JPH0478960B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0478960B2 JPH0478960B2 JP62229000A JP22900087A JPH0478960B2 JP H0478960 B2 JPH0478960 B2 JP H0478960B2 JP 62229000 A JP62229000 A JP 62229000A JP 22900087 A JP22900087 A JP 22900087A JP H0478960 B2 JPH0478960 B2 JP H0478960B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- iron
- radioactive
- based structural
- ions
- ferrite layer
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
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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
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、放射性イオンの付着防止方法、特
に、原子力発電プラントの再循環配管系等のよう
に、放射性物質が溶解している水と接して使用さ
れる鉄系構造材に対する放射性イオンの付着防止
方法に関するものである。
に、原子力発電プラントの再循環配管系等のよう
に、放射性物質が溶解している水と接して使用さ
れる鉄系構造材に対する放射性イオンの付着防止
方法に関するものである。
原子力発電プラントの一次冷却水系に使用され
ている構成要素としては、主に鉄系材料を含む配
管、ポンプ、弁等の構造材および機器（以下、構
造材と称する）があるが、長期間使用している
と、これらの構造材から金属不純物が溶出し、原
子炉内に搬入され、ここで中性子照射を受けるこ
とにより放射化され、放射性腐食生成物を生成す
る。この腐食生成物には、冷却水に溶解した成分
（以下、イオンと称する）と、不溶性の固体成分
（以下、クラツドと称する）とがあり、クラツド
は主として原子炉内で、イオンが酸化されて生成
する。
ている構成要素としては、主に鉄系材料を含む配
管、ポンプ、弁等の構造材および機器（以下、構
造材と称する）があるが、長期間使用している
と、これらの構造材から金属不純物が溶出し、原
子炉内に搬入され、ここで中性子照射を受けるこ
とにより放射化され、放射性腐食生成物を生成す
る。この腐食生成物には、冷却水に溶解した成分
（以下、イオンと称する）と、不溶性の固体成分
（以下、クラツドと称する）とがあり、クラツド
は主として原子炉内で、イオンが酸化されて生成
する。
このようにして、生成した、60Co、58Co、54Mn等
よりなる長半減期の放射性腐食生成物は、一次冷
却水系を循環しているうちに構造材表面に付着す
る。このため、構造材の表面における線量率が高
くなり、保守、点検を実施する際の作業員の放射
線被曝が問題となつている。
よりなる長半減期の放射性腐食生成物は、一次冷
却水系を循環しているうちに構造材表面に付着す
る。このため、構造材の表面における線量率が高
くなり、保守、点検を実施する際の作業員の放射
線被曝が問題となつている。
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腐食物を
機械的に除去する方法が検討され、実施されてい
る。この機械的洗浄方法を用いる場合には、構造
材の表面線量率を一時的に減少させることはでき
るが、放射性付着物の中には、機械的洗浄方法で
は除去が非常に困難なものがあり、この種付着物
の長年月にわたる集積により構造材の表面線量率
は年々増加する傾向にある。
る方法として、構造材に付着した放射性腐食物を
機械的に除去する方法が検討され、実施されてい
る。この機械的洗浄方法を用いる場合には、構造
材の表面線量率を一時的に減少させることはでき
るが、放射性付着物の中には、機械的洗浄方法で
は除去が非常に困難なものがあり、この種付着物
の長年月にわたる集積により構造材の表面線量率
は年々増加する傾向にある。
また、放射性腐食生成物の構造材への付着量を
低減させるため、一次冷却水中の放射性腐食生成
物の濃度を低減させる方法も実施されている。す
なわち、一次冷却水中の金属不純物の大部分は給
水系の構造材が腐食して、原子炉内に搬入され生
成するものであるため、酸素又は過酸化水等を給
