JPH0566999B2 - - Google Patents
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- JPH0566999B2 JPH0566999B2 JP60235243A JP23524385A JPH0566999B2 JP H0566999 B2 JPH0566999 B2 JP H0566999B2 JP 60235243 A JP60235243 A JP 60235243A JP 23524385 A JP23524385 A JP 23524385A JP H0566999 B2 JPH0566999 B2 JP H0566999B2
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Saccharide Compounds (AREA)
- Breeding Of Plants And Reproduction By Means Of Culturing (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Chemical Treatment Of Metals (AREA)
Description
〔発明の利用分野〕
本発明は新規な原子力発電プラント構成部材の
処理法に係り、特に、一次冷却水系配管のように
放射性物質を含む冷却水と接する構成部材の放射
性物質の付着抑制方法に関する。 〔発明の背景〕 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（以下、構成部材と略称する。）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、構成金属元素が原子炉冷却水（以
下、冷却水と略称する。）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。その一
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構成部材表
面に付着する。このため、構成部材表面における
線量率が高くなり、保守、点検を実施する際の作
業員の放射性被爆が問題となつている。 従つて、放射性物質の付着量を低減させるた
め、その源である前記金属元素の溶出を抑制する
方法が提案されている。例えば耐食性のよい材料
の使用あるいは酸素を給水系内に注入して構成部
材の腐食を抑制する方法等がある。しかし、いず
れの方法を用いても給水系をはじめとし、一次冷
却水系の構成部材の腐食を十分に抑制することは
できず、一次冷却水中の放射性物質を十分に低減
することはできないため、構成部材への放射性物
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。 また、構成部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(1)機械的洗浄、(2)電気分解による洗浄、(3)化学
的洗浄がある。しかし、(1)、(2)の方法は構成部材
表面に強く密着した放射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ができ
ない等の問題があるため、現状では(3)の方法が広
く用いられている。(3)の方法は酸溶液等の薬剤を
用いて化学反応より鋼表面の酸化皮膜を溶解し、
同皮膜中に存在する放射性物質を除去するもので
ある。この方法の問題は一時的に線量率を低減し
ても、構成部材を再び高い濃度の放射性物質を溶
解する液にさらした場合に急速に再汚染されるこ
とである。 そこで、構成部材表面にあらかじめ酸化皮膜を
形成し、放射性物質の付着を抑制する方法が、特
開昭55−121197号及び特開昭59−37498号公報で
開示された。しかし、あらかじめ形成しておく酸
化皮膜の性状により放射性物質の付着挙動は著し
く異なつてくる。たとえば、放射性イオンの挙動
はあらかじめ形成しておいた酸化皮膜の荷電状態
により異なるし、また、放射性物質が溶解する液
に浸漬したのちに新たに形成される酸化皮膜の成
長速度も既存の皮膜の性状により変わつてくる。
したがつて、構成部材を適用する液に最も適した
方法により酸化処理を行うことが必要である。 〔発明の目的〕 本発明の目的は放射性物質を含む冷却水と接す
る原子力発電プラント構成部材の放射性物質付着
量を低減する原子力発電プラントの製造法を提供
するにある。 〔発明の概要〕 本発明は、原子炉冷却水と接する原子力発電プ
ラント構成部材表面に酸化皮膜量0.85〜1.35ｇ／
m2で、かつ酸化皮膜のポロシテイ率が60％以下の
緻密な酸化皮膜を形成させることを特徴とし、そ
の処理方法としてPHが８ないし９である高温水で
酸化処理し、緻密な酸化物皮膜を形成するもので
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皮膜内にその形
成過程で取り込まれる。本発明者らの研究による
と、高温水中では酸化皮膜は主に該皮膜と母材金
属との界面において内方向（母材金属側）へ成長
し、性射性核種は皮膜内を内方向へ拡散移動した
のち同じ界面で酸化皮膜中に取り込まれる。 したがつて、放射性核種の蓄積を抑制するため
には放射性核の酸化皮膜内の拡散を抑制すればよ
いことが判る。また、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
性することは付着低減につながるであろうと推定
された。 即ち、放射性核種の付着速度が皮膜の成長速度
と相関関係を示すのは、放射性核種が皮膜の成長
点で取り込まれるからである。したがつて、成膜
の成長を抑制するとそれだけ放射性核種が取り込
まれる頻度が減少する、即ち取り込みが抑制され
るのである。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
