JPS61290396A - 前酸化処理システム - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子力発電プラントの炉水と接する配管機器へ
の放射性物質の付着抑制に係り特に製造段階で放射能付
着抑制効果的な配化皮膜を形成するに好適な前酸化処理
システムに関する。

〔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、弁等は炭素鋼ステンレス鋼およびステライト等か
ら構成されている。これらの金属は長期間使用されると
腐食され一次冷却水中に放出され、原子炉内に持込まれ
る。持込まれた腐食生成物の大半が燃料棒に付着し、中
性子照射を受ける６その結果”Ｃｏ　、　”Ｇ　ｏ　、
　”Ｃｒ　、　”Ｍ　ｎ等ノ放射性核種が生成する。こ
れらの放射性該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。その一部は炉水浄化用の浄化装置で浄化さ
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、プラントの定期点検時
に実施される原子炉−次系機器配管の保守点検時に内面
に付着した放射性核種による従事者の放射線被曝は避け
られない状況にある。

しかし構成部材内面に付着する放射性物質量低減により
、被曝量を低く抑えることは可能である。

放射性物質の付着量を低減させるためには、その源であ
る構成部材からの金属元素溶出量を削減する方法が提案
されている。例えば耐食性の良い材料の使用あるいは酸
素を給水中に注入して構成部材の腐食を抑制する方法は
すでに実施されている。しかし、いずれの方法を用いて
も給水系をはじめとし、−次冷却水系構成部材の腐食を
十分に抑制することはできず、−次系冷却水中の放射性
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上昇を効果的に
抑制することはこれまで困難であった。

さらに、構成部材への放射性物質の付着抑制をはかる方
法として、たとえば第２図に見られるように構成部材内
面をあらかじめ高温水中で約５００時間程度酸化処理す
ることによって、放射性物質の付着抑制が可能であるこ
とが知られている。従って、あらかじめ炉水と接する配
管機器の内面を酸化処理を行なった後運用することが望
ましい。

しかし、プラント建設後において高温水を得る熱源に制
限が生じる。プラント建設後の熱源としては再循環ポン
プの運転による炉水の昇温およびウラン燃料の使用が考
えられる。

前者の再循環ポンプの運転のためには、炉内計装設備の
保守の作業が伴うとともに多量の電力が必要となる。ま
た後者の燃料による加熱では、運転の時間の増加ととも
に炉水中放射能濃度が上昇し効果が少ないと考えられる
。

以上のように、建設後の一次系配管機器の酸化処理に問
題点が伴い、さらに炉水の水質をコントロールするため
にも困難を伴う。たとえば炉水中の溶存酸素濃度を制御
するためには酸素注入設備等が必要となってくる。

一方製造段階での処理においては、熱源および処理条件
のコントロール等は自由度が大きく、効果的な酸化皮膜
の形成が可能となり得る。

〔発明の目的〕

本発明は、原子炉水と接する配管機器内面に付着する放
射性物質量を抑制するために効果的な酸処理を製造段階
で実施できるシステムを提供することにある。

〔発明の概要〕

原子炉水中に溶存する放射性物質は、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
で取込まれる。

さらに、本発明者らの研究によると、高温水中における
酸化皮膜は主に該皮膜と母材金属との表面において内方
向（母材金属側）へ成長し、放射性物質は皮膜内を内方
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
れることが確認されている。

放射性物質のフラックス（Ｊ、）は、（１）式％式％ ここで　ｄ　　：＠化皮膜厚さ に０：比例定数 Ｄ　＝拡散係数 Ｃ１：炉水中の放射性物質濃度 Ｃ２：皮膜／金属界面の放射性物質１ 度 また、酸化皮膜の厚さくｄ）に比例定数（Ｋ□）および
酸化皮膜量（ｍ）を用いて、 ｄ＝Ｋｉｍ　　　　　　　　　　　　　　・・・（２）
と表わせるので５０はあらためて（３）式で表わすこと
ができる。

一方、放射性物質が皮膜中に取り込まれる速度ｄｍ いて（４）式で表わせる。

ここでに２：比例定数。

さらに、放射性物質の付着速度（Ｊ）はＪ＝Ｊ。

＝Ｊ、　どなる。

ところで、放射性物質の付着が拡散過程で律速される場
合には、次の（６）の式で表わせる。

１ｍ （６）式から、付着速度（Ｊ）は拡散係数（Ｄ）に比例
することを示しており、皮膜内における放射性物質の拡
散を抑制すれば、付着を抑制し得ることがわかる。いい
かえれば、放射性物質の拡散抵抗が大きくなるような、
ち密な酸化皮膜を形成することにある。