水系内に注入して構造材表面に酸化被膜を形成さ
せ構造材の腐食を抑制し、これによつて、腐食生
成物の原子炉内への搬入量を低減させ、原子炉内
での放射化量を低減せしめるものである。
低減させるため、一次冷却水中の放射性腐食生成
物の濃度を低減させる方法も実施されている。す
なわち、一次冷却水中の金属不純物の大部分は給
水系の構造材が腐食して、原子炉内に搬入され生
成するものであるため、酸素又は過酸化水等を給
水系内に注入して構造材表面に酸化被膜を形成さ
せ構造材の腐食を抑制し、これによつて、腐食生
成物の原子炉内への搬入量を低減させ、原子炉内
での放射化量を低減せしめるものである。
しかし、このような方法を用いても給水系をは
じめとし、一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、一次冷却水中の放射性腐
食生成物を無くすることはできないため、構造材
への放射性腐食生成物の付着による表面線量率の
増加がやはり問題として残つている。
じめとし、一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、一次冷却水中の放射性腐
食生成物を無くすることはできないため、構造材
への放射性腐食生成物の付着による表面線量率の
増加がやはり問題として残つている。
しかも、給水系の構造材について腐食抑制対策
が実施されているプラントでは、機械的洗浄方法
の実施により除去される放射性付着物の全放射性
付着物に対する割合が小さく、機械的洗浄方法の
実施効果が少ないことが明らかになつた。
が実施されているプラントでは、機械的洗浄方法
の実施により除去される放射性付着物の全放射性
付着物に対する割合が小さく、機械的洗浄方法の
実施効果が少ないことが明らかになつた。
本発明は、これらの問題点を除去し、構造材表
面に強固に付着する放射性腐食生成物の付着量の
低減を可能とすることを目的とする。
面に強固に付着する放射性腐食生成物の付着量の
低減を可能とすることを目的とする。
本発明は、沸騰水型原子力プラントの運転開始
前に、放射性物質を含む冷却水と接する炉心又は
再循環系統の鉄系構造材の前記冷却水との接触面
の一部ないし全面に対し、（鉄系構造材が実質的
に放射性物質を含む水と接する前に、）前記鉄系
構造材が使用される温度以上の高温で、酸素注入
下にあり実質的に放射性物質を含まなく且つ一次
冷却系に使用される鉄系構造材から発生する金属
イオンを含む水を接触させることにより酸化させ
フエライト層を形成することを特徴とするもので
ある。
前に、放射性物質を含む冷却水と接する炉心又は
再循環系統の鉄系構造材の前記冷却水との接触面
の一部ないし全面に対し、（鉄系構造材が実質的
に放射性物質を含む水と接する前に、）前記鉄系
構造材が使用される温度以上の高温で、酸素注入
下にあり実質的に放射性物質を含まなく且つ一次
冷却系に使用される鉄系構造材から発生する金属
イオンを含む水を接触させることにより酸化させ
フエライト層を形成することを特徴とするもので
ある。
本発明は、炉心又は再循環系統の鉄系構造材を
酸素注入下にあり実質的に放射性物質を含まなく
且つ一次冷却系に使用される鉄系構造材から発生
する金属イオンを含む水と接触させることにより
酸化させ、その表面にフエライト層を形成するも
ので、金属イオンを酸化させることによつてフエ
ライト層を形成する。
酸素注入下にあり実質的に放射性物質を含まなく
且つ一次冷却系に使用される鉄系構造材から発生
する金属イオンを含む水と接触させることにより
酸化させ、その表面にフエライト層を形成するも
ので、金属イオンを酸化させることによつてフエ
ライト層を形成する。
本発明は、機械的洗浄方法等によつて除去する
ことが困難な、構造材表面に強固に付着している
放射性腐食生成物が一次冷却水中の放射性イオン
に基づくものであり、この放射性イオンは、非放
射性イオンが構造材表面にフエライト層を形成し
て付着する際に、フエライト層内に固溶した状態
で付着することを実質的に確認し、さらに、フエ
ライト層の付着速度はフエライト層の厚さが厚く
なると小さくなる点に着目してなされたもので、
構造材に放射性物質を含まないフエライト層を予
め、即ち、プラントの運転開始前に形成せしめて
おき、これによつて、一次冷却系の構造材として
使用した場合のフエライト層の生成量を低減さ
せ、併せてフエライト層に固溶する放射性イオン
の付着を防止可能とするものである。
ことが困難な、構造材表面に強固に付着している
放射性腐食生成物が一次冷却水中の放射性イオン
に基づくものであり、この放射性イオンは、非放
射性イオンが構造材表面にフエライト層を形成し
