JPH03246496A - 原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法 - Google Patents
原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法Info
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- JPH03246496A JPH03246496A JP3007517A JP751791A JPH03246496A JP H03246496 A JPH03246496 A JP H03246496A JP 3007517 A JP3007517 A JP 3007517A JP 751791 A JP751791 A JP 751791A JP H03246496 A JPH03246496 A JP H03246496A
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- Japan
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- piping
- equipment
- power plant
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (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
［０００１３
【産業上の利用分野］
本発明は、−次冷却水系配管のように放射性物質が溶存
している炉水と接して使用される新規な原子力プラント
用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法に関する。 ［０００２］ 【従来の技術】 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、６
０Ｃｏ 、 ５Ｃｏ 、 ５’Ｃｒ 、 ６４Ｍｎ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
水系を循環しているうちに主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線
量率が高くなり保守９点検を実施する際の作業員の放射
線被曝が問題となっている。 ［０００３］ 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。除去方法には現状３つある。 ［０００４］ （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）の方法は主に部品に適用され、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、その後
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
。 ［０００５］ （２）の方法は酸溶液等の薬剤を用いて化学的反応によ
り鋼表面の酸化被膜を溶解し、同被膜中に存在する放射
性物質を除去するものである。この方法の問題は薬剤に
よる構造材の腐食損傷にある。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。 ［０００６］ （３）の方法も（１）と同様の問題点をもっている。 ［０００７］ 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。 すなわち、酸素または過酸化水素を給水系内に注入して
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。 ［０００８］ 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。 ［０００９］
している炉水と接して使用される新規な原子力プラント
用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法に関する。 ［０００２］ 【従来の技術】 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、６
０Ｃｏ 、 ５Ｃｏ 、 ５’Ｃｒ 、 ６４Ｍｎ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
水系を循環しているうちに主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線
量率が高くなり保守９点検を実施する際の作業員の放射
線被曝が問題となっている。 ［０００３］ 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。除去方法には現状３つある。 ［０００４］ （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）の方法は主に部品に適用され、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、その後
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
。 ［０００５］ （２）の方法は酸溶液等の薬剤を用いて化学的反応によ
り鋼表面の酸化被膜を溶解し、同被膜中に存在する放射
性物質を除去するものである。この方法の問題は薬剤に
