JPH10160892A - 原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理方法及び処理設備 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 本発明は、原子力発電プラントにおいて、水
素注入時に懸念される低酸素水原子炉冷却材による炭素
鋼腐食加速を減じる手段に関わり、その対策として、配
管等炭素鋼部品内壁表面にパラジウムを析出させること
を目的とするものである。又、同じく炭素鋼部品内壁表
面にパラジウムを析出させることにより、原子炉建屋内
に於ける炭素鋼部品内に付着した放射性物質による作業
者の被曝量を減じることを目的とするものである。 【解決手段】 施工箇所即ち単数又は複数の炭素鋼部品
６Ａ〜６Ｄの両端をバイパス用配管１０によリバイパス
させて閉回路を形成させ、水質調整装置１０１によって
閉回路中の原子炉冷却材にパラジウムを合む溶液を混入
し、これを施工箇所加熱装置８２によって５０℃〜１５
０℃に保つた状態で循環装置６２により循環させること
により炭素鋼部品内壁表面に化学めっきを行う。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は原子力プラントに係
わり、特に水素注入等により原子炉冷却材中の溶存酸素
が著しく低濃度である軽水冷却型原子力プラントにおい
て、原子炉冷却材に接する状態にある炭素鋼部品の腐食
を減じる手段に関する。

【０００２】

【従来の技術】発電用原子炉の一つとして軽水を冷却材
として用いる沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと呼ぶ）があ
る。ＢＷＲは圧力容器内で原子炉冷却材（水）を沸騰さ
せ、それにより生じる飽和蒸気を主蒸気系配管を通して
タービンに送ることにより発電を行っている。ＢＷＲ炉
内機器材料にはステンレス鋼が用いられるが、ステンレ
ス鋼は、ある一定条件下で応力腐食割れを生じることが
知られており、運転開始から数十年を経た原子炉では重
大な問題となり得る。

【０００３】近年、ステンレス鋼製炉内機器等の応力腐
食割れ防止法として、水素注入技術の適用が検討されて
いる。水素注入は、水素と酸素を再結合させて水にする
ことによって原子炉冷却材中に含まれる溶存酸素を減少
させ、原子炉圧力容器内のステンレス鋼製炉内機器の腐
食電位を低下させることにより応力腐食割れによる亀裂
進展速度を緩和する方法である。

【０００４】一般に、ステンレス鋼の応力腐食割れ抑制
効果が期待される冷却材中酸素濃度は数ｐｐｂ以下であ
るが、一方、炭素鋼部品（配管・機器等）については、
酸素濃度が１０ｐｐｂ以下という低い酸素含量を有する
原子炉冷却材（以下本明細書中においては、低酸素水と
称する）に晒された場合、腐食減肉や孔食等の発生が生
ずる。（以下本明細書中においては腐食加速と呼ぶ）そ
のため、ステンレス鋼の応力腐食割れの完全抑制に十分
な酸素濃度まで低下させることができない。

【０００５】通常ＢＷＲには炉心で発生した熱を取り出
すための原子炉冷却材を炉心へ強制循環させ、蒸気の発
生を有効に行うと共に炉心冷却材流量を変化させること
により、炉熱出力（発生蒸気量）を制御する目的で再循
環系が設置されている。この再循環系を流れる原子炉冷
却材の内、数％がバイパスされ原子炉格納容器内に設置
された原子炉冷却材浄化系へと導かれる。これは、原子
炉の水管理を行う系統であり、再循環系より導いた原子
炉冷却材を脱塩器を通し浄化することにより炉心で発生
した核分裂生成物もしくは核分裂生成物により発生する
ベータおよびガンマ二次線源を減少し、又、原子炉の起
動時に余剰な一次冷却水をタービン主復水器及び廃棄物
処理系へ排出する機能を備えている。現国内ＢＷＲプラ
ントの多くでは、この原子炉冷却材浄化系の系統全般が
炭素鋼製である。水素注入の適用により生成された低酸
素水は原子炉冷却材浄化系へも流れるため、炭素鋼部品
（配管・機器等）内面の腐食加速が懸念される。

【０００６】原子炉で発生した高温高圧蒸気は、タービ
ンや熱交換器を通過して温度、圧力共に降下した後ター
ビン建屋に設置されている復水系へと送られる。この復
水系も系統全般が炭素鋼製であり、常に原子炉冷却材が
流動する箇所であるため低温であるとはいえやはり水素
注入時の腐食加速が予想される。原子炉圧力容器ドレン
系も系統全般が炭素鋼製であるため、同様に腐食加速が
懸念される。