て付着する際に、フエライト層内に固溶した状態
で付着することを実質的に確認し、さらに、フエ
ライト層の付着速度はフエライト層の厚さが厚く
なると小さくなる点に着目してなされたもので、
構造材に放射性物質を含まないフエライト層を予
め、即ち、プラントの運転開始前に形成せしめて
おき、これによつて、一次冷却系の構造材として
使用した場合のフエライト層の生成量を低減さ
せ、併せてフエライト層に固溶する放射性イオン
の付着を防止可能とするものである。
原子力発電プラントの再循環系等の配管、ポン
プ、弁等への放射性腐食生成物の付着機構を解明
するために種々の実験がすでに多数行なわれてい
るが本発明者等も、炭素鋼からの腐食生成物を模
擬し、種々の濃度下で配管への付着量測定実験を
行なつた。この結果、第１図に模式的に示したモ
デルによつて腐食生成物が付着することが明らか
になつた。図において、１は鉄系構造材、２はフ
エライト層、３はクラツド、４は放射性イオンを
示している。すなわち、水中に溶解しているイオ
ンは配管等の表面で酸化され、フエライト層２を
形成し、クラツド３はその表面に比較的ゆるく付
着する。フエライト層２はFeO・Fe2O3又はそれ
を主成分とし、これとNi、Co、Cr等が固溶した
もの、例えばNiO・Fe2O3、CoO・Fe2O3又は
CrO・Fe2O3等が固溶したものとからなつてい
る。放射性イオン４はこのフエライト層２が形成
される際に同時に取り込まれるものと、すでに形
成されたフエライト層２中へ拡散し、同位体交換
反応等により、フエライト層２中のNi、Co、
Mn、Cr等と入れ代わり、強固に固定されるもの
とがある。
プ、弁等への放射性腐食生成物の付着機構を解明
するために種々の実験がすでに多数行なわれてい
るが本発明者等も、炭素鋼からの腐食生成物を模
擬し、種々の濃度下で配管への付着量測定実験を
行なつた。この結果、第１図に模式的に示したモ
デルによつて腐食生成物が付着することが明らか
になつた。図において、１は鉄系構造材、２はフ
エライト層、３はクラツド、４は放射性イオンを
示している。すなわち、水中に溶解しているイオ
ンは配管等の表面で酸化され、フエライト層２を
形成し、クラツド３はその表面に比較的ゆるく付
着する。フエライト層２はFeO・Fe2O3又はそれ
を主成分とし、これとNi、Co、Cr等が固溶した
もの、例えばNiO・Fe2O3、CoO・Fe2O3又は
CrO・Fe2O3等が固溶したものとからなつてい
る。放射性イオン４はこのフエライト層２が形成
される際に同時に取り込まれるものと、すでに形
成されたフエライト層２中へ拡散し、同位体交換
反応等により、フエライト層２中のNi、Co、
Mn、Cr等と入れ代わり、強固に固定されるもの
とがある。
これに対して、原子炉冷却水中の腐食生成物は
前述のごとく、イオンとクラツドに大別できる。
給水系への酸素注入等による構造材の腐食抑制策
が実施されているプラントにおいては、原子炉冷
却水中の腐食生成物の重量濃度は数ppb又はそれ
以下となつている。このようなプラントにおいて
は、冷却水中の放射性イオンの放射能濃度はクラ
ツドの放射能濃度よりはるかに大きく、その比は
約10以上となつている。
前述のごとく、イオンとクラツドに大別できる。
給水系への酸素注入等による構造材の腐食抑制策
が実施されているプラントにおいては、原子炉冷
却水中の腐食生成物の重量濃度は数ppb又はそれ
以下となつている。このようなプラントにおいて
は、冷却水中の放射性イオンの放射能濃度はクラ
ツドの放射能濃度よりはるかに大きく、その比は
約10以上となつている。
したがつて冷却水中の腐食生成物の重量濃度が
数ppbと小さく、イオンの放射能濃度がクラツド
の放射能濃度の約10倍ある場合、配管への付着放
射能を見ると、イオンによるフエライト層中の放
射能がクラツドの付着物中の放射能の約８倍であ
ることがわかつた。この実験から判つたイオンお
よびクラツドの付着速度をもとに、長期間原子炉
を運転した場合の配管表面の線量率を予想した結
果を第２図に示す。図の横軸、縦軸には、それぞ
れ運転年数（年）、配管表面線量率（mR／ｈ）
がとつてあり、Ａ、ＢおよびＣは、それぞれ、イ
オン成分による線量率、クラツド成分による線量
率および線量率合計値を示している。すでに付着
した放射性物質が自然減衰するために、運転開始
後、約10年で線量率は最大値となつている。しか
も、この時のイオン成分からの放射能寄与はクラ
ツド成分の約８倍となつており、配管表面の線量
を低減するためには、イオンの付着防止が重要で
あることが明らかである。
数ppbと小さく、イオンの放射能濃度がクラツド
