JPS59126996A - 原子力プラントの製造法 - Google Patents
原子力プラントの製造法Info
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- JPS59126996A JPS59126996A JP58002190A JP219083A JPS59126996A JP S59126996 A JPS59126996 A JP S59126996A JP 58002190 A JP58002190 A JP 58002190A JP 219083 A JP219083 A JP 219083A JP S59126996 A JPS59126996 A JP S59126996A
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- oxide film
- atomic
- couplant
- radioactive
- structural material
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- 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
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
- Chemical Treatment Of Metals (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】
し発明の利用分野〕
本発明は、原子カプラノドに係り、特に、−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
した原子カプラントに関する。
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
した原子カプラントに関する。
原子力発電所の一次冷却水系に１更用されている配管、
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っ
て燃料棒に付着し、中性子照射をうける。その結果 ＋
１０ｃｏ 。
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っ
て燃料棒に付着し、中性子照射をうける。その結果 ＋
１０ｃｏ 。
”Ｃｏ、 ５ＩＣｒ、”Ｍｎ等の放射性核へか生成する
。
。
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、クラッドと称する）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頃しているうち
に王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緋坩率が高くなシ、保守０
点検を実施する際の作菓員の放射緋被曝が問題となって
いる。
あるいは不溶性固体成分（以下、クラッドと称する）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頃しているうち
に王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緋坩率が高くなシ、保守０
点検を実施する際の作菓員の放射緋被曝が問題となって
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。
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）の方法は王に部品に適用され、たとえば高圧ジェ
ッ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＃ＩＪ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。
ッ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＃ＩＪ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
の岳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。
の岳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シ
鋼表面の酸化被膜を溶解し、開被ノ摸中に存在する放射
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、腐穴損傷にある。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。
鋼表面の酸化被膜を溶解し、開被ノ摸中に存在する放射
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、腐穴損傷にある。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っている。
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。
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、これによっ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。
構造材の腐食を抑制し、これによっ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
、−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、−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っている。
、−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、−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っている。
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クラッドを提供するこ
とにある。
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クラッドを提供するこ
とにある。
原子カプラントの従事者被曝に゛舒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
Ｔｈｅ７ｔｈ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｃｏｎｇ
ｒｅｓｓ ｏｎ ＭｅｔａｌｌｉｃＣｏｒｒｏｓｉｏｎ
、 Ｐ１４５６．１９７８）かられかっている。この
放射性核種はγ服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。したがって、線量率を低減する
だめには、この”ｃ。