射物質が溶存している液へ浸漬したのちの新たな
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原子炉冷
却水と接して使用される金属構成部材にあらかじ
め緻密で、かつ適正な厚さの非放射性の酸化皮膜
を形成することにより放射性物質の付着を抑制で
き、さらに、このような皮膜は冷却水中よりも鉄
基酸化物の溶解度が小さく、かつ金属構成部材の
電気化学反応速度が大きい水環境下で形成される
ことを見い出した。鉄基酸化物の溶解度が小さい
水環境では、腐食にともなつて生成する酸化物結
晶はただちに既成皮膜の細孔を皮膜／金属界面で
埋める結果、緻密で保護膜の高い皮膜を形成す
る。また、電気化学反応速度が大きい条件、生成
される皮膜は厚いものとなり、外部の水質変化に
対して保護性が増す。 本発明者らは、このような皮膜が、PHが８ない
し９である高温高圧水中で形成されることを見い
出し、本発明に至つた。 上記の方法により、厚く、緻密な皮膜が形成さ
れる原理は次の通りである。 高温でPHの高い条件では、母材中のCrはクロ
メートとして溶出する一方、鉄基酸化物の溶解度
は減少する。したがつて、結果的に、数100時間
程度の処理では最も厚く、緻密な皮膜が形成され
る。なおPH９以上では鉄はFeO2 2-として溶けや
すくなるため、皮膜は多孔性となり保護性に欠け
るようになる。かようにして形成された皮膜は冷
却水中で長期にわたり安定で高い保護性を示す。 また、温度は反応を十分促すように250ないし
300℃が、また溶存酸素濃度も100ppb以上が望ま
しい。 〔発明の実施例〕 実施例 １ プラント構成部材として第１表に示す化学組成
をもつたステンレス鋼（SUS304）をPHが4.4ない
し9.4の高温水中に90h浸漬した。温度285℃、溶
存酸素濃度200ppb、流速0.1ｍ／ｓであつた、な
お、酸性側は硫酸により、アルカリ性側は水酸化
ナトリウムにより調整した。
処理法に係り、特に、一次冷却水系配管のように
放射性物質を含む冷却水と接する構成部材の放射
性物質の付着抑制方法に関する。 〔発明の背景〕 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（以下、構成部材と略称する。）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、構成金属元素が原子炉冷却水（以
下、冷却水と略称する。）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。その一
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構成部材表
面に付着する。このため、構成部材表面における
線量率が高くなり、保守、点検を実施する際の作
業員の放射性被爆が問題となつている。 従つて、放射性物質の付着量を低減させるた
め、その源である前記金属元素の溶出を抑制する
方法が提案されている。例えば耐食性のよい材料
の使用あるいは酸素を給水系内に注入して構成部
材の腐食を抑制する方法等がある。しかし、いず
れの方法を用いても給水系をはじめとし、一次冷
却水系の構成部材の腐食を十分に抑制することは
できず、一次冷却水中の放射性物質を十分に低減
することはできないため、構成部材への放射性物
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。 また、構成部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(1)機械的洗浄、(2)電気分解による洗浄、(3)化学
的洗浄がある。しかし、(1)、(2)の方法は構成部材
表面に強く密着した放射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ができ
ない等の問題があるため、現状では(3)の方法が広
く用いられている。(3)の方法は酸溶液等の薬剤を
用いて化学反応より鋼表面の酸化皮膜を溶解し、
同皮膜中に存在する放射性物質を除去するもので
ある。この方法の問題は一時的に線量率を低減し
ても、構成部材を再び高い濃度の放射性物質を溶
解する液にさらした場合に急速に再汚染されるこ
とである。 そこで、構成部材表面にあらかじめ酸化皮膜を
形成し、放射性物質の付着を抑制する方法が、特
開昭55−121197号及び特開昭59−37498号公報で
開示された。しかし、あらかじめ形成しておく酸
化皮膜の性状により放射性物質の付着挙動は著し
く異なつてくる。たとえば、放射性イオンの挙動
はあらかじめ形成しておいた酸化皮膜の荷電状態
により異なるし、また、放射性物質が溶解する液
に浸漬したのちに新たに形成される酸化皮膜の成
長速度も既存の皮膜の性状により変わつてくる。
したがつて、構成部材を適用する液に最も適した
方法により酸化処理を行うことが必要である。 〔発明の目的〕 本発明の目的は放射性物質を含む冷却水と接す
る原子力発電プラント構成部材の放射性物質付着
量を低減する原子力発電プラントの製造法を提供
するにある。 〔発明の概要〕 本発明は、原子炉冷却水と接する原子力発電プ
ラント構成部材表面に酸化皮膜量0.85〜1.35ｇ／
m2で、かつ酸化皮膜のポロシテイ率が60％以下の
緻密な酸化皮膜を形成させることを特徴とし、そ
の処理方法としてPHが８ないし９である高温水で
酸化処理し、緻密な酸化物皮膜を形成するもので
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皮膜内にその形
成過程で取り込まれる。本発明者らの研究による
と、高温水中では酸化皮膜は主に該皮膜と母材金
属との界面において内方向（母材金属側）へ成長
し、性射性核種は皮膜内を内方向へ拡散移動した
のち同じ界面で酸化皮膜中に取り込まれる。 したがつて、放射性核種の蓄積を抑制するため