の放射能濃度の約10倍ある場合、配管への付着放
射能を見ると、イオンによるフエライト層中の放
射能がクラツドの付着物中の放射能の約８倍であ
ることがわかつた。この実験から判つたイオンお
よびクラツドの付着速度をもとに、長期間原子炉
を運転した場合の配管表面の線量率を予想した結
果を第２図に示す。図の横軸、縦軸には、それぞ
れ運転年数（年）、配管表面線量率（mR／ｈ）
がとつてあり、Ａ、ＢおよびＣは、それぞれ、イ
オン成分による線量率、クラツド成分による線量
率および線量率合計値を示している。すでに付着
した放射性物質が自然減衰するために、運転開始
後、約10年で線量率は最大値となつている。しか
も、この時のイオン成分からの放射能寄与はクラ
ツド成分の約８倍となつており、配管表面の線量
を低減するためには、イオンの付着防止が重要で
あることが明らかである。
フエライト層を形成する際の放射性イオンの付
着速度Ｄ（cm2／ｓ）はLister等（Nuclear
Science and Engineering vol61、p.107（1976））
の解析によれば、フエライト層の厚さをｍ（cm）
とすれば、近似的に以下の式で与えられる時間変
化をする。
着速度Ｄ（cm2／ｓ）はLister等（Nuclear
Science and Engineering vol61、p.107（1976））
の解析によれば、フエライト層の厚さをｍ（cm）
とすれば、近似的に以下の式で与えられる時間変
化をする。
Ｄｋdm／dt ……(1)
ここに、ｋ（cm）はフエライトの飽和溶解度お
よび固液分配係数に依存する比例定数であり、ｔ
（ｓ）は時間である。また、フエライト層の厚さ
は、時間と共に第３図に示されるように増加す
る。図の横軸には運転年数（年）、縦軸にはフエ
ライトの厚さ（ｇ／m2）および付着速度（cm／
ｈ）がとつてありＤ、Ｅはそれぞれ、フエライト
の厚さ、付着速度を示している。この結果から、
付着速度を求めると、第３図に示したごとく、運
転年数の経過と共にフエライト層の厚さが増加す
るために、付着速度は急激に低下していくことが
わかつた。
よび固液分配係数に依存する比例定数であり、ｔ
（ｓ）は時間である。また、フエライト層の厚さ
は、時間と共に第３図に示されるように増加す
る。図の横軸には運転年数（年）、縦軸にはフエ
ライトの厚さ（ｇ／m2）および付着速度（cm／
ｈ）がとつてありＤ、Ｅはそれぞれ、フエライト
の厚さ、付着速度を示している。この結果から、
付着速度を求めると、第３図に示したごとく、運
転年数の経過と共にフエライト層の厚さが増加す
るために、付着速度は急激に低下していくことが
わかつた。
この結果より、フエライト層の厚さが大きい領
域ではイオンの付着速度が小さいことが明らかで
あり、したがつて、放射性イオンの付着を防止す
るためには、放射性物質を含まないフエライト層
を運転開始前に形成すればよいことが明らかであ
る。
域ではイオンの付着速度が小さいことが明らかで
あり、したがつて、放射性イオンの付着を防止す
るためには、放射性物質を含まないフエライト層
を運転開始前に形成すればよいことが明らかであ
る。
第４図にあらかじめ形成されるフエライト層の
厚さに対し、30年間の運転中における配管表面線
量率最大値をイオンとクラツドに分けて示す。図
の横軸、縦軸には、それぞれ、あらかじめ形成さ
れるフエライトの厚さ（ｇ／m2）、配管表面線量
率最大値（mR／ｈ）がとつてあり、Ｆ、Ｇは、
それぞれ、イオン、クラツドの場合を示してい
る。これからあらかじめ形成されるフエライト層
の厚さを約５ｇ／m2とした場合、イオン成分から
の線量率寄与がクラツドの寄与と等しくなること
が明らかである。したがつて、あらかじめ形成す
るフエライト層の厚さは５ｇ／m2以上が最適であ
る。
厚さに対し、30年間の運転中における配管表面線
量率最大値をイオンとクラツドに分けて示す。図
の横軸、縦軸には、それぞれ、あらかじめ形成さ
れるフエライトの厚さ（ｇ／m2）、配管表面線量
率最大値（mR／ｈ）がとつてあり、Ｆ、Ｇは、
それぞれ、イオン、クラツドの場合を示してい
る。これからあらかじめ形成されるフエライト層
の厚さを約５ｇ／m2とした場合、イオン成分から
の線量率寄与がクラツドの寄与と等しくなること
が明らかである。したがつて、あらかじめ形成す
るフエライト層の厚さは５ｇ／m2以上が最適であ
る。
第５図は、本発明の鉄系構造材への放射性イオ
ンの付着防止方法の一実施例を実施するのに使用
される高温水循環供給装置の概略図で、１１は処
理配管、１２は処理配管１１にフエライト層を形
成するためのイオンの供給用のタンク、１３はフ
エライト層形成用のイオン源となる炭素鋼、１４
