JPH0156719B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

本発明は、沸騰水型原子力プラント配管の処理
法に係り、特に炉回り配管の放射線量が低い低放
射能沸騰水型原子力プラント配管の処理法に関す
る。 従来の沸騰水型原子力プラント配管では、原子
炉再循環系配管及び原子炉浄化系配管として、熱
処理後、フツ硝酸で酸洗浄したステンレス鋼管を
用いていた。このため炉水中の放射性該種である
⁶⁰Coがステンレス鋼の腐食に伴い形成される表
面酸化皮膜中に拡散浸透し、配管表面の放射線量
を高め、プラント定検等での従事者被曝につなが
るという欠点があつた。 本発明の目的は、炉回り配管の放射線量を低減
し、従事者被曝の少ない低放射能沸騰水型原子力
プラント配管の処理法を提供することにある。 本発明は、オーステナイトステンレス鋼よりな
る原子炉再循環系配管及び原子炉浄化系配管内を
40〜60℃の12〜17容量％硝酸溶液にて処理し、配
管内表面に酸化皮膜を形成させることを特徴とす
る、沸騰水型原子力プラント配管の処理法にあ
る。 放射線源は、主に ⁶⁰Coであり、この放射性該
種は炉水中に存在し、オーステナイト系ステンレ
ス鋼配管の腐食過程で形成される酸化皮膜中に取
込まれる。そこで、本発明によれば、上述の如
く、硝酸水溶液にて処理することによつて表面に
緻密な酸化皮膜が形成されるので、高温での酸化
皮膜の成長が抑制され、また皮膜内への ⁶⁰Coの
拡散浸透を抑えることができた。 本発明の酸化皮膜を有するオーステナイト系ス
テンレス鋼からなる配管を得るための処理は、40
〜60℃で12〜17容量％硝酸水溶液中に15〜20分間
浸漬することにより行うことが好適である。 以下、本発明の一実施例を添付図面により説明
する。添付図面は、沸騰水型原子力プラントの原
子炉再循環系配管及び原子炉浄化系配管の系統を
示したものである。添付図面において、符号１は
圧力容器、２は原子炉再循環系配管、３は浄化系
ポンプ、４は熱交換器、５は濾過、純水器、６は
原子炉浄化系配管、７は給水管、８は酸化皮膜処
理ステンレス鋼配管を意味する。この図面中で、
斜線を施した部分の配管８に高温の前述の濃度の
硝酸水溶液を充満させ、所定時間保持することに
よつて、配管内面に緻密な酸化皮膜を形成するこ
とができる。 第１表は50℃で12容量％硝酸水溶液中に20分間
浸漬して表面に酸化皮膜を施した304オーステナ
イト系ステンレス鋼と同処理を施さなかつた304
オーステナイト系ステンレス鋼を実炉水中に580
時間浸漬したのちの表面の ⁶⁰Co濃度を比較した
ものである。本実施例で形成される酸化皮膜の厚
さは数十Å程度であり、Fe、Cr、Niの複合酸化
物である。

【表】 表に示す如く、本発明の処理を施こすことによ
り表面の放射能濃度を約３分の１に低減し得るこ
とが明らかである。 以上、本発明によれば、オーステナイト系ステ
ンレス鋼からなる原子炉再循環系及び浄化系配管
の表面線量を従来の無処理の約３分の１に低減で
きるのでプラント定検等での従事者被曝も同様に
低減する効果がある。

【図面の簡単な説明】

図面は沸騰水型原子力プラントの原子炉再循環
系及び原子炉浄化系配管の系統図である。 １…圧力容器、２…原子炉再循環系配管、３…
浄化系ポンプ、４…熱交換器、５…濾過、純水
器、６…原子炉浄化系配管、７…給水管、８…酸
化皮膜を有するオーステナイト系ステンレス鋼配
管。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ オーステナイト系ステンレス鋼よりなる原子
   炉再循環系配管内及び原子炉浄化系配管内を、40
   〜60℃の12〜17容量％硝酸水溶液にて処理し、前
   記配管内表面に酸化皮膜を形成させることを特徴
   とする沸騰水型原子力プラント配管の処理法。