【０００７】又、通常ＢＷＲには、原子炉停止後に炉内
の残留熱を除去し炉水温度を低下させ、燃料交換作業を
行えるようにする原子炉停止時冷却系、一次系の破断事
故に際し、炉内に注水を行い燃料の冷却を行う低圧注水
系、原子炉隔離時冷却装置の作動時又は一次系の破断事
故時に格納容器の温度、圧力上昇を制限する格納容器冷
却系及び原子炉高温待機運転時の蒸気凝縮の４つの機能
を持ち、直接又は間接的に原子炉の崩壊熱及び顕熱を除
去するために原子炉残留熱除去系が設置されている。以
上の各系は、原子炉建屋内に設置されており、系統全般
に渡って炭素鋼が使用されていて、一般に定検時に作業
員が被曝する放射線の大半が原子炉残留熱除去系からの
ものであると言われている。これは、原子炉圧力容器内
給水に混じつて炉内に持ち込まれた不純物が放射化する
ことによって生じる放射性物質や炉内構造材が直接放射
化することにより生じ炉水に溶出する放射性物質（例え
ばコバルト，鉄，クロム，マンガンの放射性同位元素）
が、原子炉残留熱除去系配管内壁に付着し残留するため
であると考えられる。

【０００８】その他にも炭素鋼は、国内原子力発電プラ
ントに於いては原子炉廻り、タービン廻り、その他機
器、ノズル、セーフエンド等多種多様に使用されてお
り、通常の水質では十分耐えうるものであっても、水素
注入時に流動する低酸素水に晒される炭素鋼は、腐食加
速が問題となる。又、原子炉冷却材中の放射性物質の付
着量が比較的大きく、作業員の被曝量の大半を占めてい
る。

【０００９】その対応として炭素鋼部品そのものをステ
ンレス製に変更するか又は酸素を注入するか（特開平６
−１２３７９８）もしくは溶存酸素濃度を監視し、測定
した溶存酸素濃度をもとに計算で腐食により減肉した機
器及び配管装置類の肉厚を予測（特開平８−１７８１７
２）して、ある程度腐食減肉が進行した時点で機器及び
配管装置類を交換する方法を採る。又、機器内の放射性
付着物は、特殊な機器を使用する等して除去（特開平５
−６０８９７）していた。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、安価な
炭素鋼部品を高価なステンレス製に変更するには、かな
りの設備投資を必要とする。また、水素注入に加えて酸
素注入を行うのは運転を複雑にすると共に酸素注入用の
設備を必要とする。計算により機器及び配管装置類の肉
厚を予測して、ある程度腐食減肉が進行した時点で機器
及び配管装置類を交換するのは、交換作業にかかる人工
・時間・作業者の被曝などの問題が生ずる。機器内の放
射性付着物は、特殊な機器を使用する等して除去するが
人工・時間を要し、作業者の被曝が問題となる。

【００１１】そこで、本発明の目的は多額の設備投資を
必要とせず、作業者の被曝も少ない原子力プラントの炭
素鋼部品処理設備を提供するものである。

【００１２】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に本発明の請求項１では、低酸素水原子炉冷却材が運転
中に通過する炭素鋼部品に接続されるバイパス配管によ
って形成される閉回路内に、鉄よりも貴な金属のイオン
を含む溶液を循環させることにより、該溶液を前記部品
内壁の炭素鋼表面に接触させ、該表面に前記鉄よりも貴
な金属の析出付着被膜を形成し、これによって前記低酸
素水原子炉冷却材による前記炭素鋼部品の腐食加速を防
止するようにした原子力プラントにおける炭素鋼部品の
処理方法であることを特徴としている。

【００１３】上記目的を達成するために本発明の請求項
２では、請求項１において、前記鉄よりも貴な金属のイ
オンを含む溶液は、白金族元素のイオンを含む溶液であ
る原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理方法である
ことを特徴としている。

【００１４】上記目的を達成するために本発明の請求項
３では、請求項２において、前記白金族元素のイオンを
含む溶液は、硝酸パラジウム溶液である原子力プラント
における炭素鋼部品の処理方法であることを特徴として
いる。

【００１５】上記目的を達成するために本発明の請求項
４では、請求項１ないし３のいずれかにおいて、前記炭
素鋼部品内壁の炭素鋼表面と前記溶液との接触を、５０
℃以上ｌ５Ｏ℃以下の温度条件下で行う原子力プラント
における炭素鋼部品の処理方法であることを特徴として
いる。

【００１６】上記目的を達成するために本発明の請求項
５では、請求項１ないし４のいずれかにおいて、前記閉
回路中を循環する前記溶液の金属イオン濃度を測定し、
この測定された金属イオン濃度とあらかじめ設定した金
属イオン濃度とを比較し、その結果を前記溶液の水質調
整手段にフィードバックさせ、これによって循環する前
記溶液の金属イオン濃度を制御する原子力プラントにお
ける炭素鋼部品の処理方法であることを特徴としてい
る。

【００１７】上記目的を達成するために本発明の請求項
６では、低酸素水原子炉冷却材が運転時に通過する炭素
鋼部品内を相対移動する溶液噴霧ノズルから、鉄よりも
貴な金属のイオンを含む溶液を噴霧することにより、該
溶液を前記部品内壁の炭素鋼表面に接触させ、該表面に
前記鉄よりも貴な金属の析出付着被膜を形成し、これに
よって前記低酸素水原子炉冷却材による前記炭素鋼部品
の腐食加速を防止する原子力プラントにおける炭素鋼部
品の処理方法であることを特徴としている。