同様に（６）式から、付着速度（Ｊ）は、皮膜量（ｍ）
に反比例することとなる。これは、放射性物質が拡散す
る距離を長くすることを意味する。

（６）式から得られる以上二つの点、つまり皮膜のち密
性の向上および皮膜量の増加を目的とした酸化処理を実
施することによって、効果的な放射性物質の付着抑制が
達成できる。

しかし、金属材料表面に形成される酸化皮膜の性質とし
て、ち密である場合は耐食性にすぐれているため皮膜量
が少ない。一方皮膜量が多い場合は、一般的に粗な皮膜
である。従って同一環境条件化でち密でありかつ、皮膜
量の多い酸化皮膜を形成することは困難である。

しかし本発明者は、第３図に示したステンレス鋼の高温
水中における酸化皮膜特性を利用してち密でかつ皮膜量
の多い皮膜の形成が可能であることを発見した。その内
容を以下に示す。

ステンレス鋼酸化皮膜の温度特性は第３図の（８）に示
すように、２５０℃付近で最も皮膜量の多いことが判明
した。これは温度の上昇に伴なって電気化学的反応速度
が大きくなり腐食しやすくなるが、一方では皮膜の空隙
率が小さくなるため２５０℃以上では皮膜量の増加が見
られず温度の上昇に伴なって皮膜量は少なくなる。

また、ステンレス鋼酸化皮膜の溶存酸素濃度依存性は第
３図（ｂ）に示すように１００ｐｐｂ以上の高濃度環境
下では皮膜の空隙率が小さくなり皮膜量も少なくなるが
１００ＰＰｂ以下では、空隙率が大きく、皮膜量も多い
。

上記のようなステンレス鋼の皮膜特性を考慮すると、第
一段目の酸化処理として２５０℃、溶存酸素濃度１００
ｐｐｂ以下の環境下で皮膜形成すると第４図の（１）の
ような空隙の多い、厚い皮膜（イ）が生成する。

次に二段目の処理として２８０’Ｃ〜３００℃。

溶存酸素濃度２００ｐｐｂ以上の環境下で皮膜処理を行
なうと、第４図の（４）のようなち密で、薄い皮膜（ロ
）が形成する。上記のように二段の酸化処理を行なうと
、一段目で形成された粗い厚い皮膜の空隙の間に二段目
のち密な皮膜が形成されることとなり、最終的な皮膜は
、ち密でかつ皮膜量の多い保護皮膜となり高い放射能付
着抑制効果を持つこととなる。

二段酸化処理に比べて、本発明者達は、酸化処理水中に
金属イオンを加えその金属イオンを酸化皮膜中に取り込
ませることによってさらに放射能付着抑制効果の向上が
得られることを発見した。

添加する金属イオンは、（Ａ　Ｑ　、　Ｂ　ａ　、　Ｃ
ａ　。

Ｍｇ、Ｎｉ、Ｐｂ、ＺｎおよびＣｕ等）の多価金属イオ
ンが効果的である。

これら多価の金属イオンの放射能抑制メカニズムの概要
を以下に示す。

原子力発電プラントの線量率に寄与する主な放射性核種
はＧ　ｏ　−６０およびＧ　ｏ　−５８でありこれらは
いずれも炉水中で陽イオンとして存在する。

ステンレス鋼の酸化皮膜は炉水のようなＰＨ中７の環境
下では下式で示されるように負に滞電している。

Ｆ　ｅ（ＯＨ）ｉ　＝　Ｆ　ｅ　０３−＋Ｈ，Ｏｏ　　
・　（７）従って、炉水中のＣｏ　−６０やＣｏ　−５
８の陽イオンが電気的に引かれ酸化皮膜中に取り込まれ
る結果となる。

しかしあらかじめ、多価の陽イオンを酸化皮膜中に取り
込ませることによって、酸化皮膜を電気的に中和または
正に滞電させることができる。

そのためにはＡＱ’＋のような多価の金属イオンが効果
的である。

従って、最も放射能付着抑制効果の高い酸化皮膜は、ち
密でかつ皮膜量の多い皮膜であること、さらには、多価
の金属イオンを含み正に滞電した酸化皮膜であることが
要求される。