はフイルタ、１５は処理液循環ポンプ、１６はヒ
ータ、１７，１８は処理配管１１とフエライト層
形成を目的とする部分の含まれる系統とは別の、
新たに設置された処理液配管１９，２０との接続
具である。
ンの付着防止方法の一実施例を実施するのに使用
される高温水循環供給装置の概略図で、１１は処
理配管、１２は処理配管１１にフエライト層を形
成するためのイオンの供給用のタンク、１３はフ
エライト層形成用のイオン源となる炭素鋼、１４
はフイルタ、１５は処理液循環ポンプ、１６はヒ
ータ、１７，１８は処理配管１１とフエライト層
形成を目的とする部分の含まれる系統とは別の、
新たに設置された処理液配管１９，２０との接続
具である。
この装置において、イオンの供給用のタンク１
１内の炭素鋼１３は供給タンク１１の開放端より
侵入する空気、あるいは、図の処理液循環ポンプ
１５の後段に設けた酸素供給口２１からの酸素に
よつて酸化される。そして循環水中に溶出した腐
食生成物をフイルタ１４を通してクラツドを除去
した後、高濃度のイオン状腐食生成物を含む循環
水を処理液循環ポンプ１５により処理配管１１に
供給する。処理配管１１はイオンの酸化によるフ
エライト層の形成を促進するためにヒータ１６で
加熱される。実験結果によると、水温500℃で運
転した場合、約１週間で５ｇ／m2のフエライト層
が形成できた。このように、処理配管１１はそれ
が使用される温度以上の高温水を流してフエライ
ト層の形成が促進される。
１内の炭素鋼１３は供給タンク１１の開放端より
侵入する空気、あるいは、図の処理液循環ポンプ
１５の後段に設けた酸素供給口２１からの酸素に
よつて酸化される。そして循環水中に溶出した腐
食生成物をフイルタ１４を通してクラツドを除去
した後、高濃度のイオン状腐食生成物を含む循環
水を処理液循環ポンプ１５により処理配管１１に
供給する。処理配管１１はイオンの酸化によるフ
エライト層の形成を促進するためにヒータ１６で
加熱される。実験結果によると、水温500℃で運
転した場合、約１週間で５ｇ／m2のフエライト層
が形成できた。このように、処理配管１１はそれ
が使用される温度以上の高温水を流してフエライ
ト層の形成が促進される。
この実施例では、構造材の一部に対するフエラ
イト層の形成方法を示し、このように各部品ごと
にフエライト層を形成する方法が最も効率的であ
り、またこのようにしてフエライト層の形成され
た部品を溶接により接合する場合における溶接部
全体の占める割合は小さいので溶接によるフエラ
イト層の消滅の影響は無視し得るが、特に、必要
のある場合は、溶接して組立てられた状態でフエ
ライト層を形成することも可能である。
イト層の形成方法を示し、このように各部品ごと
にフエライト層を形成する方法が最も効率的であ
り、またこのようにしてフエライト層の形成され
た部品を溶接により接合する場合における溶接部
全体の占める割合は小さいので溶接によるフエラ
イト層の消滅の影響は無視し得るが、特に、必要
のある場合は、溶接して組立てられた状態でフエ
ライト層を形成することも可能である。
このように、運転開始前に所定の厚さにフエラ
イト層が形成された構造材においては、前述の如
く、イオンの付着量を小さくすることができるた
め、放射性腐食生成物の付着量の低減が可能とな
る。
イト層が形成された構造材においては、前述の如
く、イオンの付着量を小さくすることができるた
め、放射性腐食生成物の付着量の低減が可能とな
る。
第６図は、SUS304鋼を285℃の高温水中で溶
存酸素濃度をパラメータに150時間酸化処理後Co
イオンを添加（3ppb）し、溶存酸素濃度200ppb
で300時間浸せき後のCo付着量と前酸化処理時の
溶存酸素濃度との関係を示したもので、横軸、縦
軸には、それぞれ、溶存酸素濃度（ppb）、Co付
着量（ｇ／m2）がとつてある。
存酸素濃度をパラメータに150時間酸化処理後Co
イオンを添加（3ppb）し、溶存酸素濃度200ppb
で300時間浸せき後のCo付着量と前酸化処理時の
溶存酸素濃度との関係を示したもので、横軸、縦
軸には、それぞれ、溶存酸素濃度（ppb）、Co付
着量（ｇ／m2）がとつてある。
Co付着量は前酸化処理時の溶存酸素濃度の増
加と共に顕著に低下し、約400ppb以上でほぼ一
定の付着量を示す。この結果は、BWR炉水条件
下（溶存酸素濃度約200ppb）におけるCo付着抑
制の為には、200ppb以上の高溶存酸素濃度下に
おける前酸化処理が効果的であることを示してい
る。
加と共に顕著に低下し、約400ppb以上でほぼ一
定の付着量を示す。この結果は、BWR炉水条件
下（溶存酸素濃度約200ppb）におけるCo付着抑