【００１８】上記目的を達成するために本発明の請求項
７では、低酸素水原子炉冷却材が運転時に通過する炭素
鋼部品と該炭素鋼部品に接続されるバイパス配管とで形
成される閉回路と、該閉回路中を鉄よりも貴な金属のイ
オンを含む溶液を循環させる循環装置と、該金属イオン
の濃度を調整する水質調整装置とを設けた原子力プラン
トにおける炭素鋼部品の処理設備であることを特徴とし
ている。

【００１９】上記目的を達成するために本発明の請求項
８では、請求項７において、前記金属イオンを含む溶液
と前記炭素鋼部品内壁の炭素鋼表面との接触を５０℃以
上１５０℃以下で行うため、前記水質調整装置を加熱す
る溶液加熱装置と前記炭素鋼部品の施工箇所を加熱する
施工箇所加熱装置とを設けた原子力プラントにおける炭
素鋼部品の処理設備であることを特徴としている。

【００２０】上記目的を達成するために本発明の請求項
９では、請求項７又は８において、前記金属イオンの濃
度を測定する濃度測定装置と、測定結果よりあらかじめ
設定した金属イオンの濃度になるように前記水質調整装
置を制御する自動制御装置とを設けた原子力プラントに
おける炭素鋼部品の処理設備であることを特徴としてい
る。

【００２１】

【作用】本発明によれば、原子力発電プラントにおい
て、施工箇所に硝酸パラジウム溶液を接触させることに
より、施工箇所の炭素鋼部品内壁の炭素鋼表面にパラジ
ウムが析出する。

【００２２】施工時に施工箇所両端をバイパスする配管
を設けて閉回路とすることにより、施工箇所以外の箇所
を汚染することなく施工可能となる。又、施工後に余剰
な硝酸パラジウムをドレン配管より閉回路外へ放出する
ことにより、硝酸パラジウム及び置換により水中に溶出
した大量の鉄が炉心やろ過脱塩装置に流入することによ
り及ぼすと予想される影響を無視できる。そのため、高
濃度の硝酸パラジウム溶液を用いることができ、より緻
密な皮膜の形成が期待できる。

【００２３】加熱装置を設置し、施工箇所を加熱して施
工すると付着量が増大するため、より厚い皮膜の形成が
期待できる。

【００２４】形成した皮膜の作用はＫｉｍら「炭素鋼部
品の流動性腐食を減少せしめる方法」（特開平５−１９
５２６６）により公知であり、該引用文献に記載されて
いるように溶存酸素濃度２ＯＯｐｐｂ以上での炭素鋼の
腐食電位は−２ＯＯ〜−３００ｍＶ程度であるが、水素
注入によって溶存酸素濃度が１０ｐｐｂ程度に低下した
場合、炭素鋼の腐食電位は約−８０ＯｍＶまで低下し、
このような低酸素濃度領域では腐食電位の過度の低下に
より、腐食領域まで低下してしまう。一方、パラジウム
をコーティングした炭素鋼は酸素濃度変化に対する腐食
電位の変化が少なく、又、腐食減肉による重量損失も、
被覆しない炭素鋼に比べて極わずかであるとされてい
る。従って、水素注入時に流動する低酸素水による炭素
鋼の腐食加速を低減できる。

【００２５】

【発明の実施の形態】

（第１の実施の形態）図１を用いて本発明の第１の実施
の形態を説明する。本実施の形態はＢＷＲプラントの復
水系を施工する場合である。

【００２６】国内のＢＷＲは、復水系の系統全般が炭素
鋼製であるため、バイパス用配管１０を設けて施工箇所
内に鉄より貴な金属のイオンを含む溶液としてのパラジ
ウム溶液を循環させることにより炭素鋼部品内壁の炭素
鋼表面にパラジウムを析出させて水素注入時の腐食加速
を抑制させることが可能である。

【００２７】本実施の形態は、原子炉圧力容器４３蒸気
出口とタービン４１入口とを配管１で接続し、復水脱塩
器２１出口と原子炉４３入口とを配管４で接続し、復水
器４２と復水脱塩器２１を接続する配管３と、タービン
４１の冷却材出口と復水器４２を接続する配管２とをバ
イパス配管１０で接続し、閉回路（以下、特に断わらな
い限り、同じ箇所を単に閉回路と呼ぶ）を形成させ、閉
回路内に循環装置が存在しない場合閉回路上任意箇所
（図１では配管１０上）に循環装置６１を設置し、水質
調整装置１０１を閉回路上任意箇所（図１では配管１０
上）に設置し、溶液加熱装置８１を設置し、閉回路上任
意箇所（図１では配管１０と配管３の接続点）にドレン
用配管１１を設置し、配管２及び配管３に施工箇所加熱
装置８２を配置し、閉回路上任意箇所に濃度測定装置１
０２を設置し、加えて自動制御装置１０３を設置するこ
とを特徴とした原子力プラントにおける炭素鋼部品処理
設備である。水質調整装置１０１とは、硝酸パラジウム
液、フラッシング剤等の溶液を任意濃度に調整・一時保
存し、閉回路内原子炉冷却材中に該溶液を混入すること
のできる装置である。この構成によれば、原子炉停止中
において、配管２、復水器４２、配管３、配管１０、循
環装置６１、水質調整装置１０１、濃度測定装置１０２
を含む閉回路が形成される。