種は６０Ｃｏであることが各種分析の結果（たとえば、
Ｇ、 Ｒｏｍｅｏ、 Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ ｏｆ
Ｔｈｅ７ｔｈ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｃｏｎｇ
ｒｅｓｓ ｏｎ ＭｅｔａｌｌｉｃＣｏｒｒｏｓｉｏｎ
、 Ｐ１４５６．１９７８）かられかっている。この
放射性核種はγ服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。したがって、線量率を低減する
だめには、この”ｃ。
の付着をいかに抑制するかが鍵である。
一方、プラント炉口りの圧力容器、配管、ポツプ、弁等
の構造材はステンレス鋼、ステライト、イノコネル、炭
素鋼よシなるが、接水面積の９７９σをステンレス鋼が
占める。したがって、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。
の構造材はステンレス鋼、ステライト、イノコネル、炭
素鋼よシなるが、接水面積の９７９σをステンレス鋼が
占める。したがって、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。
炉水に溶存する放射性核種はステンレス鋼の腐食によっ
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４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。
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４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１１’Ｘ量（ｎｌ）
ノ増加は（１）式（（示すように時間（１）の対数側に
よって表わされる。
ノ増加は（１）式（（示すように時間（１）の対数側に
よって表わされる。
ｒｎ ＝ ａｌｏｇｔ ＋ ｂ ・・団・・
旧・団・・・・（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。したがって、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。
旧・団・・・・（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。したがって、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っ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、ＢｏＣｏ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１２１「量ち
′以上の場合、著しく小さくなることを見い出し７′ｊ
、。
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っ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、ＢｏＣｏ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１２１「量ち
′以上の場合、著しく小さくなることを見い出し７′ｊ
、。
本発明は、このような知見に基いて出られたものであっ
て、金属溝造材の放射性物質が溶任している液と接する
部分の表面に酸化皮膜を構成する全金属中のクロムの割
合が１２取縫％以上となるような酸化皮膜をあらかじめ
形成したものである。
て、金属溝造材の放射性物質が溶任している液と接する
部分の表面に酸化皮膜を構成する全金属中のクロムの割
合が１２取縫％以上となるような酸化皮膜をあらかじめ
形成したものである。
酸化皮膜’ｋ ４＋ｆ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Ｃｒ２０ｇの形態をとる。
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Ｃｒ２０ｇの形態をとる。
しかるに、通常は酸化皮膜に（ｒまα−あるいはγ−Ｆ
ｅ２Ｏ３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ｈ
、ＦｅＣｒ２Ｏ４あるいはＮｉＣｒ、、Ｏ，等のクロマ
イトの量が多くなると喰化皮ｊ摸の保獲性を増し放射性
物質の付着抑制効果が大きくなる。したがってクロマイ
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。
ｅ２Ｏ３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ｈ
、ＦｅＣｒ２Ｏ４あるいはＮｉＣｒ、、Ｏ，等のクロマ
イトの量が多くなると喰化皮ｊ摸の保獲性を増し放射性
物質の付着抑制効果が大きくなる。したがってクロマイ
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Ｏく定す
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
ス鋼などの金属イ・４造材を所定時間浸漬する方法が用
いられる。
属構造材の表面に施される前酸化処理の条件をＯく定す
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
ス鋼などの金属イ・４造材を所定時間浸漬する方法が用
いられる。
本発明において、金属構造材の表面にあらかじめ酸化処
理によって適正なりロム含有率の酸化皮膜を形成し、こ
れを原子カプラントに配設することによって放射性物質
の付着を抑制することができる。
理によって適正なりロム含有率の酸化皮膜を形成し、こ
れを原子カプラントに配設することによって放射性物質
の付着を抑制することができる。
また、原子カプラントで使用されむ配計、機器等を化学
的方法等によシ除染し、再使用する場合、除染操作によ
り構造材表面の酸化皮ｊ摸は溶解、剥離しているので、
金ｌＡ素地が露出しておシ、再開用時の放射性物質の付
肩量は第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１吏用することで放射
性物質の付層を抑制することができる。
的方法等によシ除染し、再使用する場合、除染操作によ
り構造材表面の酸化皮ｊ摸は溶解、剥離しているので、
金ｌＡ素地が露出しておシ、再開用時の放射性物質の付
肩量は第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１吏用することで放射
性物質の付層を抑制することができる。
原子カプラントにはいく種類もめるが、本発明はそれら
のいずｆＬにも適用することができる。たとえば、沸騰
水型原子カ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、丑だ加圧水型原子カプラントでは圧力答Ｉ！診
