JPS59115997A - 原子力発電所における復水装置の防食方法および防食システム - Google Patents
原子力発電所における復水装置の防食方法および防食システムInfo
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- JPS59115997A JPS59115997A JP22443982A JP22443982A JPS59115997A JP S59115997 A JPS59115997 A JP S59115997A JP 22443982 A JP22443982 A JP 22443982A JP 22443982 A JP22443982 A JP 22443982A JP S59115997 A JPS59115997 A JP S59115997A
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- nuclear power
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- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F28—HEAT EXCHANGE IN GENERAL
- F28F—DETAILS OF HEAT-EXCHANGE AND HEAT-TRANSFER APPARATUS, OF GENERAL APPLICATION
- F28F19/00—Preventing the formation of deposits or corrosion, e.g. by using filters or scrapers
- F28F19/02—Preventing the formation of deposits or corrosion, e.g. by using filters or scrapers by using coatings, e.g. vitreous or enamel coatings
- F28F19/06—Preventing the formation of deposits or corrosion, e.g. by using filters or scrapers by using coatings, e.g. vitreous or enamel coatings of metal
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は、原子力弁゛ｉ６所にお【プる復水装置の防食
方法ａｉ Ｊ：び防食システムに関する。
方法ａｉ Ｊ：び防食システムに関する。
［発明の技術的背景］
冷却材として軽水を使用する原子力発電所、例えば沸１
１ｆｆｉ水形原子ツノ発電所においては、原子炉圧力容
器において軽水を直接加熱して蒸気を発生させ、この蒸
気で蒸気タービンを駆動さ合た後、排出された蒸気は主
復水器において復水とし、給水加熱器を経て吸水ポンプ
により再び原子炉圧力容器に送られるようにされている
。
１ｆｆｉ水形原子ツノ発電所においては、原子炉圧力容
器において軽水を直接加熱して蒸気を発生させ、この蒸
気で蒸気タービンを駆動さ合た後、排出された蒸気は主
復水器において復水とし、給水加熱器を経て吸水ポンプ
により再び原子炉圧力容器に送られるようにされている
。
しかしてこのザイクルにおいて、機器・配管等を構成す
る鉄系合金は、軽水中の含有酸素により徐々に酸化され
、その一部は微細な酸化鉄やイオンの状態で冷却材中に
放出されるようになる。
る鉄系合金は、軽水中の含有酸素により徐々に酸化され
、その一部は微細な酸化鉄やイオンの状態で冷却材中に
放出されるようになる。
このような微細な酸化鉄やイオンが冷却材中に放出され
ると炉心において１１１ｒＪＪ化されるため、従来から
特に鉄分の放出量の多い主復水器の後段に復水浄化系を
配置して放出された鉄分を除去することが行なわれてい
る。
ると炉心において１１１ｒＪＪ化されるため、従来から
特に鉄分の放出量の多い主復水器の後段に復水浄化系を
配置して放出された鉄分を除去することが行なわれてい
る。
「背景技術の問題点」