【００２８】循環装置６１を運転すれば、閉回路内の冷
却材が閉回路内を循環する。水質調整装置１０１より、
任意濃度に調整した硝酸パラジウム溶液を閉回路内の冷
却材中に混入し、これを循環させる。

【００２９】注入するパラジウムの総重量は、付着量、
施工配管内壁面積、付着効率等から求められる。パラジ
ウムは、還元性が強く、又、鉄の方がイオン化し易いた
め、パラジウムイオンを含む溶液を循環させることによ
り、閉回路内炭素鋼部品内壁の炭素鋼表面に、パラジウ
ムが析出付着する。前記溶液の流速は０であつてもある
程度析出するが、均一に析出するには配管・機器内面の
表面近傍へたえず新たなパラジウムイオンを供給するこ
とが必要で、このためには前記溶液を常に循環させるこ
とが望ましい。

【００３０】パラジウムの析出により、冷却材中のパラ
ジウム濃度が低下するため、水質調整装置１０１より適
時追加注入を行うことが必要である。施工時には、濃度
測定装置１０２により閉回路内冷却材中のパラジウム濃
度を測定し、測定値と設定値を比較した後、結果を水質
調整装置１０１にフィードバックし、閉回路中の冷却材
中のパラジウム濃度を自動で制御する。図５に示したよ
うに、温度が高くなる程パラジウムの固液分配比が増大
し、液体中のパラジウムが固体として析出する割合が大
きくなるため、施工の際には硝酸パラジウム溶液の温度
を５Ｏ℃〜ｌ５Ｏ℃に調整してから循環させるのが望ま
しい。又、硝酸パラジウム溶液のみを加熱するだけでな
く、配管２及び配管３を施工箇所加熱装置８２にて硝酸
パラジウム溶液と同温度に加熱すれば、閉回路内硝酸パ
ラジウム溶液が当初の温度に保持され、より多くのパラ
ジウムが析出するため、施工箇所加熱装置８２を設置す
るのが望まれる。この時、熱源として原子炉の残留熱を
利用することも考えられる。

【００３１】あらかじめ閉回路内の冷却材をドレン用配
管１１よりできるだけ抜いておき、施工直前に酸洗い等
各種さび取り法により、配管内壁に付着しているスケー
ル等を除去した後施工すれば、パラジウムの密着性の向
上を図ることが可能である。濃度、温度、流速によつて
異なるが、数時間循環させることにより、防食するに充
分な量のパラジウムが配管内壁に析出付着する。これに
より炭素鋼部品が、流動する低酸素水に晒された場合の
腐食加速を減じることが可能となる。

【００３２】施工終了後、残留した硝酸パラジウム溶液
は、ドレン用配管１１よリイオン交換樹脂等へ導き回収
し、水は復水タンクや圧力制御室等へ導けばよい。又、
施工終了後は、閉回路内で純水を循環させて、配管・機
器等内壁に物理付着している残留パラジウムをドレン用
配管１１に導き、施工箇所以外へのパラジウムの流出を
防ぐことが望ましい。

【００３３】これにより、施工箇所以外に影響を及ぼす
こと無く、炭素鋼部品の炭素鋼表面にパラジウムの析出
付着による皮膜を形成させることができ、流動する低酸
素水に晒された場合の腐食減肉を著しく減少させること
が可能となる。

【００３４】（第２の実施の形態）次に図２を用いて第
２の実施の形態を説明する。本実施の形態は、原子炉冷
却材浄化系を施工した場合であり、原子炉冷却材浄化系
もその系統全般に渡って炭素鋼を使用しているため、第
１の実施の形態と同様、バイパス用配管１０を設けてパ
ラジウム溶液を循環させることにより、炭素鋼部品の炭
素鋼表面にパラジウムを析出付着させて、水素注入時の
腐食加速を抑制させることが可能である。