本発明は、これらの前処理を、炉水と接する配管機器の
製造段階で行う前酸化処理システムを考案したものであ
る。原子力発電プラントの炉水と接する配管機器は複雑
な形状をしており、また形状もさまざまである。又、再
循環再記管等の一次系ステンレス鋼配管は使用期間中定
期的に溶接線の健全性確認を行うことが義務づけられて
いるため設計製作の段階から溶接個所を削減するよう配
慮され・定期検査による被曝線量抑制対策がはかられて
いる。このような状況下にあるため、近年設計建設され
る原子力発電プラントの一次系ステンレス配管類は増々
複雑化、大型化の傾向にある。

これらステンレス鋼配管類を全て高温水環境下で酸化処
理するためには、大きな圧力容器を必要とすることが想
定される。従って製作段階における酸化処理設備は、大
容量の圧力容器を使用せずに処理できることが重要とな
ってくる。

〔発明の実施例〕

以下本発明の実施例を第１図によって説明する。

第１図に示した前酸化処理システムは、−次系ステンレ
ス鋼配管および機器を製造段階で処理するものである。

システム構成は高温水を製造するボイラー１．高温水を
圧力容器２へ送り出すとともに循環させる循環ポンプ３
．循環水の一部を導き浄化する浄化システムから成る。

また放射能付着抑制効果の高い酸化皮膜を形成するため
に必要な、溶存酸素濃度および多価金屑イオン濃度を制
御する、酸素ガスおよび窒素ガスの混合ガス注入システ
ムと、多価イオンを含む薬品の注入システムを有する。

また、本システムの有効性は、第１図に示すように圧力
容器給水ライン４から分枝し給水流量を調節する流量調
節弁５とフランジ構造継手６を有する給水分枝ライン７
を１系統以上有することである６本ラインを使用し第５
図に示すように、再循環配Ｖ（口径約５３０ｍ＋＊φ）
のような大口径配管を圧力容器とし、配管内面を前酸化
処理できるため、大型の圧力容器が不要となる。実際に
処理する配管の形状は再循環配管を例に第５図に示す。

第５図に示す再循環配管は、２系統存在し原子炉圧力容
器７に内包される原子炉水の一部を再循環ポンプ８を使
って、ポンプ入口ライン９より導き、ポンプ出口ライン
１０より戻すことによって原子炉水を循環させる系統で
ある。再循環ラインは第５図に示すように再循環ポンプ
出口入口ラインの垂直部は口径が約５３０ｍｍφで長さ
が７ｍ〜１０ｍであり、ポンプ出口側の原子炉へ炉水が
戻る部分はライザ管１１と呼ばれ一般的に１系統５本存
在し最も複雑な形状をしている。現在設計、製作されて
いる再循環配管は第５図に示す溶接線１２で分れるのみ
であるため、垂直配管は７ｍ程度の大きなものとなり、
再循環ポンプ８の回りの配管はエルボ配管等１ｍ以下の
ものとが存在することとなる。従ってこれらを第６図に
示すように、形状の複雑なライザー管部および、垂直配
管部は直接圧力容器として使用することが望ましい。圧
力容器として用いる場合は第６図に示すように配管両端
の長さをあらかじめ余裕を持たせて製造し、開口部を閉
止フランジ１３構造とする。これらの大口径の配管は第
１図に示すように給水分枝ラインへ閉止２ランジに接続
した給水ラインを介してフランジ６で固定する。

一方再循環ポンプが回りの短管１３．エルボ１４および
ライザ管部のチーズ１５は第１図に示した圧力容器２内
で前酸化処理する。

次に第１図に示した前酸化処理システムの運用法につい
て以下に示す。

１、処理水注入 前酸化処理に使用する処理水は純水を用いることが必要
であるため、蒸留水を処理水タンク１４に給水する。そ
の給水を前酸化処理水の浄化装置入口にポンプ１５を使
って送る。蒸留水は浄化装置！１６を通ってボイラ給水
ライン１７に入すボイラ１および処理水給水ポンプ３を
通って圧力容器２さらには処理対象配管１８内に満たさ
れる。最終的には、前酸化処理水循環系全体に満たされ
る。

２、前酸化処理 前酸化処理循環系全体に給水が完了した後、循環ポンプ
３を使って処理水を循環させるとともにボイラ１で処理
水を加温し、第１段階処理温度である２５０”Ｃに保つ
。それと同時に処理水中の容存酸素濃度を１００ｐｐｂ
以下にするため窒素ガスをガスボンベ１９より処理水給
水ライン２０に注入するとともに脱気ライン３０より処
理水を蒸発させることで行なう。また薬液注入タンク２
１に貯えた多価イオンを含む薬液を同様に処理水給水ラ
イン２０へ注入し目的濃度（各イオンの飽和濃度）に維
持する。処理水水質は、処理水給水ライン２０に設けた
給水サンプリングライン２２およびボイラー給水ライン
に設けた戻り水サンプリングラインで適宜処理水をサン
プリングして監視する。