よる構造材の腐食損傷にある。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。 ［０００６］ （３）の方法も（１）と同様の問題点をもっている。 ［０００７］ 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。 すなわち、酸素または過酸化水素を給水系内に注入して
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。 ［０００８］ 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。 ［０００９］
本発明の目的はこれらの問題点を除去し、放射性物質が
溶存している炉水と接して使用される配管又は機器表面
にあらかじめ酸化皮膜を形成することにより原子力プラ
ント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法を提供
することにある［００１０１
溶存している炉水と接して使用される配管又は機器表面
にあらかじめ酸化皮膜を形成することにより原子力プラ
ント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法を提供
することにある［００１０１
【課題を解決するための手段］
本発明は、原子炉々水と接して使用される金属からなる
原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制
方法において、予め、前記炉水と接する前に、前記原子
力プラント系外で、前記配管又は機器の前記炉水に接す
る表面に微量の溶存酸素を含む脱気された高温高圧の純
水に接触させ、かつ該純水を流動させることによって酸
化皮膜を形成させることを特徴とする原子力プラント用
配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法にある。 ［００１１］ 【作用】 原子力プラントの従事者被曝に寄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 Ｔｈ
ｅ ７ｔｈ ＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＣｏｎｇｒｅ
ｓｓ ｏｎ Ｍｅｔａｌｌｉｃ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ、
Ｐ１４５６．１９７８ ）かられかっている。この放
射性核種はγ線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、−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、線量率を低減するた
めには、この６０ＣＯの付着をいかに抑制するかが鍵で
ある。 ［００１２］ 一方、プラント炉口りの圧力容器、配管、ポンプ、弁等
の構造材はステンレス鋼、ステライト、インコネル、炭
素鋼よりなるが、接水面積の９７％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。 ［００１３］ 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。 ［００１４］ 炉水環境下でのステンレス鋼の皮膜量の増加は時間の対
数則によって表わされる。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。 ［００１５］ ところで、放射性物質の皮膜内への拡散の難易は皮膜組
成及び形態に依存する。６０ＣＯは２価原子であること
から２価金属を有する結晶構造をもつ酸化皮膜内、６０ いα−Ｆｅ２０３を主体とする皮膜をあらかじめ形成し
ておくことか Ｃｏの付着抑制上有効であることが判明
し、本発明に至った。 ［００１６］ 酸化皮膜の形成に当っては脱気された微量の溶存酸素を
含む高温高圧の純水によって酸化処理しなければ配管又
は機器表面には強固な前述の酸化皮膜が得られない。ま
た、酸化皮膜の形成は上述の純水によって行われるが、
その加熱は原子力プラント系外で純水の流動によって行
われる。 ［００１７］
原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制
方法において、予め、前記炉水と接する前に、前記原子
力プラント系外で、前記配管又は機器の前記炉水に接す
る表面に微量の溶存酸素を含む脱気された高温高圧の純
水に接触させ、かつ該純水を流動させることによって酸
化皮膜を形成させることを特徴とする原子力プラント用
配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法にある。 ［００１１］ 【作用】 原子力プラントの従事者被曝に寄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 Ｔｈ
ｅ ７ｔｈ ＩｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌＣｏｎｇｒｅ
ｓｓ ｏｎ Ｍｅｔａｌｌｉｃ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ、
Ｐ１４５６．１９７８ ）かられかっている。この放
