JPS61139676A - 原子力プラントの腐食防止方法及び腐食防止装置 - 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〕 本発明は原子力プラントにおける腐食生成物の発生を防
止する方法、及び、その装置に係シ、特に沸騰水型原子
力発電プラントのステンレス製給水加熱器のヒータチュ
ーブからの腐食生成物の発生抑制に好適な方法及びその
装置に関するものである。

〔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、長期間使用されることに
より腐食損傷を受け、構成金属元素が一次冷却水中に溶
出して原子炉内に持ち込まれる。これら溶出金属元素は
大半が酸化物となって燃料棒に付着し、中性子照射を受
けて６０ＣＯ，、’！’　ＣＯ，”　Ｏｒ、　７’Ｍｎ
等の放射性核種１になる。燃料棒に付着して□放射化し
た放射性核種は一次冷却水中に再溶出し、イオン或いは
不溶性固体成分（以下クラッドと称する）として浮遊す
る。

浮遊する放射性核種の一部は炉水浄化装置の脱・塩器等
において除去されるが、除去されなかった放射性核種は
、−次冷却水系を循環しているうちに主にステンレス鋼
から成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シ保守２
点検を実施する際における作業員の放射線被曝の問題を
生じる。

原子力プラントの従事者の放射線被曝は、これまでの研
究において主に６０ＣＯ及び”ＣｏＫよるものであるこ
とが明らかになっている。例えば国際会議のレボ−）　
（Ｇ、　ＲＩＯｍｅｏ、　ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ　ｏ
ｆＴｈｅ　７　ｔｂ　Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ　Ｃ
ｏｎｇｒｅｓｓ　ｏｎＭｅｔａｌ目ｃ　Ｃｏｒｒｏｓｉ
ｏｎ　Ｐ１４５６．１９７８　）に詳しい。

特に、６００ＯＯｒ線の崩壊エネルギー強度が１、１７
　Ｍ　ｅ　Ｖおよび１．３３ＭｅＶと高くまた半減期、
が５．２６年と長いために、一旦構造材に６０ＣＯが付
着すると長期にわたシ表面線量率を高めることになる。

原子力プラントにおける６０ＣＯ及び５８ＣＯの生成は
安定同位体である５９ＣＯ及び８８Ｎ　ｉ　　が原子炉
内においてそれぞれ（ｎ、ｒ）及び（ｎｅ　ρ）反応を
することによる。それゆえ、６９ＣＯ及びＳ”Ｎ　ｉ゛
の原子炉内への流入を抑制することにより６０ＣＯ及び
５ｓＣＯの発生を低減させ、ひいては作業者の放射線被
曝量を低減させることができる（例えば、Ｓ、Ｕｃｈｉ
ｄａ　ｅｔ　ａｌ、、　Ｗａｔｅｒ　ｃｈｅｍｉｓｔｒ
ｙ　ｌ。

Ｂｒ１ｔｉｓｈ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｅｎｅｒｇｙ　５ｏ
ｃｉｅｔｙ、　１９８０゜Ｐａｐｅｒ　４４１１９８０
　）。６０ＣＯ及び８１１ＣＯによる線量率の低減方法
としては、この他にも、■炉水中のｌｌ０ＣＯ及び１Ｉ
ｓＣＯ除去、■再循環系への付着抑制の三方法が考えら
れるが　ｓＯＣＯ及び１ｌｓＣＯの発生を低減する方法
が基本的な方法と言える。このためＫは、６０ＣＯ及び
ｌｌＩｃ０　　の母核種である１１９ｃｏ及び１ＩＱＪ
ｉ　　の炉内への持込を低減するのが望ましい。

炉内へ持込まれる５ｏＣＯ及び１ｌｌＩＮｌ　は、給水
加熱器ヒータチューブに使用されているステンレス鋼か
ら溶出したものが９０係以上を占める（英国文献、Ｓ、
　（Ｊｃｈｉｄａ　ｅｔ　ａｌ、　ｐｒｏｃ、　■ｎｔ
、ｃｏｎｆ。

Ｗａｔｅｒ　ｃｈｅｍｉｓｔｒｙ　ｏｆ　ＮｕｃｌＣａ
ｒ　ＲｌｅａｃｔｏｒＳｙｓｔｅｍｓ、　Ｃ０Ｎｆ−８
０１０１３，２２１，ＢｒＨｉｓｈＮｕｃｌｅａｒ　Ｅ
ｎｅｒｇｙ　５ｏｃＩｅｔｙ　（１（１８０）　）。即
ち、ステンレス鋼はニッケルの他に通常不純物として約
０．２憾のコバルトを含有しており、このコバルトが高
温水中におけるステンレス鋼の腐食にともなって溶出す
る。