第１段処理から第２段の処理に移る際は、ボイラー１の
加熱量を増加させて２５０℃の処理水を２８５℃以上に
昇温するとともに、ガス注入装置から酸素ガスを注入し
溶存酸素濃度を２００ｐｐｂ以上に保持する。

上記処理期間中は処理水の純度を各サンプリンラインよ
り監視し系統配管の腐食による汚染度合が大きくなった
場合は、浄化系入口２４および出口弁２６を開とし系統
水を冷却器２５で６０’Ｃ以下に冷却後浄化装置１６を
通すことによって不純物を除去する。

浄化系の溶量は、不純物の発生源として注入薬品の不純
物および系流配管２機器の腐食生成物に限られるため、
ごく微量である。従って浄化系の流量は５％以下で十分
であると考えられる。

３、処理水の排水 前酸化処理が完了した後の処理水の排水は、各処理容器
の出口ライン２７から分枝する排水ライン２８より排水
ポンプ２９を用いて処理水タンク１４に回収する。その
場合は、浄化系熱交換器を介して冷却しながら回収する
こととなる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、大口径の配管は直接圧力容器として使
用できるため、製造段階で処理する設備としては、処理
水量も少なく、装置容量も少なくできる。従って、経済
的であるとともに処理スペースも少ない等の利点がある
。

また、近年原子炉−次系ステンレス鋼配管に対する応力
腐食割れ対策として、使用年数の多いプラントでは取替
が行なわれている。これらのプラントでは炉水放射能濃
度がすでに高濃度となっているため、取替材の線量率が
急激に上昇し、対策が望まれている。また、稼動年数の
増加したプラントでは機器への付着放射能量が多くなり
、点検できないため新しい機器に取替が必要となってく
る。このような場合も、すでに放射能濃度の高い炉水に
直接さらされるため高線量率となることが予測される。

上記に示した取替材に対して、本装置を用い酸化処理を
行っておく必要性が出てくるため今後本装置の必要性は
増々大きくなってくる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の実施例を示す図、第２図は、あらかじ
め酸化処理すると放射能付着抑制効果が得られることを
実験によって確認した結果を示す図、第３図は、高温水
環境下におけるステンレス鋼皮膜の温度および溶存酸素
濃度依存性を示す図、第４図は二段酸化処理によって形
成される酸化皮膜の構造を示す図、第５図は原子力発電
プラントの再循環配管を示す図、第６図は本発明を用い
て再循環配管を処理する具体例を示す図である。 １・・・ボイラ、２・・・酸化処理用圧力容器、３・・
・循環水ポンプ、４・・・処理水給水配管、５・・・流
量コントロール弁、６・・・フランジ継手、８・・・再
循環ポンプ、１１・・・ライザー管、１２・・・再循環
配管の溶接線、１３・・・閉止フランジ、１４・・・処
理水貯蔵タンク、１６・・・浄化装置、１７・・・ボイ
ラ給水配管、１８・・・酸化処理配管、１９・・・ガス
注入装置、２２．２３・・・サンプリングライン、２５
・・・冷却器、２８・・・処理水排水配管、２９・・・
処理水回収ポンプ。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、高温高圧水を供給するボイラと前記高温高圧水を内
   包する圧力容器と前記圧力容器の入口配管および出口配
   管から分枝する１系列以上の配管と冷却器および有機物
   イオン交換樹脂を内包する浄化装置と前記圧力容器出口
   および入口配管から分枝する配管および冷却器、減圧弁
   を有するサンプリングラインと供給水タンクおよび供給
   水配管から成る補給水設備を有することを特徴とした前
   酸化処理システム。 ２、特許請求の範囲第１項において、圧力容器入口およ
   び出口配管から分枝する配管の末端をフランジ継手構造
   とすることを特徴とした前酸化処理システム。 ３、特許請求の範囲の第１項において、窒素ガス貯蔵タ
   ンクと酸素ガス貯蔵タンクを有しボイラと圧力容器を結
   ぶラインと前記ガス貯蔵タンクに接続する配管を有する
   ことを特徴とした前酸化処理システム。 ４、特許請求の範囲第１項において、多価金属イオンを
   含む薬液を貯蔵するタンクを有しボイラと圧力容器を結
   ぶラインと前記薬液貯蔵タンクに接続する配管を有する
   ことを特徴とした前酸化処理システム。