制の為には、200ppb以上の高溶存酸素濃度下に
おける前酸化処理が効果的であることを示してい
る。
第７図は、第６図と同一実験条件下における酸
化皮膜成長量と、前酸化処理時の溶存酸素濃度と
の関係を示したもので、横軸、縦軸には、それぞ
れ、溶存酸素濃度（ppb）、酸化皮膜がとつてあ
る。溶存酸素濃度の増加と共に形成される皮膜の
耐食性が著しく向上し、Co付着抑制効果の溶存
酸素濃度依存性とよく対応している。
化皮膜成長量と、前酸化処理時の溶存酸素濃度と
の関係を示したもので、横軸、縦軸には、それぞ
れ、溶存酸素濃度（ppb）、酸化皮膜がとつてあ
る。溶存酸素濃度の増加と共に形成される皮膜の
耐食性が著しく向上し、Co付着抑制効果の溶存
酸素濃度依存性とよく対応している。
本発明によれば、プラントの運転開始前に、配
管等特に放射性イオンが付着し易い構造材の表面
（冷却水が接する面）に放射性物質を含まないフ
エライト層を形成することにより、運転中に放射
性イオンがフエライト層中へ付着する量を大幅に
低減することができ、配管等の表面線量率を従来
の1/4以下にすることができる。
管等特に放射性イオンが付着し易い構造材の表面
（冷却水が接する面）に放射性物質を含まないフ
エライト層を形成することにより、運転中に放射
性イオンがフエライト層中へ付着する量を大幅に
低減することができ、配管等の表面線量率を従来
の1/4以下にすることができる。
以上の如く、本発明の放射性イオンの付着防止
方法は、構造材表面に強固に付着する放射性腐食
生成物の付着量の低減を可能とするもので、産業
上の効果の大なるものである。
方法は、構造材表面に強固に付着する放射性腐食
生成物の付着量の低減を可能とするもので、産業
上の効果の大なるものである。
第１図は腐食生成物の付着機構を示す模式図、
第２図は原子力発電プラントの運転年数と配管表
面の総量率との関係を示すグラフ、第３図は同様
に運転年数に対する付着速度およびフエライト層
の厚さとの関係を示すグラフ、第４図はあらかじ
め形成されたフエライト層の厚さと放射性イオン
およびクラツドによる配管表面の線量率の最大値
との関係を示すグラフ、第５図は本発明の鉄系構
造材への放射性イオンの付着防止方法の一実施例
を実施するのに使用される高温水循環供給装置の
概略図、第６図は前酸化処理時における溶存酸素
濃度とCo付着量との関係を示すグラフ、第７図
は前酸化処理時における溶存酸素濃度と酸化皮膜
成長量と関係を示すグラフである。 １……構造材、２……フエライト層、３……ク
ラツド、４……放射性イオン、１１……処理配
管、１２……供給タンク。
第２図は原子力発電プラントの運転年数と配管表
面の総量率との関係を示すグラフ、第３図は同様
に運転年数に対する付着速度およびフエライト層
の厚さとの関係を示すグラフ、第４図はあらかじ
め形成されたフエライト層の厚さと放射性イオン
およびクラツドによる配管表面の線量率の最大値
との関係を示すグラフ、第５図は本発明の鉄系構
造材への放射性イオンの付着防止方法の一実施例
を実施するのに使用される高温水循環供給装置の
概略図、第６図は前酸化処理時における溶存酸素
濃度とCo付着量との関係を示すグラフ、第７図
は前酸化処理時における溶存酸素濃度と酸化皮膜
成長量と関係を示すグラフである。 １……構造材、２……フエライト層、３……ク
ラツド、４……放射性イオン、１１……処理配
管、１２……供給タンク。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 沸騰水型原子力プラントの運転開始前に、放
射性物質を含む冷却水と接する炉心又は再循環系
統の鉄系構造材の前記冷却水との接触面の一部な
いし全面に対し、前記鉄系構造材が使用される温
度以上の高温で、酸素注入下にあり実質的に放射
性物質を含まなく且つ一次冷却系に使用される鉄
系構造材から発生する金属イオンを含む水を接触
させることにより酸化させフエライト層を形成す
ることを特徴とする鉄系構造材への放射性イオン
の付着防止方法。 ２ 原子力発電プラントにおける放射性物質を含
む冷却水と接する前記炉心又は再循環系統の鉄系
構造材において、前記冷却水とは別系統のループ
を形成するように配置された水循環供給装置によ
りプラント組み立て後の前記鉄系構造材に前記フ
エライト層を形成させる特許請求の範囲第１項記
載の鉄系構造材への放射性イオンの付着防止方
法。 ３ 原子力発電プラントにおける放射性物質を含
む冷却水と接する前記炉心又は再循環系統の鉄系
構造材において、プラントに組み立てる前に放射
性物質を含まない前記水を前記鉄系構造材に接触
させて前記フエライト層を形成させる特許請求の