そこで、コバルトの溶出を低減するためにコバルト含有
率を通常の一程度に下げ庭低コバルトステンレス鋼を、
給水加熱器ヒータチューブに使用することが考えられて
いる（特開昭５８−７９７）。

しかし、低コバルトステンレス鋼の□使用は、材料コス
ト上の問題を生じ、全面的に採用されるには至っていガ
い。捷た、゛水力法はニッケル瘤出抑制に対しでは効果
がない″。

また、コバルトの溶出を低減す不信の方法として、ステ
ンレス鋼の表面に予め酸化被膜を形成する方法（予備酸
化処理方法）が提案されている（％願昭５７−１９７５
７３　　ｒコバルト含有金属のコバルト溶出抑制方法」
）。上記予備酸化処理法とは、ステンレス鋼からのコバ
ルト溶出速度が温度に極めて大きく依存し、かつ、ステ
ンレス鋼表面に生成した酸化被膜性状と密接に関係して
いることから、予めステンレス鋼の異面に緻密な酸化被
膜を形成することによって、コバルト含有金属たるステ
ンレス鋼からのコバルト溶出を抑制する方法であり、ニ
ッケル溶出抑制についても有効と考えられる。

ところで、従来、この予備酸化処理法を実施するには、
給水加熱器をプラントに据付ける前に、工場において、
給水ヒータチューブの内面に溶存酸素濃度を１０〜５０
１）１）ｂに調節した中性水（ｐＨ６，５〜７．２）を
２７０Ｃ〜２８０Ｃに加熱しながら約２００時間接触さ
せてヒータチューブの内面に酸化被膜を形成した後に、
プラントに据見付ける方法が採られていた。しかし、こ
の方法テハ、ヒータチューブをプラントに設置した後、
プラントが実際に運転されるまで約１年間以上の長期間
を要するため、この間に大気中の湿度等によシ予め形成
した酸化被膜が破壊されてしまうという欠点があった。

のみならず、既にヒータチューブに保護性のない酸化被
膜が形成されていた場合には上記の如く単に高温水にヒ
ータチューブを接触させるだけでは、コバルトの溶出を
抑制する保護性の酸化被膜を形成することはできないと
いうことが判明した。

これに対し、原子力発電プラントに据え付けた状態で、
給水加熱器ヒータチューブに前酸化処理をほどこす方法
が提案されている（特願昭５８−１６２７２９　　ｒ給
水ヒータチューブのコバルト溶出抑制方法」）。この方
法の特徴は、前酸化処理前に、それ以前に形成されてい
る保護性の悪い被膜を除去するプロセスを加えた点にあ
るが、前酸化処理条件そのものは、前出の特許（特願昭
５７−１９７５７３　　ｒコバルト含有金属のコバルト
溶出抑制方法」）と同様であシ、いずれも、溶存酸素濃
度が１０〜５０　ｐｐｂの低濃度下で前酸化処理するた
め、十分な腐食抑制効果を有する被Ｍを形成させるのに
時間がかかるという問題があった。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、軽水冷却原子力発電プラントにおける
給水加熱器ヒータチューブに用いられているステンレス
鋼からの腐食生成物の発生を低減させるための酸化被膜
形成処理を、迅速にかっ、システマテイツクに実施する
ことのできる腐食防止方法、及び、上記の方法を行うに
好適な腐食防止装置を提供しようとするものである。

〔発明の概要〕

本発明者らは、高温水中におけるステンレス鋼の腐食挙
動を詳細に調べた結果、ステンレス鋼の腐食速度を低減
化させる保護性酸化被膜の生成温度及び、生成速度が、
高温水中の溶存酸素濃度と共に上昇することを定量的に
見い出し、この現象を利用してヒータチューブの腐食防
止方法及び同装置の発明をするに至ったものである。

次に、本発明の基本的な原理を略述する。原子炉起動前
に、給水系のステンレス製給水加熱器チューブを、保護
性酸化被膜の生成温度が、原子炉運転温度よシも尚くな
る高い溶存酸素濃度下で水熱処理した後、形成された保
護性酸化被膜の安定温度が原子炉運転温度よシも低くな
る低い溶存酸素濃度下で定常運転に入ることにょシ、給
水加熱器からのＮｉ、Ｃｏの溶出速度を著しく低減でき
る。

上述の原理に基づいてヒータチューブの腐食を防止する
ため、本発明の防止方法は、原子炉の給水加熱器のヒー
タチューブの接水面に対し、酸素注入した高温水を用い
て、原子炉起動前に前酸化処理を施すことを特徴とする
。