、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。したがって、こ扛ら放射性物質を宮む孜と接する
ステンレス鋼、インコネル、炭素鋼しよびステライトか
ら選択された１４ｊ４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流こし
た構造材を適用することによっ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。
のいずｆＬにも適用することができる。たとえば、沸騰
水型原子カ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、丑だ加圧水型原子カプラントでは圧力答Ｉ！診
、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。したがって、こ扛ら放射性物質を宮む孜と接する
ステンレス鋼、インコネル、炭素鋼しよびステライトか
ら選択された１４ｊ４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流こし
た構造材を適用することによっ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。
本発明は原子カ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っ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、その腐食によってコバルトが一次冷却水中
に溶出し、原子炉内に持ち込祉れる。溶出コバルトは大
半が酸化物となって燃料棒に付着し、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。
合に、構造材の腐食にともなっ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、その腐食によってコバルトが一次冷却水中
に溶出し、原子炉内に持ち込祉れる。溶出コバルトは大
半が酸化物となって燃料棒に付着し、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、沸騰水型原子カプラントでは、原子炉水中におい
て”Ｃｏｔ ５８Ｃｏ、” Ｃｒ、”Ｍｎ等の放射性核
種が鉄を主体とした酸化物と結び付いて−次冷却水に不
溶解な成分として任任する場合がある。これらの不滋屏
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向に付層する。
て”Ｃｏｔ ５８Ｃｏ、” Ｃｒ、”Ｍｎ等の放射性核
種が鉄を主体とした酸化物と結び付いて−次冷却水に不
溶解な成分として任任する場合がある。これらの不滋屏
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向に付層する。
この付着過程は溶解成分の−ｆｔ 、１．（＠程と類似
し、構造材の腐貢に半う酸化皮膜の成長に欣、げする。
し、構造材の腐貢に半う酸化皮膜の成長に欣、げする。
したがって本発明は不溶解成分の付属抑制にも有効であ
る。
る。
、〔発明の実相列〕
央４・爪側１
第１表に示す化学組成を有し７こステンレス鋼を２５７
、ｉ：いし１ｏｏＯ＃間流速０．５ ｍ ／ ｓで流動
する炉水に浸せきして、形成する酸化皮膜蓋および付着
した６０ｃｏ量を測定した。
、ｉ：いし１ｏｏＯ＃間流速０．５ ｍ ／ ｓで流動
する炉水に浸せきして、形成する酸化皮膜蓋および付着
した６０ｃｏ量を測定した。
第 ｌ 表
ステンレス鋼＆、ｌ：浸ぜさ前に表面を依械加工後、脱
脂洗浄した。炉水の６０ｃｏ量度はＩ Ｘ Ｉ Ｏ−２
μＣｉ／＋１１１．で９０％以上がイオンとして存在し
た。
脂洗浄した。炉水の６０ｃｏ量度はＩ Ｘ Ｉ Ｏ−２
μＣｉ／＋１１１．で９０％以上がイオンとして存在し
た。
−また、温１屍は２３ 、ｏ Ｃｚ ン容解）稜；候σ
罠度は１５０ないし１７０ｐｐｂ Ｘ ｐＨは６．９な
いし７．２であつ／こ。
罠度は１５０ないし１７０ｐｐｂ Ｘ ｐＨは６．９な
いし７．２であつ／こ。
なお、本実施例では、温度２８５Ｃで溶存酸素濃度を２
００ｐＩ）ｂ以下に調整した肛気版導度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ってクロムを１２重量％以
上含む酸化皮膜をあらかじめ形成した。
００ｐＩ）ｂ以下に調整した肛気版導度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ってクロムを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、漬当りに形成された酸化
皮膜中の代表金属発話の量（鉄、コバルト、ニッケル、
クロムの総オ０）の経時変化を示す。
皮膜中の代表金属発話の量（鉄、コバルト、ニッケル、
クロムの総オ０）の経時変化を示す。
１００時間以上で対数即にしたがっ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１００時間以上で対数側にしたがっ
て増加した。
て増加した。
したがって、第１図、第２図より６０ Ｃｏ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っ
ている。
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っ
ている。
実施例
実施例１で使用したと同様のステンレス鋼の表面に、全
金属発話中に占めるクロムの割合を５．２〜２０．３ｉ
ｉ％にとった非放射性の酸化皮膜をあらかじめ形成し、
実施例１と同条件の炉水に浸せきし、６０ＣｏＯ付漕速
度を調べた。その結果を第２表及び第３図に示した。
金属発話中に占めるクロムの割合を５．２〜２０．３ｉ
ｉ％にとった非放射性の酸化皮膜をあらかじめ形成し、
実施例１と同条件の炉水に浸せきし、６０ＣｏＯ付漕速
度を調べた。その結果を第２表及び第３図に示した。
（庄） ｔ：前：俊化処理時間と炉水浸せき時間の和（
ｈ）第２表及び第３図から明らかなように６０ｃｏの（
前酸化処理時間、ｔｏ）と炉水への浸せき時間（ｔ、）
の和（１）に反比例し、いずれの場合も（２）式で表わ
すことができる。
ｈ）第２表及び第３図から明らかなように６０ｃｏの（
前酸化処理時間、ｔｏ）と炉水への浸せき時間（ｔ、）
の和（１）に反比例し、いずれの場合も（２）式で表わ
すことができる。
なお、ｋは前酸化処理によって形成された皮膜の種頓と
放射性物質を溶存する液の６０ Ｃｏ濃度。
放射性物質を溶存する液の６０ Ｃｏ濃度。
温度等の条件に依存する定数である。
したがって、−に条件下での放射性物質を溶存する液へ
の浸せき後の”ｃｏの付着速度を小ざくするためには、
前酸化処理時間（ｔｏ）を大きくとるか、あるいはｋが
小さくなる前は化処理条件を選べばよいことがわかる。
の浸せき後の”ｃｏの付着速度を小ざくするためには、
前酸化処理時間（ｔｏ）を大きくとるか、あるいはｋが
小さくなる前は化処理条件を選べばよいことがわかる。
しかし前酸化処理時間（ｔ（１）を大きくとることは工