射性核種はγ線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、−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、線量率を低減するた
めには、この６０ＣＯの付着をいかに抑制するかが鍵で
ある。 ［００１２］ 一方、プラント炉口りの圧力容器、配管、ポンプ、弁等
の構造材はステンレス鋼、ステライト、インコネル、炭
素鋼よりなるが、接水面積の９７％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。 ［００１３］ 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。 ［００１４］ 炉水環境下でのステンレス鋼の皮膜量の増加は時間の対
数則によって表わされる。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。 ［００１５］ ところで、放射性物質の皮膜内への拡散の難易は皮膜組
成及び形態に依存する。６０ＣＯは２価原子であること
から２価金属を有する結晶構造をもつ酸化皮膜内、６０ いα−Ｆｅ２０３を主体とする皮膜をあらかじめ形成し
ておくことか Ｃｏの付着抑制上有効であることが判明
し、本発明に至った。 ［００１６］ 酸化皮膜の形成に当っては脱気された微量の溶存酸素を
含む高温高圧の純水によって酸化処理しなければ配管又
は機器表面には強固な前述の酸化皮膜が得られない。ま
た、酸化皮膜の形成は上述の純水によって行われるが、
その加熱は原子力プラント系外で純水の流動によって行
われる。 ［００１７］
実験例１
表１に示す化学組成を有したステンレス鋼を２５ないし
１０００時間流速０．５ｍ／ｓで流動する炉水に浸せき
して、形成する酸化皮膜量および付着した６０Ｃ。 量を測定した。 １判用土ｄ″″ど’ｌｂ’ｌ；ｊＬ）％リノ［００１８
］
１０００時間流速０．５ｍ／ｓで流動する炉水に浸せき
して、形成する酸化皮膜量および付着した６０Ｃ。 量を測定した。 １判用土ｄ″″ど’ｌｂ’ｌ；ｊＬ）％リノ［００１８
］
【表１】
（表１）
ステンレス鋼は浸せき前に表面を機械加工後、脱脂洗浄
した。炉水の６０Ｃｏ濃度は１×１０−４μＣｉ ／
ｍ ｌで９０％以上がイオンとして存在した。また、温
度は２３０℃、溶存酸素濃度は１５０ないし１７ ｏｐ
ｐｂ 、 ｐＨは６．９ないし７．２であった。 ［００２０３ １０００時間浸せきした場合に形成された酸化皮膜の主
な金属元素組成を表２に示す。約９０％が鉄元素である
。 ［００２１］
した。炉水の６０Ｃｏ濃度は１×１０−４μＣｉ ／
ｍ ｌで９０％以上がイオンとして存在した。また、温
度は２３０℃、溶存酸素濃度は１５０ないし１７ ｏｐ
ｐｂ 、 ｐＨは６．９ないし７．２であった。 ［００２０３ １０００時間浸せきした場合に形成された酸化皮膜の主
な金属元素組成を表２に示す。約９０％が鉄元素である
。 ［００２１］
【表２】
（表２）
［００２２］
図１にステンレス鋼単位面積当りに形成された酸化皮膜
中の代表金属元素の量（鉄、コバルト、ニッケル、クロ
ムの総和）の経時変化を示す。１００時間以上で対数側
にしたがった増加を示している。 ［００２３］ 一方、図２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。 ［００２４］ したがって、図１１図２より６０Ｃｏの付着速度は酸化
皮膜の成長速度に律速されていことがわかる。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。 ［００２５］ 実験例２ 前述のステンレス鋼を２５ないし５００時間、次に示す
原子力プラント運転条件とほぼ同様の高温高圧の純水に
浸せきし、表面に非放射性の酸化皮膜をあらかじめ形成
した。 ［００２６］ 温度：２８５℃ 溶存酸素濃度：２００ｐｐｂ 電気伝導度：０．１μＳ／ｃｍ 流速： ０ 、１ ｃｍ／ｓｅｃ 圧カニ ７３ ｋｇ／ｃｍ２ ステンレス鋼を前述の炉水に浸せきし、６０Ｃｏ付着量
の経時変化を調べた。結果を無処理のステンレス鋼とあ
わせて図３に示した。曲線１ないし５は、それぞれ前酸
化処理時間が２５時間、５０時間、１００時間、２００
時間および５００時間の場合を示す。炉水への浸せき１
００時間以上において前酸化処理したステンレス鋼への
６０Ｃｏの付着は著しく抑制された。 ［００２７］ 前述の各処理時間によって得られた酸化皮膜厚さと６０
Ｃｏ付着量との関係を図４に示した。酸化処理によって
厚さ３００Ａ以上の皮膜を形成することが６０Ｃ。 の付着抑制にきわめて効果的である。 ［００２８］ 実験例３ 前酸化処理として、実験例１に示した５ＵＳ３０４鋼を
対象に比較例の水蒸気を使用した場合と本発明の高温高
圧純水による方法を実施した場合を比較した。表３は処
理条件と処理済み試料を実験例１と同条件の炉水に５０
０時間浸せきしたのちの６０ＣＯ付着量を示している。 ［００３０］
中の代表金属元素の量（鉄、コバルト、ニッケル、クロ
ムの総和）の経時変化を示す。１００時間以上で対数側
にしたがった増加を示している。 ［００２３］ 一方、図２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。 ［００２４］ したがって、図１１図２より６０Ｃｏの付着速度は酸化
皮膜の成長速度に律速されていことがわかる。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。 ［００２５］ 実験例２ 前述のステンレス鋼を２５ないし５００時間、次に示す