には放射性核の酸化皮膜内の拡散を抑制すればよ
いことが判る。また、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
性することは付着低減につながるであろうと推定
された。 即ち、放射性核種の付着速度が皮膜の成長速度
と相関関係を示すのは、放射性核種が皮膜の成長
点で取り込まれるからである。したがつて、成膜
の成長を抑制するとそれだけ放射性核種が取り込
まれる頻度が減少する、即ち取り込みが抑制され
るのである。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
射物質が溶存している液へ浸漬したのちの新たな
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原子炉冷
却水と接して使用される金属構成部材にあらかじ
め緻密で、かつ適正な厚さの非放射性の酸化皮膜
を形成することにより放射性物質の付着を抑制で
き、さらに、このような皮膜は冷却水中よりも鉄
基酸化物の溶解度が小さく、かつ金属構成部材の
電気化学反応速度が大きい水環境下で形成される
ことを見い出した。鉄基酸化物の溶解度が小さい
水環境では、腐食にともなつて生成する酸化物結
晶はただちに既成皮膜の細孔を皮膜／金属界面で
埋める結果、緻密で保護膜の高い皮膜を形成す
る。また、電気化学反応速度が大きい条件、生成
される皮膜は厚いものとなり、外部の水質変化に
対して保護性が増す。 本発明者らは、このような皮膜が、PHが８ない
し９である高温高圧水中で形成されることを見い
出し、本発明に至つた。 上記の方法により、厚く、緻密な皮膜が形成さ
れる原理は次の通りである。 高温でPHの高い条件では、母材中のCrはクロ
メートとして溶出する一方、鉄基酸化物の溶解度
は減少する。したがつて、結果的に、数100時間
程度の処理では最も厚く、緻密な皮膜が形成され
る。なおPH９以上では鉄はFeO2 2-として溶けや
すくなるため、皮膜は多孔性となり保護性に欠け
るようになる。かようにして形成された皮膜は冷
却水中で長期にわたり安定で高い保護性を示す。 また、温度は反応を十分促すように250ないし
300℃が、また溶存酸素濃度も100ppb以上が望ま
しい。 〔発明の実施例〕 実施例 １ プラント構成部材として第１表に示す化学組成
をもつたステンレス鋼（SUS304）をPHが4.4ない
し9.4の高温水中に90h浸漬した。温度285℃、溶
存酸素濃度200ppb、流速0.1ｍ／ｓであつた、な
お、酸性側は硫酸により、アルカリ性側は水酸化
ナトリウムにより調整した。
【表】
浸漬後、形成した酸化皮膜を走査型電子顕微鏡
（SEM）で観察し、平均粒径を計測し、皮膜の重
量からの見掛けのポロシテイーを求めた。皮膜重
量は浸漬後及び皮膜剥離後の重量差から求めた。
結果を第１図に示す。PH８〜９で形成された皮膜
は厚くかつポロシテイーが小さく緻密であること
が判明した。 前述した方法により、あらかじめ酸化処理を施
したステンレス鋼材を285℃、2ppb、O2、0.1
ｍ／ｓでCo2＋イオンを3ppb溶存する高温水中に
1000h浸漬した。浸漬後、皮膜を剥離し、溶解
し、蓄積したCo量を求めた。結果を第２表に示
す。
（SEM）で観察し、平均粒径を計測し、皮膜の重
量からの見掛けのポロシテイーを求めた。皮膜重
量は浸漬後及び皮膜剥離後の重量差から求めた。
結果を第１図に示す。PH８〜９で形成された皮膜
は厚くかつポロシテイーが小さく緻密であること
が判明した。 前述した方法により、あらかじめ酸化処理を施
したステンレス鋼材を285℃、2ppb、O2、0.1
ｍ／ｓでCo2＋イオンを3ppb溶存する高温水中に
1000h浸漬した。浸漬後、皮膜を剥離し、溶解
し、蓄積したCo量を求めた。結果を第２表に示
す。
以上の説明から明らかなように、本発明は簡便
な手段によつてプラント構成部材への放射性物質
の付着を抑制できる。又、その応用範囲も広く、
特に原子力発電プラントに使用されるステンレス
鋼をはじめとする構成部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
り、実用価値が高く、工業的にきわめて有意義な
ものである。
な手段によつてプラント構成部材への放射性物質
の付着を抑制できる。又、その応用範囲も広く、
特に原子力発電プラントに使用されるステンレス
鋼をはじめとする構成部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
り、実用価値が高く、工業的にきわめて有意義な
ものである。
第１図は酸化皮膜量及び見掛けのポロシテイー
とPHとの関係を示す線図、第２図は沸騰水型原子
力プラントの系統図である。 １……原子炉、２……再循環系、３……再循環
ポンプ、４……原子炉浄化系、５……炉水浄化
器、６……タービン、７……復水器、８……復水
浄化装置、９……給水加熱器、１０……給水系、
１１……蒸気系、１３……真空ポンプ、１４……
排気塔、２５……主蒸気隔離弁、２６……ヒータ
チユーブ。
とPHとの関係を示す線図、第２図は沸騰水型原子
力プラントの系統図である。 １……原子炉、２……再循環系、３……再循環
ポンプ、４……原子炉浄化系、５……炉水浄化
器、６……タービン、７……復水器、８……復水
浄化装置、９……給水加熱器、１０……給水系、
１１……蒸気系、１３……真空ポンプ、１４……
排気塔、２５……主蒸気隔離弁、２６……ヒータ
チユーブ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉冷却水と接触する原子力発電プラント
構成部材への放射性物質の付着を抑制する前記発
電プラントの製造法において、前記発電プラント
の前記炉水に接触する前記部材をPH８〜９の高温
高圧水にて酸化処理し、該部材表面に酸化皮膜量
0.85〜1.35ｇ／m2の厚さ及びポロシテイ率60％以