【００３５】本実施の形態は、原子炉冷却材再循環系配
管５と原子炉冷却材浄化ポンプ６２入口を配管６Ａで接
続し、原子炉冷却材浄化ポンプ６２出口と再生熱交換器
７０を配管６Ｂで接続し、再生熱交換器７０と非再生熱
交換器７１を配管６Ｃで接続し、非再生熱交換器７１と
ろ過脱塩装置２２を配管６Ｄで接続し、配管６Ｄと配管
６Ａ又は配管５を配管１０で接続し、閉回路（以下、特
に断わらない限り、同じ箇所を単に閉回路と呼ぶ）を作
り、その閉回路上任意の箇所（図２では配管１０上）に
水質調整装置１０１、ドレン用配管１１、濃度測定装置
１０２を設置し、濃度測定装置１０２には自動濃度調整
装置１０３を設置し、水質調整装置１０１に溶液加熱装
置８１を設置した原子力プラントにおける炭素鋼部品処
理設備である。

【００３６】この構成によれば、原子炉停止中におい
て、配管６Ａ、原子炉冷却材浄化ポンプ６２、配管６
Ｂ、再生熱交換器７０、配管６Ｃ、非再生熱交換器７
１、配管６Ｄ、配管１０、水質調整装置１０１、濃度測
定装置１０２を含む閉回路が形成される。第１の実施の
形態と同様、閉回路内の施工箇所には施工箇所加熱装置
８２を設置するのが望ましい。

【００３７】この実施の形態では、閉回路中に原子炉冷
却材浄化ポンプ６２が存在しており、これを循環装置と
して用いることが可能であるため、循環装置６１は新た
に設置しなくとも良い。

【００３８】原子炉冷却材浄化ポンプ６２を運転すれ
ば、閉回路内の冷却材が閉回路内を循環する。水質調整
装置１０１より、任意濃度に調整した硝酸パラジウム溶
液を閉回路内の冷却材中に混入し、これを循環させる。

【００３９】注入するパラジウムの総重量は、付着量、
施工配管内壁面積、付着効率等から求められる。

【００４０】パラジウムは、還元性が強く、又、鉄の方
がイオン化し易いため、パラジウムイオンを含む溶液を
循環させることにより、閉回路内炭素鋼部品内壁の炭素
鋼表面に、パラジウムが析出付着する。前記溶液の流速
は０であつてもある程度析出するが、均一に析出するに
は配管・機器内面の表面近傍へたえず新たなパラジウム
イオン供給が必要で、このため前記溶液は常に循環させ
るのが望ましい。

【００４１】析出により、冷却材中のパラジウム濃度が
低下するため、水質調整装置１０１より適時追加注入を
行うことが要求される。施工時には、濃度測定装置１０
２により閉回路内冷却材中のパラジウム濃度を測定し、
測定値と設定値を比較した後、結果を水質調整装置１０
１にフィードバックし、閉回路内の冷却材中のパラジウ
ム濃度を自動で制御する。ある範囲内で高温の方がパラ
ジウム析出量が多いため、施工の際には硝酸パラジウム
溶液を５０℃〜１５０℃に調整してから循環させるのが
望ましい。又、硝酸パラジウム溶液のみを加熱するだけ
でなく、配管６Ａ、配管６Ｂ、配管６Ｃ、及び配管６Ｄ
を施工箇所加熱装置８２にて硝酸パラジウム溶液と同温
度に加熱すれば、閉回路内硝酸パラジウム溶液が当初の
温度に保持され、より多くのパラジウムが析出するた
め、施工箇所加熱装置８２を設置するのが望まれる。こ
の時加熱用に、原子炉の残留熱を利用することも考えら
れる。

【００４２】あらかじめ閉回路内の冷却材をドレン用配
管１１よりできるだけ抜いておき、施工直前に酸洗い等
各種さび取り法により、配管内壁に付着しているスケー
ル等を除去した後施工すれば、パラジウムの密着性の向
上を図ることが可能である。濃度、温度、流速によって
異なるが、数時間循環させることにより、防食するに充
分な量のパラジウムが配管内壁に析出付着する。これに
より炭素鋼部品が、流動する低酸素水に晒された場合の
腐食加速を減じることが可能となる。

【００４３】施工終了後、残留した硝酸パラジウム溶液
は、ドレン用配管１１よリイオン交換樹脂等へ導き回収
し、冷却材は復水タンクや圧力制御室等へ導けばよい。
又、施工終了後は、閉回路内で純水を循環させて、配管
・機器等内壁に物理付着している残留パラジウムをドレ
ン用配管１１に導き、施工箇所以外へのパラジウムの流
出を防ぐのが望ましい。

【００４４】これにより、施工箇所以外に影響を及ぼす
こと無く、炭素鋼部品の炭素鋼表面にパラジウムの皮膜
を形成させることができ、流動する低酸素水に晒された
場合の腐食減肉を著しく減少させることが可能となる。

【００４５】（第３の実施の形態）次に図３を用いて第
３の実施の形態を説明する。通常原子炉停止時に、その
残留熱を除去する目的で、再循環ループ（４３−７Ａ―
６３−７Ｂ−４３から成る）より分岐し、残留熱除去ポ
ンプ６４、残留熱除去熱交換器７２を介装した原子炉残
留熱除去系が設置されている。