しかしながら、このような冷却材中に放出された酸化鉄
を復水浄化系を用いて除去したとしても、腐食を抑制す
ることにはならないから、本質的な解決手段とはならな
い。
を復水浄化系を用いて除去したとしても、腐食を抑制す
ることにはならないから、本質的な解決手段とはならな
い。
さらに放出される鉄分が多いときは、復水浄化系の負担
が大きくなり、また処理すべき固形廃棄物の量が多くな
るという難点がある。
が大きくなり、また処理すべき固形廃棄物の量が多くな
るという難点がある。
［発明の目的］
本発明者等は、かがる従来の難点を解消すべく鋭意研究
をすすめたところ、鉄分の放出量の多い主復水器におい
ても、高温蒸気の接する部分には、耐食性の優れた黒色
酸化鉄被膜（「ｅ ３０＜ ）が形成されＣ鉄分の放出
量が少なくなっており、一方主復水器のホントウェル表
面ヤ復水配管のように比較的温度の低い、復水と接する
表面には耐食性の劣った黒色酸化鉄（Ｆｅ ３０４ ）
や赤色酸化鉄くα−Ｆ−ｅ２０３）が形成され−Ｃ全鉄
分放出量のうちかなりの１ｌｌｉ分がここで放出され−
Ｃいることを見出した。
をすすめたところ、鉄分の放出量の多い主復水器におい
ても、高温蒸気の接する部分には、耐食性の優れた黒色
酸化鉄被膜（「ｅ ３０＜ ）が形成されＣ鉄分の放出
量が少なくなっており、一方主復水器のホントウェル表
面ヤ復水配管のように比較的温度の低い、復水と接する
表面には耐食性の劣った黒色酸化鉄（Ｆｅ ３０４ ）
や赤色酸化鉄くα−Ｆ−ｅ２０３）が形成され−Ｃ全鉄
分放出量のうちかなりの１ｌｌｉ分がここで放出され−
Ｃいることを見出した。
本発明は、かかる知見に基いてなされたもので、特に主
復水器のホットウェルの部分および復水配管の耐食性を
向上さける原子力発電所における復水ＶＺ置（本明細書
で゛は主復水器と復水配管の両者を総称して復水装置と
いう）の防食り法および防食システムを提供しようとす
るものである。
復水器のホットウェルの部分および復水配管の耐食性を
向上さける原子力発電所における復水ＶＺ置（本明細書
で゛は主復水器と復水配管の両者を総称して復水装置と
いう）の防食り法および防食システムを提供しようとす
るものである。
［発明の概要］
本発明は、上記目的を達成するため、原子炉圧力容器で
発生され蒸気タービンを通過した蒸気を復水にする接液
表面か鉄系合金からなる復水装置を、１００’Ｃ以上の
酸素含有蒸気と接触させて、該表面の接液表面に黒色酸
化鉄被膜を形成させて成ることを特徴としＣいる。
発生され蒸気タービンを通過した蒸気を復水にする接液
表面か鉄系合金からなる復水装置を、１００’Ｃ以上の
酸素含有蒸気と接触させて、該表面の接液表面に黒色酸
化鉄被膜を形成させて成ることを特徴としＣいる。
［発明の実施例］
以下本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第１図は、本発明の復水装置の防食方法を概略的に示す
側面図である。同図において符号１は炉心２を収容する
原子炉圧力容器を示しており、この原子炉圧力容器１の
上部は主蒸気ライン３により蒸気タービン４の蒸気流入
口と接続されている。
側面図である。同図において符号１は炉心２を収容する
原子炉圧力容器を示しており、この原子炉圧力容器１の
上部は主蒸気ライン３により蒸気タービン４の蒸気流入
口と接続されている。
蒸気タービン４の蒸気排出口は蒸気配管５により主復水
器６に接続されている。主復水器６のホットウェル６ａ
は復水配管７により復水浄化系８に接続され、復水浄化
系８は復水浄化系出口配管９により復水高圧ポンプ１０
、給水加熱器１１を紅で原子炉圧力容器１の給水口に順
に接続されている。
器６に接続されている。主復水器６のホットウェル６ａ
は復水配管７により復水浄化系８に接続され、復水浄化
系８は復水浄化系出口配管９により復水高圧ポンプ１０
、給水加熱器１１を紅で原子炉圧力容器１の給水口に順
に接続されている。
しかして、この実施例においては炭素鋼または低合金鋼
からなる主復水器６のボッ１〜ウエル６ａと、冷却管６
ｂとの間に遮蔽板１２が配置されて主復水器６内が２つ
の隔室に区画され、かつ主蒸気ライン３とホットウェル
６ａ側の隔室とがバイパス管１３３により接続されＣ主