業上の而で有利ではないので、本発明において酸化皮膜
中のクロム含有４１１２重量％以上となるような鹸化皮
膜の袖頑を選足することによってｋを小芒くし、６０Ｃ
Ｏの付着速度を小さくするものである。
業上の而で有利ではないので、本発明において酸化皮膜
中のクロム含有４１１２重量％以上となるような鹸化皮
膜の袖頑を選足することによってｋを小芒くし、６０Ｃ
Ｏの付着速度を小さくするものである。
〔発明の効果〕
以上のように本発明によれば、金）ＩＡ溝造材の次面に
酸化処理してクロム貧有率を所定の頃に調整するという
１司便な手段によって笠、、ｒｉｇ構造材への放射′籾
質の付層を抑１ｔｉｌＪでき、・侍に原子カプラントに
使用されるステンレスＡＩどの構造材に適用して線寸率
の上昇を迎え、従事者の破４を低減するのに好適である
。
酸化処理してクロム貧有率を所定の頃に調整するという
１司便な手段によって笠、、ｒｉｇ構造材への放射′籾
質の付層を抑１ｔｉｌＪでき、・侍に原子カプラントに
使用されるステンレスＡＩどの構造材に適用して線寸率
の上昇を迎え、従事者の破４を低減するのに好適である
。
Claims (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金
属構造材を備えた原子カプラントにおいて、前記金属構
造材の前記液と接する部分の表面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％以上となるような
酸化皮膜をあらかじめ形成したことを特徴とする原子カ
プラント。 ２、特許請求の範囲第１項において、酸化皮膜を構成す
る全金属中のクロムの割合が１２〜６５重景％であるこ
とを％徴とする原子カプラント。 ３、％許請求の範囲第１項において、前記酸化皮膜は原
子カプラントに配設される金属構造材表面に形成されて
いることを特徴とする原子カプラント。 ４、特許請求の範囲第１項において、前記酸化皮膜は使
用済の金属構造材を除染後、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カプラント。 ５、特許請求の範囲第１項乃至第４項のいずれかにおい
て、前記金属構造材はステンレス鋼、イノコネル、炭素
鋼およびステライトの１種又は２種以上であることを特
徴とする原子カプラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58002190A JPS59126996A (ja) | 1983-01-12 | 1983-01-12 | 原子力プラントの製造法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58002190A JPS59126996A (ja) | 1983-01-12 | 1983-01-12 | 原子力プラントの製造法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59126996A true JPS59126996A (ja) | 1984-07-21 |
| JPH0480357B2 JPH0480357B2 (ja) | 1992-12-18 |
Family
ID=11522438
Family Applications (1)
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|---|---|---|---|
| JP58002190A Granted JPS59126996A (ja) | 1983-01-12 | 1983-01-12 | 原子力プラントの製造法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59126996A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6295498A (ja) * | 1985-10-23 | 1987-05-01 | 株式会社日立製作所 | 原子力発電プラントの製造法 |
| US5147597A (en) * | 1991-04-09 | 1992-09-15 | Electric Power Research Institute | Prestabilized chromium protective film to reduce radiation buildup |
| US6128361A (en) * | 1996-03-26 | 2000-10-03 | General Electric Company | Coating for reducing corrosion of zirconium-based alloys induced by . .beta-particle irradiation |
| JP2001289992A (ja) * | 2000-04-07 | 2001-10-19 | Toshiba Corp | 原子力発電プラントの洗浄方法 |
| US6633623B2 (en) * | 2000-11-29 | 2003-10-14 | General Electric Company | Apparatus and methods for protecting a jet pump nozzle assembly and inlet-mixer |
| JP2018048831A (ja) * | 2016-09-20 | 2018-03-29 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの炭素鋼部材への貴金属の付着方法及び原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58184593A (ja) * | 1982-04-22 | 1983-10-28 | 株式会社東芝 | 軽水炉接水部構造体の接水部表面処理方法 |
-
1983
- 1983-01-12 JP JP58002190A patent/JPS59126996A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58184593A (ja) * | 1982-04-22 | 1983-10-28 | 株式会社東芝 | 軽水炉接水部構造体の接水部表面処理方法 |
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| JP2018048831A (ja) * | 2016-09-20 | 2018-03-29 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの炭素鋼部材への貴金属の付着方法及び原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着抑制方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0480357B2 (ja) | 1992-12-18 |
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