【００４６】本実施の形態は、原子炉残留熱除去系に施
工する場合であり、原子炉残留熱除去系もその系統全般
に渡って炭素鋼を使用しているため、第１，第２の実施
の形態と同様にしてバイパス用配管１０を設けて施工箇
所内にパラジウム溶液を循環させることにより、炭素鋼
配管・機器内壁にパラジウムを析出付着させて、原子炉
冷却材中に含まれる放射性物質の炭素鋼部品内面の炭素
鋼表面への付着を抑制できる。

【００４７】本実施の形態は、原子炉圧力容器４３入口
と再循環ポンプ６３入口とを配管７Ａで接続し、再循環
ポンプ６３出口と原子炉圧力容器４３入口とを配管７Ｂ
で接続し、配管７Ａと残留熱除去ポンプ６４入口を配管
８Ａで接続し、残留熱除去ポンプ６４出口と残留熱除去
熱交換器７２を配管８Ｂで接続し、残留熱除去熱交換器
７２と配管７Ｂを配管８Ｃで接続し、配管７Ｂと配管８
Ｃの接続点付近と配管７Ａと配管８Ａの接続点付近とを
バイパス用配管１０で接続して閉回路（以下、特に断わ
らない限り、同じ箇所を単に閉回路と呼ぶ）を形成さ
せ、閉回路上任意箇所（図３では配管１０上）に水質調
整装置１０１、濃度測定装置１０２を設置し、閉回路上
任意箇所（図３では配管８Ａ上）にドレン用配管１１を
設置し、濃度測定装置１０２には自動濃度制御装置１０
３を設置し、配管８Ａ，配管８Ｂ，配管８Ｃの外周に、
施工箇所加熱装置８２を設置し、水質調整装置１０１に
溶液加熱装置８１を設置した構成を持つ原子力プラント
おける炭素鋼部品処理設備である。

【００４８】通常の原子力プラントでは、配管７Ａ、再
循環ポンプ６３、配管７Ｂとからなるループを再循環ル
ープ、配管８Ａ，残留熱除去ポンプ６４、配管８Ｂ、残
留熱除去熱交換器７２，配管８Ｃとからなる系を原子炉
残留熱除去系と呼ぶ。本実施の形態中もそれに従う。

【００４９】バイパス配管１０の設置により、原子炉残
留熱除去系と再循環ループとを隔離し、停止時冷却ライ
ンのみで閉回路を形成させることができる。この構成に
よれば、原子炉停止中において、配管８Ａ、残留熱除去
ポンプ６４、配管８Ｂ、残留熱除去熱交換器７２、配管
８Ｃ、配管１０、水質調整装置１０１、濃度測定装置１
０２を合む閉回路が形成される。

【００５０】この実施の形態では、閉回路中に残留熱除
去ポンプ６４が存在しており、これを循環装置として用
いることが可能であるため、循環装置６１は設置しなく
とも良い。

【００５１】残留熱除去ポンプ６４を運転すれば、閉回
路内の冷却材が閉回路内を循環する。水質調整装置１０
１より、任意濃度に調整した硝酸パラジウム溶液を閉回
路内の冷却材中に混入し、これを循環させる。

【００５２】注入するパラジウムの総重量は、付着量、
施工配管内壁面積、付着効率等から求められる。パラジ
ウムは、還元性が強く、又、鉄の方がイオン化し易いた
め、パラジウムイオンを合む溶液を循環させることによ
り、閉回路内炭素鋼部品内壁の炭素鋼表面に、パラジウ
ムが析出付着する。前記溶液の流速は０であってもある
程度析出するが、均一に析出するには配管・機器内面の
表面近傍へたえず新たなパラジウムイオンを供給するこ
とが必要で、このためには前記溶液を常に循環させるこ
とが望ましぃ。

【００５３】パラジウムの析出により、冷却材中のパラ
ジウム濃度が低下するため、水質調整装置１０１より適
時追加注入を行うことが必要である。施工時には、濃度
測定装置１０２により閉回路内冷却材中のパラジウム濃
度を測定し、測定値と設定値を比較した後、結果を水質
調整装置１０１にフィードバックし、閉回路中の原子炉
冷却材中のパラジウム濃度を自動で制御する。ある範囲
内で高温の方がパラジウム析出量が多いため、施工の際
には硝酸パラジウム溶液の温度を５０℃〜１５０℃に調
整してから循環させるのが望ましい。又、硝酸パラジウ
ム溶液のみを加熱するだけでなく、配管８Ａ、配管８
Ｂ、及び配管８Ｃを施工箇所加熱装置８２にて硝酸パラ
ジウム溶液と同温度に加熱すれば、閉回路内硝酸パラジ
ウム溶液が当初の温度に保持され、より多くのパラジウ
ムが析出するため、施工箇所加熱装置８２を設置するの
が望ましぃ。この時、加熱用に原子炉の残留熱を利用す
ることも考えられる。