蒸気がホット・ウェル６ａ内に導入され−Ｃ酸化処理が
行なわれる。処理］１′Ｊ間は１４０〜１７０℃の温瓜
（５〜１０ｋｇ／ｃｔ）’ｒｌｏｏ 〜５００時間、通
常は２００〜４００１１．７間か過当である。
からなる主復水器６のボッ１〜ウエル６ａと、冷却管６
ｂとの間に遮蔽板１２が配置されて主復水器６内が２つ
の隔室に区画され、かつ主蒸気ライン３とホットウェル
６ａ側の隔室とがバイパス管１３３により接続されＣ主
蒸気がホット・ウェル６ａ内に導入され−Ｃ酸化処理が
行なわれる。処理］１′Ｊ間は１４０〜１７０℃の温瓜
（５〜１０ｋｇ／ｃｔ）’ｒｌｏｏ 〜５００時間、通
常は２００〜４００１１．７間か過当である。
ボッ１ヘウエル６ａ側の隔至内に送られた蒸気は、復水
配管７からバイパス管に入り、補助復水器１６−（水に
もどされ復水貯蔵タンク１７に回収される。図にａ′３
いＵＶ＋は主蒸気弁、■２〜ｖ５は切替弁である。図示
を省略したが復水貯蔵タンク水は、復水浄化系８を通し
、復水浄化系配管９より分岐され原子炉圧力容器１の底
部にある制御棒駆動機構より原子炉斥力容器１内にもど
される。
配管７からバイパス管に入り、補助復水器１６−（水に
もどされ復水貯蔵タンク１７に回収される。図にａ′３
いＵＶ＋は主蒸気弁、■２〜ｖ５は切替弁である。図示
を省略したが復水貯蔵タンク水は、復水浄化系８を通し
、復水浄化系配管９より分岐され原子炉圧力容器１の底
部にある制御棒駆動機構より原子炉斥力容器１内にもど
される。
第１図と共通する部分に同一符号を付した第２図は伯の
実施例を示しでいる。同図にボず実施例では、原子力発
電所内に備え付けられているハウスボイラー１４で発生
する蒸気が蒸気管１５により主復水器６の小ツトウエル
６ａ内に導入されて酸化処理が行なわれる。なお第２図
に示した実施例では、復水貯蔵タンク１７内の復水がハ
ウスボイラー１４に供給される。
実施例を示しでいる。同図にボず実施例では、原子力発
電所内に備え付けられているハウスボイラー１４で発生
する蒸気が蒸気管１５により主復水器６の小ツトウエル
６ａ内に導入されて酸化処理が行なわれる。なお第２図
に示した実施例では、復水貯蔵タンク１７内の復水がハ
ウスボイラー１４に供給される。
第３図はこのようしｒ１００℃以上の酸素含有蒸気によ
り酸化処理の施された主復水器６の側断面図を示してい
る。この主復水器６のホットウェル６ａの内表面には黒
色酸化鉄被膜Ｏが形成されている。
り酸化処理の施された主復水器６の側断面図を示してい
る。この主復水器６のホットウェル６ａの内表面には黒
色酸化鉄被膜Ｏが形成されている。
主復水器６のホットウェル６ａ以外の部分、例えは冷却
管６ｂ、ささえ板１９の外表面、本体胴２０の内表面等
は、原子炉の運転時當時高温の蒸気が接触するので必ず
しも事前に蒸気の処理を行なう必要はないが、必要に応
じて事前に処理を施すことも勿論差支えない。なお、図
においＣ符号２１．２２は水室、２３は冷却水入口、２
４は冷却水出口、２５は蒸気入口、２６は復水出口であ
る。
管６ｂ、ささえ板１９の外表面、本体胴２０の内表面等
は、原子炉の運転時當時高温の蒸気が接触するので必ず
しも事前に蒸気の処理を行なう必要はないが、必要に応
じて事前に処理を施すことも勿論差支えない。なお、図
においＣ符号２１．２２は水室、２３は冷却水入口、２
４は冷却水出口、２５は蒸気入口、２６は復水出口であ
る。
このようにして黒色酸化鉄被膜の形成された主復水器は
、以下の模擬実験からも明らかなように耐食性にきわめ
て優れている。
、以下の模擬実験からも明らかなように耐食性にきわめ
て優れている。
（耐食性の試験）
３４．５龍×４６陥×２１１１１１の炭素鋼（ＳＳ−４
１）をＤ ｌＮ５０９５−１５９２ （１２０番または
それより細かいもの）のエメリペ−１＜で表面イ士上（
ｆし、アルコール中Ｃ゛１５分間超音波洗浄を？１なっ
た後これを２０ｍρの純水を大月したＡ−−１−クレー
プに入れ１ｂＯ’Ｃで３４０時ｌ出）ノロ熱）ノロ圧し
一〇表ｍｉに黒色の酸化鉄被膜を形成させＩこ。
１）をＤ ｌＮ５０９５−１５９２ （１２０番または
それより細かいもの）のエメリペ−１＜で表面イ士上（
ｆし、アルコール中Ｃ゛１５分間超音波洗浄を？１なっ
た後これを２０ｍρの純水を大月したＡ−−１−クレー
