着速度は酸化皮膜の成長速度に律速されていこと
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。

【0025】実験例 ２ 前述のステンレス鋼を25ないし500時間、次に示
す原子力プラント運転条件とほぼ同様の高温高圧
の純水に浸せきし、表面に非放射性の酸化皮膜を
あらかじめ形成した。

【0026】 温度：285℃ 溶存酸素濃度：200ppb 電気伝導度：0.1μS／cm 流速：0.1cm／sec 圧力：73Kg／cm² かくして前酸化処理し、α−Fe₂O₃を主体とする
皮膜をあらかじめ形成したステンレス鋼を前述の
炉水に浸せきし、⁶⁰Co付着量の経時変化を調べた。
結果を無処理のステンレス鋼とあわせて図３に示
した。曲線１ないし５は、それぞれ前酸化処理時
間が25時間、50時間、100時間、200時間および
500時間の場合を示す。炉水への浸せき100時間以
上において前酸化処理したステンレス鋼への⁶⁰Co
の付着は著しく抑制された。

【0027】 前述の各処理時間によつて得られた酸
化皮膜厚さと⁶⁰Co付着量との関係を図４に示し
た。酸化処理によつて厚さ300Å以上の皮膜を形
成することが⁶⁰Coの付着抑制にきわめて効果的で
ある。

【0028】実験例 ３ 前酸化処理として、実験例１に示したSUS304
鋼を対象に比較例の水蒸気を使用した場合と本発
明の高温高圧純水による方法を実施した場合を比
較した。表３は処理条件と処理済み試料を実験例
１と同条件の炉水に500時間浸せきしたのちの
⁶⁰Co付着量を示している。

【0029】 本発明における純水の流速は0.1cm／
秒、圧力は73Kg／cm²である。

【0030】

【表３】 ■■■ 亀の甲 ［0005］ ■■■

【0031】 表に示すように、比較例の水蒸気を用
いた場合に比べ、本発明のように高温高圧の純水
を用いることにより著しく⁶⁰Coの付着量を抑制で
きることを示している。この理由は、蒸気中では
Fe（）を主体とした酸化皮膜が形成され、炉水
中ではこのFe（）位置に⁶⁰Co（）が置換、析
出しやすいためであると思われる。一方高温高圧
純水中ではFe（）を主体とした安定な被膜が形
成され、この酸化皮膜への⁶⁰Co（）の置換、析
出が生じにくいためと考えられる。 実施例 １ 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図２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。

【0032】 実機の原子力プラントで使用された
SUS304鋼製配管、機器に対し化学除染を施した
後、酸化皮膜処理無しと、炉水と接する表面への
前酸化処理として、電気伝導度0.1μS／cm、温度
275〜285℃、溶存酸素濃度350〜380ppb、圧力73
Kg／cm²の高温高圧純水を用い、200時間の前述と
同じ0.1cm／秒の流水による酸化処理を施し、そ
の後、前述の炉水を500時間浸せきして⁶⁰Coの付
着量を比較した。その結果、除染処理後に水洗の
み施したものは0.53μCi／cm²であるのに対し、前
酸化処理したものは0.11μCi／cm²であり、前酸化
処理により約５分の１に⁶⁰Coの付着量が低減し
た。

【0033】

【発明の効果】 以上のように、本発明は原子力
プラントの配管、機器等、プラントに設置する前
にそれらの炉水に接する表面に前述のオートクレ
ーブ処理によつて酸化皮膜を形成することにより
放射性物質の付着を抑制することができ、それら
の配管、機器の線量率の上昇を抑え、従事者の被
曝を低減するに好適であり、実用価値も高く、工
業的にきわめて有意義なものである。

【図面の簡単な説明】

【図１】ステンレス鋼酸化皮膜量と時間との関係
を示す線図。

【図２】⁶⁰Co付着量と時間との関係を示す線図。

【図３】⁶⁰Co付着量と時間との関係を示す線図。

【図４】放射性物質の付着量と酸化皮膜厚さとの
関係図を示す線図。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉々水と接して使用されるス
   テンレス鋼からなる原子力プラント用配管又は機
   器の前記炉水に接する表面に、核加熱された前記
   炉水と接する前に予め酸化皮膜を形成する放射性
   物質の付着抑制方法において、前記核加熱による
   炉水に接して使用された前記配管又は機器表面の
   前記放射性物質を除去する除染を行つた後、該除
   染された前記配管又は機器を脱気した高温高圧の
   純水中に25〜200時間浸漬させ、かつ該純水を流
   動させて前記配管又は機器表面に厚さ300Å以上
   の酸化皮膜を形成させることを特徴とする原子力
   プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制
   方法。