【００５４】あらかじめ閉回路内の冷却材をドレン用配
管１１よりできるだけ抜いておき、施工直前に酸洗い等
各種さび取り法により、配管内壁に付着しているスケー
ル等を除去した後施工すれば、パラジウムの密着性の向
上を図ることが可能である。濃度、温度、流速によって
異なるが、数時間循環させることにより、防食するに充
分な量のパラジウムが配管内壁に析出する。これにより
炭素鋼部品の炭素鋼表面が、流動する低酸素水にさらさ
れた場合の腐食加速を減じることが可能となる。

【００５５】施工終了後、残留した硝酸パラジウム溶液
は、ドレン用配管１１よリイオン交換樹脂等へ導き回収
し、冷却材は復水タンクや圧力制御室等へ導けばよい。
又、施工終了後は、閉回路内で純水を循環させて、配管
・機器等内壁に物理付着している残留パラジウムをドレ
ン用配管１１に導き、施工箇所以外へのパラジウムの流
出を防ぐのが望ましい。

【００５６】これにより、施工箇所以外に影響を及ぼす
こと無く、炭素鋼部品の炭素鋼表面にパラジウムの皮膜
を形成させることができ、流動する低酸素水に晒された
場合の腐食減肉を著しく減少させることが可能となる。
又、原子炉冷却材中の放射性物質の炭素鋼配管への付着
が抑制されるため、定検時等の作業員の被曝量低減が可
能となる。

【００５７】（第４の実施の形態）図４を用いて本発明
の第４の実施の形態を説明する。本実施の形態は、施工
対象となる炭素鋼部品の炭素鋼表面に直接硝酸パラジウ
ム溶液を噴霧して炭素鋼部品の炭素鋼表面にパラジウム
を析出させるものである。

【００５８】本実施の形態は、水質調整装置１０１とポ
ンプ６５を配管１３で接続し、ポンプ６５と溶液噴霧ノ
ズル１０４を配管１２で接続した構成を持つ炭素鋼部品
処理設備である。

【００５９】水質調整装置１０１にて調整した硝酸パラ
ジウムを配管１３でポンプ６５に導き、昇圧させた後配
管１２を通じて溶液噴霧ノズル１０４より噴霧し、施工
対象となる炭素鋼部品に硝酸パラジウム溶液を接触させ
る。

【００６０】溶液噴霧ノズルは、任意の一方向、または
円周方向もしくは全方向に噴霧が可能である構造をとる
ものとする。

【００６１】配管１２は、施工箇所に合わせて様々な形
状に適応できる。

【００６２】使用するパラジウムの総重量は、付着量、
施工配管内壁面積、付着効率等から求められる。パラジ
ウムは、還元性が強く、又、鉄の方がイオン化し易いた
め、パラジウムイオンを含む溶液を炭素鋼表面に接触さ
せることにより、炭素鋼部品の炭素鋼表面に、パラジウ
ムが析出付着する。ある範囲内で高温の方がパラジウム
析出量が多いため、施工の際には硝酸パラジウム溶液を
５０℃〜ｌ５Ｏ℃に調整してから循環させるのが望まし
い。又、硝酸パラジウム溶液のみを加熱するだけでな
く、施工対象となる炭素鋼部品を施工箇所加熱装置８２
にて硝酸パラジウム溶液と同温度に加熱すれば、閉回路
内硝酸パラジウム溶液が当初の温度に保持され、より多
くのパラジウムが析出するため、施工箇所加熱装置８２
を設置するのが望ましい。この時、加熱用に原子炉の残
留熱を利用することも考えられる。施工直前に酸洗い等
各種さび取り法により、配管内壁に付着しているスケー
ル等を除去した後施工すれば、パラジウムの密着性の向
上を図ることが可能である。 濃度、温度、施工面積に
よつて異なるが、数分から数時間吹き付けることによ
り、防食するに充分な量のパラジウムが配管内壁に析出
する。これにより炭素鋼部品が、流動する低酸素水に晒
された場合の腐食加速を減じることが可能となる。

【００６３】施工終了後は、純水を吹き付け、配管・機
器等内壁に物理付着している残留パラジウムを洗浄する
のが望ましい。

【００６４】これにより、施工箇所である炭素鋼部品表
面にパラジウムの皮膜を形成させることができ、流動す
る低酸素水に晒された場合の腐食減肉を著しく減少させ
ることが可能となる。又、原子炉冷却材中の放射性物質
の炭素鋼部品への付着が抑制されるため、定検時等の作
業員の被曝量低減が可能となる。

【００６５】

【発明の効果】施工箇所である炭素鋼部品の炭素鋼表面
にパラジウムの皮膜を形成させることができ、流動する
低酸素水に晒された場合の炭素鋼部品の炭素鋼表面の腐
食減肉を著しく減少させることが可能となる。又、原子
炉冷却材中の放射性物質の炭素鋼部品への付着が抑制さ
れるため、定検時等の作業員の被曝量低減が可能とな
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】復水系に本発明の施工法を適用した場合のフロ
ー図。