プに入れ１ｂＯ’Ｃで３４０時ｌ出）ノロ熱）ノロ圧し
一〇表ｍｉに黒色の酸化鉄被膜を形成させＩこ。
この黒色の酸化鉄被膜を有する炭素鋼をＸ線解析装置に
より分析しｌ〔ところＦ０３０４カー升キ成されている
ことが確認され１こ。
より分析しｌ〔ところＦ０３０４カー升キ成されている
ことが確認され１こ。
次にこの黒色酸化鉄被膜を生成させた試寧斗と超音波洗
浄までを行ない黒色酸化鉄被膜を）形成さＵなかった比
較試料とを原子炉の復水器（１下にさらし、定期的にリ
ンブリングを行な（Ｘ鉄ｊＪ父出；裂を”Ｊｅめた。な
お、放出鉄の定量は、雇食試験考費（月日（ｉｌ＋１か
らループ水を定期的にサンプリングしく０，４μｍニュ
ークリボアフィルター（１枚′）、イオン交換フィルタ
ー（カチオン２枚、アニオン２枚）使用）原子吸光法に
より鉄を定量した。
浄までを行ない黒色酸化鉄被膜を）形成さＵなかった比
較試料とを原子炉の復水器（１下にさらし、定期的にリ
ンブリングを行な（Ｘ鉄ｊＪ父出；裂を”Ｊｅめた。な
お、放出鉄の定量は、雇食試験考費（月日（ｉｌ＋１か
らループ水を定期的にサンプリングしく０，４μｍニュ
ークリボアフィルター（１枚′）、イオン交換フィルタ
ー（カチオン２枚、アニオン２枚）使用）原子吸光法に
より鉄を定量した。
測定結果を第４図のグラフに示づ゛。第４図力＼ら明ら
かなように黒色酸化被膜をバ毛成した試料の鉄放出率は
徐々に増加し、５５０時間経過で４０ＭＤＭ （ＩＩｇ
／ｄｍ２／ｍｏｎｔｈ ）となり、これから徐々に減少
して８００〜９００時間経過後は約３０ＭＤＭでほぼ安
定した。また放出鉄はほとんどイオン状であり、クラッ
ド等は検出限界以下であった。
かなように黒色酸化被膜をバ毛成した試料の鉄放出率は
徐々に増加し、５５０時間経過で４０ＭＤＭ （ＩＩｇ
／ｄｍ２／ｍｏｎｔｈ ）となり、これから徐々に減少
して８００〜９００時間経過後は約３０ＭＤＭでほぼ安
定した。また放出鉄はほとんどイオン状であり、クラッ
ド等は検出限界以下であった。
これに対して黒色酸化鉄被膜を有しない試料の鉄放出率
は第４図から明らかなようにほぼ６５ＭＤＭであった。
は第４図から明らかなようにほぼ６５ＭＤＭであった。
第１図および第２図は本発明の一実施例を概略的に示す
配管系統図、第３図は本発明により得られた復水装置を
示す側断面図、第４図は本発明の効果を確認するための
模擬実験にａ５ける鉄放出率を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・炉心 ３・・・・・・・・・・・・主蒸気ライン４・・・・・
・・・・・・・蒸気タービン６・・・・・・・・・・・
・主復水器 ６ａ・・・・・・・・・ホットウェル ６ｂ・・・・・・・・・冷却管 ８・・・・・・・・・・・・復水浄化系１０・・・・・
・・・・・・・復水高圧ポンプ１１・・・・・・・・・
・・・給水加熱器１２・・・・・・・・・・・・遮蔽板 １３・・・・・・・・・・・・バイパス管１４・・・・
・・・・・・・・ハウスボイラー１６．１９・・・補助
復水器 １７．２０・・・復水貯蔵タンク Ｏ・・・・・・・・・・・・黒色酸化被膜代理人弁理士
須 山 仏 −
配管系統図、第３図は本発明により得られた復水装置を
示す側断面図、第４図は本発明の効果を確認するための
模擬実験にａ５ける鉄放出率を示すグラフである。 １・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器２・・・・
・・・・・・・・炉心 ３・・・・・・・・・・・・主蒸気ライン４・・・・・
・・・・・・・蒸気タービン６・・・・・・・・・・・
・主復水器 ６ａ・・・・・・・・・ホットウェル ６ｂ・・・・・・・・・冷却管 ８・・・・・・・・・・・・復水浄化系１０・・・・・
・・・・・・・復水高圧ポンプ１１・・・・・・・・・
・・・給水加熱器１２・・・・・・・・・・・・遮蔽板 １３・・・・・・・・・・・・バイパス管１４・・・・
・・・・・・・・ハウスボイラー１６．１９・・・補助
復水器 １７．２０・・・復水貯蔵タンク Ｏ・・・・・・・・・・・・黒色酸化被膜代理人弁理士
須 山 仏 −
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 （１）原子炉圧力容器で発生され蒸気タービンを通過し