範囲第１項記載の鉄系構造材への放射性イオンの
付着防止方法。 ４ 前記フエライト層の厚さを５ｇ／m2以上とし
た特許請求の範囲第２項又は第３項記載の鉄系構
造材への放射性イオンの付着防止方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62229000A JPS63271196A (ja) | 1987-09-12 | 1987-09-12 | 鉄系構造材への放射性イオンの付着防止方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62229000A JPS63271196A (ja) | 1987-09-12 | 1987-09-12 | 鉄系構造材への放射性イオンの付着防止方法 |
Related Parent Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2897679A Division JPS55121197A (en) | 1979-03-13 | 1979-03-13 | Method for protecting deposition of radioactive ion |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63271196A JPS63271196A (ja) | 1988-11-09 |
| JPH0478960B2 true JPH0478960B2 (ja) | 1992-12-14 |
Family
ID=16885188
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62229000A Granted JPS63271196A (ja) | 1987-09-12 | 1987-09-12 | 鉄系構造材への放射性イオンの付着防止方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63271196A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3945780B2 (ja) | 2004-07-22 | 2007-07-18 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント構成部材の放射性核種の付着抑制方法および成膜装置 |
| JP5208188B2 (ja) * | 2010-12-06 | 2013-06-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの放射線被ばく低減方法、原子力プラント及び燃料集合体 |
| JP2013029401A (ja) * | 2011-07-28 | 2013-02-07 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | プラント構成部材への放射性核種付着抑制方法 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6048716B2 (ja) * | 1976-01-07 | 1985-10-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉配管の腐食防止方法 |
| JPS5439791A (en) * | 1977-09-02 | 1979-03-27 | Hitachi Ltd | Operation method of reactor |
| JPS5439701A (en) * | 1977-09-06 | 1979-03-27 | Toshiba Corp | Method of forming anti-oxidation protective film in condenser/water supply system |
| JPS55121197A (en) * | 1979-03-13 | 1980-09-18 | Hitachi Ltd | Method for protecting deposition of radioactive ion |
-
1987
- 1987-09-12 JP JP62229000A patent/JPS63271196A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63271196A (ja) | 1988-11-09 |
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