【図２】原子炉冷却材浄化系に本発明の施工法を適用し
た場合のフロー図。

【図３】原子炉残留熱除去系に本発明の施工法を適用し
た場合のフロー図。

【図４】施工対象である炭素鋼部品に硝酸パラジウム溶
液を直接噴霧して施工した場合のフロー図。

【図５】硝酸パラジウム溶液に炭素鋼粉末を浸し、６時
間保持後の固相／液相パラジウム重量比。

【符号の説明】

１〜４：配管、 ６Ａ〜６Ｄ：原子炉冷却材浄化系配管 ７Ａ〜７Ｂ：原子炉冷却材再循環系配管 ８Ａ〜８Ｄ：原子炉残留熱除去系配管、 ９：炭素鋼部
品 １０：バイパス用配管、 １１：ドレン用配管、 １
２：溶液搬送用配管 １３：溶液搬送用配管、 ２１：復水脱塩器、 ２２：
ろ過脱塩装置 ４１：タービン、 ４２：復水器、 ４３：原子炉、
６１：循環装置 б２：原子炉冷却材浄化ポンプ、 ６３：再循環ポンプ ６４：残留熱除去ポンプ、 ６５：ポンプ、 ７０：再
生熱交換器 ７１：非再生熱交換器、 ７２：残留熱除去熱交換器 ８１：溶液加熱装置、 ８２：施工箇所加熱装置、 １
０１：水質調整装置 １０２：濃度測定装置、 １０３：自動制御装置、 １
０４：溶液噴射ノズル

Claims (9)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 低酸素水原子炉冷却材が運転中に通過す
   る炭素鋼部品に接続されるバイパス配管によって形成さ
   れる閉回路内に、鉄よりも貴な金属のイオンを含む溶液
   を循環させることにより、該溶液を前記部品内壁の炭素
   鋼表面に接触させ、該表面に前記鉄よりも貴な金属の析
   出付着被膜を形成し、これによって前記低酸素水原子炉
   冷却材による前記炭素鋼部品の腐食加速を防止するよう
   にしたことを特徴とする原子力プラントにおける炭素鋼
   部品の処理方法。
2. 【請求項２】 前記鉄よりも貴な金属のイオンを含む溶
   液は、白金族元素のイオンを含む溶液であることを特徴
   とする請求項１記載の原子力プラントにおける炭素鋼部
   品の処理方法。
3. 【請求項３】 前記白金族元素のイオンを含む溶液は、
   硝酸パラジウム溶液であることを特徴とする請求項２記
   載の原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理方法。
4. 【請求項４】 前記炭素鋼部品内壁の炭素鋼表面と前記
   溶液との接触を、５０℃以上ｌ５Ｏ℃以下の温度条件下
   で行うことを特徴とする請求項１ないし３のいずれかに
   記載の原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理方法。
5. 【請求項５】 前記閉回路中を循環する前記溶液の金属
   イオン濃度を測定し、この測定された金属イオン濃度と
   あらかじめ設定した金属イオン濃度とを比較し、その結
   果を前記溶液の水質調整手段にフィードバックさせ、こ
   れによって循環する前記溶液の金属イオン濃度を制御す
   ることを特徴とする請求項１ないし４のいずれかに記載
   の原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理方法。
6. 【請求項６】 低酸素水原子炉冷却材が運転時に通過す
   る炭素鋼部品内を相対移動する溶液噴霧ノズルから、鉄
   よりも貴な金属のイオンを含む溶液を噴霧することによ
   り、該溶液を前記部品内壁の炭素鋼表面に接触させ、該
   表面に前記鉄よりも貴な金属の析出付着被膜を形成し、
   これによって前記低酸素水原子炉冷却材による前記炭素
   鋼部品の腐食加速を防止するようにしたことを特徴とす
   る原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理方法。
7. 【請求項７】 低酸素水原子炉冷却材が運転時に通過す
   る炭素鋼部品と該炭素鋼部品に接続されるバイパス配管
   とで形成される閉回路と、該閉回路中を鉄よりも貴な金
   属のイオンを含む溶液を循環させる循環装置と、該金属
   イオンの濃度を調整する水質調整装置とを設けたことを
   特徴とする原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理設
   備。
8. 【請求項８】 請求項７において、前記金属イオンを含
   む溶液と前記炭素鋼部品内壁の炭素鋼表面との接触を５
   ０℃以上１５０℃以下で行うため、前記水質調整装置を
   加熱する溶液加熱装置と前記炭素鋼部品の施工箇所を加
   熱する施工箇所加熱装置とを設けたことを特徴とする原
   子力プラントにおける炭素鋼部品の処理設備。
9. 【請求項９】 請求項７又は８において、前記金属イオ
   ンの濃度を測定する濃度測定装置と、測定結果よりあら
   かじめ設定した金属イオンの濃度になるように前記水質
   調整装置を制御する自動制御装置とを設けたことを特徴
   とする原子力プラントにおける炭素鋼部品の処理設備。