原子力プラント運転条件とほぼ同様の高温高圧の純水に
浸せきし、表面に非放射性の酸化皮膜をあらかじめ形成
した。 ［００２６］ 温度：２８５℃ 溶存酸素濃度：２００ｐｐｂ 電気伝導度：０．１μＳ／ｃｍ 流速： ０ 、１ ｃｍ／ｓｅｃ 圧カニ ７３ ｋｇ／ｃｍ２ ステンレス鋼を前述の炉水に浸せきし、６０Ｃｏ付着量
の経時変化を調べた。結果を無処理のステンレス鋼とあ
わせて図３に示した。曲線１ないし５は、それぞれ前酸
化処理時間が２５時間、５０時間、１００時間、２００
時間および５００時間の場合を示す。炉水への浸せき１
００時間以上において前酸化処理したステンレス鋼への
６０Ｃｏの付着は著しく抑制された。 ［００２７］ 前述の各処理時間によって得られた酸化皮膜厚さと６０
Ｃｏ付着量との関係を図４に示した。酸化処理によって
厚さ３００Ａ以上の皮膜を形成することが６０Ｃ。 の付着抑制にきわめて効果的である。 ［００２８］ 実験例３ 前酸化処理として、実験例１に示した５ＵＳ３０４鋼を
対象に比較例の水蒸気を使用した場合と本発明の高温高
圧純水による方法を実施した場合を比較した。表３は処
理条件と処理済み試料を実験例１と同条件の炉水に５０
０時間浸せきしたのちの６０ＣＯ付着量を示している。 ［００３０］
【表３】
（表３）
［００３１］
表に示すように、比較例の水蒸気を用いた場合に比べ、
本発明のように高温高圧の純水を用いることにより著し
く６０ＣＯの付着量を抑制できることを示している。こ
の理由は、蒸気中ではＦｅ（ＩＩ）を主体とした酸化皮
膜が形成され、炉水中ではこのＦｅ （ＩＩ）位置に６
０Ｃｏ （ＩＩ）が置換、析出しゃすいためであると思
われる。一方高温高圧純水中ではＦｅ（ＩＩ）を主体と
した安定な被膜が形成され実施例１ 原子力プラントで使用された配管１機器等を化学的方法
等により除染し、再使用する場合、除染操作により構造
材表面の酸化皮膜は溶解、剥離しているので、金属素地
が露出しており、再使用時の放射性物質の付着量は図２
と同様の経時変化を示す。そこで、本発明の前酸化処理
を施したのちに再使用することで放射性物質の付着を抑
制することができる。 ［００３２］ 実機の原子力プラントで使用された５ＵＳ３０４鋼製配
管２機器に対し化学除染を施した後、酸化皮膜処理無し
と、炉水と接する表面への前酸化処理として、電気伝導
度０．１ｐＳ／ｃｍ、温度２７５〜２８５℃、溶存酸素
濃度３５０〜３８ ｏｐｐｂ。 圧カフ ３ ｋｇ／ｃｍ２の高温高圧純水を用い、２０
０時間の前述と同じ０．１ｃｍ／秒の流水による酸化処
理を施し、その後、前述の炉水を５００時間浸せきして
６０ｃ。 の付着量を比較した。その結果、除染処理後に水洗のみ
施したものは０４５３μＣｉ／ｃｍ であるのに対し
、前酸化処理したものは０．１１μＣ１／ｃｍ２であり
前酸化処理により約５分の１に６０Ｃｏの付着量が低減
した。 ［００３３］
本発明のように高温高圧の純水を用いることにより著し
く６０ＣＯの付着量を抑制できることを示している。こ
の理由は、蒸気中ではＦｅ（ＩＩ）を主体とした酸化皮
膜が形成され、炉水中ではこのＦｅ （ＩＩ）位置に６
０Ｃｏ （ＩＩ）が置換、析出しゃすいためであると思
われる。一方高温高圧純水中ではＦｅ（ＩＩ）を主体と
した安定な被膜が形成され実施例１ 原子力プラントで使用された配管１機器等を化学的方法
等により除染し、再使用する場合、除染操作により構造
材表面の酸化皮膜は溶解、剥離しているので、金属素地
が露出しており、再使用時の放射性物質の付着量は図２
と同様の経時変化を示す。そこで、本発明の前酸化処理
を施したのちに再使用することで放射性物質の付着を抑
制することができる。 ［００３２］ 実機の原子力プラントで使用された５ＵＳ３０４鋼製配
管２機器に対し化学除染を施した後、酸化皮膜処理無し
と、炉水と接する表面への前酸化処理として、電気伝導
度０．１ｐＳ／ｃｍ、温度２７５〜２８５℃、溶存酸素
濃度３５０〜３８ ｏｐｐｂ。 圧カフ ３ ｋｇ／ｃｍ２の高温高圧純水を用い、２０
０時間の前述と同じ０．１ｃｍ／秒の流水による酸化処
理を施し、その後、前述の炉水を５００時間浸せきして
６０ｃ。 の付着量を比較した。その結果、除染処理後に水洗のみ
施したものは０４５３μＣｉ／ｃｍ であるのに対し
、前酸化処理したものは０．１１μＣ１／ｃｍ２であり
前酸化処理により約５分の１に６０Ｃｏの付着量が低減
した。 ［００３３］
以上のように、本発明は原子力プラントの配管９機器等
、プラントに設置する前にそれらの炉水に接する表面に
前述のオートクレーブ処理によって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することができ、そ
れらの配管、機器の線量率の上昇を抑え、従事者の被曝
を低減するに好適であり、実用価値も高く、工業的にき
わめて有意義なものである。
、プラントに設置する前にそれらの炉水に接する表面に
前述のオートクレーブ処理によって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することができ、そ
れらの配管、機器の線量率の上昇を抑え、従事者の被曝
を低減するに好適であり、実用価値も高く、工業的にき
わめて有意義なものである。
【図１】
ステンレス鋼酸化皮膜量と時間との関係を示す線図。
【図２】
【図３】
６０ＣＯ付着量と時間との関係を示す線図。
【図４】
放射性物質の付着量と酸化皮膜厚さとの関係図を示す線
図。
図。
【同月
図面
図
時
間
（ｈ）
【図２】