下の酸化皮膜を形成することを特徴とする原子力
発電プラントの製造法。 ２ 前記高温高圧水の温度は250〜300℃であり、
溶存酸素濃度は100〜400ppbであることを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の原子力発電プラ
ントの製造法。 ３ 前記PHの制御は水酸化ナトリウム、水酸化リ
チウム、水酸化カリウム、アンモニアより選択さ
れた１種または２種以上により行うことを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の原子力発電プラ
ントの製造法。 ４ 前記構成部材がステンレス鋼、インコネル、
ステライト、炭素鋼から選択された１種ないし２
種以上で構成されることを特徴とする特許請求の
範囲第１項記載の原子力発電プラントの製造法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60235243A JPS6295498A (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 原子力発電プラントの製造法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60235243A JPS6295498A (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 原子力発電プラントの製造法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6295498A JPS6295498A (ja) | 1987-05-01 |
| JPH0566999B2 true JPH0566999B2 (ja) | 1993-09-22 |
Family
ID=16983192
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60235243A Granted JPS6295498A (ja) | 1985-10-23 | 1985-10-23 | 原子力発電プラントの製造法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6295498A (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4842812A (en) * | 1987-09-11 | 1989-06-27 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor coolant crud control by particulate scavenging and filtration |
| US5245642A (en) * | 1991-10-31 | 1993-09-14 | General Electric Company | Method of controlling co-60 radiation contamination of structure surfaces of cooling water circuits of nuclear reactors |
| 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 |
| JP4567542B2 (ja) | 2005-07-14 | 2010-10-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 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 |
| US8259894B2 (en) | 2006-12-14 | 2012-09-04 | Hitachi, Ltd. | Method of suppressing deposition of radioactive isotope |
| JP4771994B2 (ja) * | 2007-06-08 | 2011-09-14 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | フェライト皮膜形成後における溶液の処理方法 |
Citations (2)
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|---|---|---|---|---|
| JPS59126996A (ja) * | 1983-01-12 | 1984-07-21 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの製造法 |
| JPS60201297A (ja) * | 1984-03-26 | 1985-10-11 | 株式会社東芝 | 原子力発電プラント |
-
1985
- 1985-10-23 JP JP60235243A patent/JPS6295498A/ja active Granted
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59126996A (ja) * | 1983-01-12 | 1984-07-21 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの製造法 |
| JPS60201297A (ja) * | 1984-03-26 | 1985-10-11 | 株式会社東芝 | 原子力発電プラント |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6295498A (ja) | 1987-05-01 |
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