た蒸気を復水にする接液表面が鉄系合金からなる復水装
置の接液表面を、１００℃以上の酸素含有蒸気と接触さ
せで、該表面に黒色酸゛化鉄被膜を形成させることを特
徴とする原子力発電所にお（プる復水装置の防食方法。 （２）鉄系含金は、炭素鋼または低合金鋼からなる特許
請求の範囲第１項記載の原子力発電所にお（プる復水装
置の防食方法。 （３）黒色酸化１ス被膜は、Ｆｅ５０＜’から成る特δ
′１請求の範囲第１項または第２項記載の原子力発電所
にお（プる復水装置の防食方法。 （４）復水装置の接液表面を、バイパス管により主蒸気
管から導いた主蒸気と接触させることを特徴とする特許
請求の範囲第１項〜第３項のいずれか１項記載の原子力
発電所における復水装置の防食方法。 （５）復水装置の接液表面を、蒸気管によりハウスボイ
ラーから導いた蒸気と接触させることを特徴とする特許
請求の範囲第１項〜第４項のいずれか１項記載の原子力
発電所における復水装置の防食方法。 （６〉復水装置の冷却管群とホラ１〜ウエル間に遮蔽板
を配置してボットウェル内に１００℃以上の酸素含有蒸
気を導入することを特徴とする特許請求の範囲第１項〜
第５項のいずれか第１項記載の原子力発電所にお【プる
復水装置の防食方法。 〈７）復水装置の接液表面を、原子力発電所の稼動前に
１００℃以上の酸素含有蒸気と接触させることを特徴と
する特許請求の範囲第１項〜第３項記載の原子力発電所
における復水装置の防食方法。 （８）原子炉圧力容器で発生され蒸気タービンを通過し
た蒸気を復水にする接液表面が鉄系合金からなる復水装
置における冷却管群とホットウェル間を区画する遮蔽板
と、該遮蔽板により区画された（（水装置のホットウェ
ル側の隔室に１００ ’Ｃ以上の温度の蒸気を供給する
蒸気供給手段と、前記ホラ１〜ウエル側の隔室に供給さ
れて復水配管側にＩＪＩ出された蒸気を復水にする、前
記復水配管に接続された補助復水装置とを備えたことを
特徴とする復水装置の防食システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP22443982A JPS59115997A (ja) | 1982-12-21 | 1982-12-21 | 原子力発電所における復水装置の防食方法および防食システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP22443982A JPS59115997A (ja) | 1982-12-21 | 1982-12-21 | 原子力発電所における復水装置の防食方法および防食システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59115997A true JPS59115997A (ja) | 1984-07-04 |
Family
ID=16813783
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP22443982A Pending JPS59115997A (ja) | 1982-12-21 | 1982-12-21 | 原子力発電所における復水装置の防食方法および防食システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59115997A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61106703U (ja) * | 1984-12-18 | 1986-07-07 |
-
1982
- 1982-12-21 JP JP22443982A patent/JPS59115997A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61106703U (ja) * | 1984-12-18 | 1986-07-07 | ||
| JPH0229364Y2 (ja) * | 1984-12-18 | 1990-08-07 |
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