′Ｉ：を開十ｄ″″ご４ｂ’ｌ；３ｔ）％１＜ノ
【図３
】 図 時 間（ｈ）
】 図 時 間（ｈ）
【図４】
Claims (1)
- １、原子炉々水と接して使用される金属からなる原子力
プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法に
おいて、予め、前記炉水と接する前に、前記原子力プラ
ント系外で、前記配管又は機器の前記炉水に接する表面
に微量の溶存酸素を含む脱気された高温高圧の純水に接
触させ、かつ該純水を流動させることによって酸化皮膜
を形成させることを特徴とする原子力プラント用配管又
は機器の放射性物質の付着抑制方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3007517A JPH03246496A (ja) | 1991-01-25 | 1991-01-25 | 原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3007517A JPH03246496A (ja) | 1991-01-25 | 1991-01-25 | 原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法 |
Related Parent Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57146111A Division JPS5937498A (ja) | 1982-08-25 | 1982-08-25 | 放射性物質の付着抑制機能を備えた原子力プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03246496A true JPH03246496A (ja) | 1991-11-01 |
| JPH0553400B2 JPH0553400B2 (ja) | 1993-08-09 |
Family
ID=11667967
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3007517A Granted JPH03246496A (ja) | 1991-01-25 | 1991-01-25 | 原子力プラント用配管又は機器の放射性物質の付着抑制方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03246496A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007024644A (ja) * | 2005-07-14 | 2007-02-01 | Hitachi Ltd | 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及び成膜装置 |
| JP2007192672A (ja) * | 2006-01-19 | 2007-08-02 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの炭素鋼部材表面にフェライト皮膜を成膜する方法および装置 |
| JP2008180740A (ja) * | 2008-04-23 | 2008-08-07 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラント構成部材 |
| JP2008209418A (ja) * | 2008-04-23 | 2008-09-11 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 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及び成膜装置 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5439791A (en) * | 1977-09-02 | 1979-03-27 | Hitachi Ltd | Operation method of reactor |
| JPS55121197A (en) * | 1979-03-13 | 1980-09-18 | Hitachi Ltd | Method for protecting deposition of radioactive ion |
| JPS5737295A (en) * | 1980-08-18 | 1982-03-01 | Tokyo Shibaura Electric Co | Light water reactor and its operation method |
| JPS5740694A (en) * | 1980-08-26 | 1982-03-06 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor water degasing device in reactor |
-
1991
- 1991-01-25 JP JP3007517A patent/JPH03246496A/ja active Granted
Patent Citations (4)
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0553400B2 (ja) | 1993-08-09 |
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