また、上記の発明方法を容易に実施してその効果を充分
に発揮せしめるため、本発明の防止装置は、復水器、復
水脱塩器、及び給水加熱器を有する原子炉給水系の給水
加熱器前段に、ヒータチューブの前酸化処理の為の水温
調整装置と、溶存酸素濃度調整装置とを有する分岐ライ
ンを付設した而 ことを特徴とする。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の実施例を第１図により説明する。

第１図は、本発明を適用したＢＷＲ型原子力発電プラン
ト給水系の基本的な系統を示したものである。第１図に
おいて、１はタービン、２は復水器、３は復水ポンプ、
４は復水脱塩器、５は給水ポンプ、６は低圧給水加熱器
、７は昇圧ポンプ、８は高圧給水加熱器、９は給水ヘッ
ダー、１０．１１は弁、１２は原子炉圧力容器、１３は
給水循環ライン、１４は加熱器、１５は高温溶存酸素計
、１６は溶存酸素調整タンク、１７は酸素・窒素混合ガ
スボンベ、１８，１９．２０は弁である。６及び８の給
水加熱器は複数の加熱器から構成されてお）、一般的に
は、６段（各段は３基の加熱器が並列接続）の加熱器に
よシ、復水温度（約５゜Ｃ）よシ徐々に昇温され、最終
段において、給水温度（約２０００）まで昇温される。

通常、３段目出口温度が約１５０Ｃとな９、上流側３段
が低圧給水加熱器６、下流側３段が高圧給水加熱器８と
呼ばれている。

第１図において、従来のＢＷＲ型原子力発電プラントと
異なる点は、低圧給水加熱器６出ロ部に加熱器１４、高
温溶存酸素計１５、浴存酸累調整タンク１６から成る分
岐ラインを付設し、片端を給水循環ラインに接続した点
にある。すなわち、給水加熱器（材質ニステンレス鋼）
からのコバルト、ニッケル等の溶出（腐食）速度は、例
えば、第９図に示すように、１５０ｔｌ’以下の低温下
では２００Ｃ以上の１／１０〜１／１００と著しく小さ
いことが報告されている日本原子力学会欧文誌（Ｙ、Ｏ
ｚａｗａ　ｅｔ　ａｌ。Ｊ、　Ｎｕｃ　１．Ｓｃ　ｉ、
　’ｌ’ｅｃｈｎｏｌ、　。

ｖｏｔ２０．　ｐｐ、１０３９〜１０４５）。このこと
から、前酸化処理のための分岐ラインの設置場所として
は、給水温度が１５０Ｃ以上とガる低圧給水加熱器６の
出口部が最も効果的である。　　□本実施例においては
、プラント起動は以下に示す手順で実施される。まず、
給水ライン、給水循環ライン、分岐ラインで構成される
閉ループに、純水を導入する。その後、昇圧ポンプ７を
用いて、水を循環させながら加熱器１４及び溶存酸素調
整装置１５，１６．１７を用いて、閉ループ内の水の温
度及び溶存ｍ素濃度を、後述する所定の条件下に制御し
ながら、所定時間運転する。その後、溶存酸素濃度を、
後述する所定の条件下に変化さセタ後、弁１１．１９を
用いて、給水ラインから、給水循環ライン及び分岐ライ
ンを切シ離し、従来と同様の手法で原子炉を起動させ、
定常運転に入る。

第２図は、２０，５００．１５０℃ｐｐｂの各一定溶存
酸素濃度下において、２０時間水熱処理した時のステン
レス鋼の腐食速度と水温の関係を示したものである。溶
存酸素濃度が、５００，１５０℃ｐｐｂの場合には、腐
食速度が最大となる変曲温度が表われ、変曲温度以上で
は、腐食反応の結果、腐食に対して保護的な酸化被膜が
生成されて、逆に腐食が抑制されることを示している。

さらに注目すべきことは、溶存酸素濃度によって、変曲
温度、腐食抑制効果が変化することである。すなわち、
５００及び１５０℃ｐｐｂの実験結果から明らかなよう
に、変曲温度は、溶存酸素濃度の増加と共に高温側にシ
フトする。また、溶存酸素濃度が、２０　ｐｐｂと小さ
い場合には、２０時間の水熱処理では明瞭な変曲温度が
観測されず、２００〜３２０Ｃの全温度範囲に渡って比
較的大きな腐食速度を示す。このことは、低い溶存酸素
分圧下では、温度を鍋＜シても保護的な酸化被膜が生成
されにくいことを示している二 第３図は、保護的な酸化被膜の生成温度１時間と溶存酸
素濃度の関係を最大７００時間の腐食実験データに基づ
いて定量化したものである。第３図において、実線は、
各溶存酸素濃度において１、腐食速度が最大となる変曲
温度をフィッティングしたものでおる。従って実線よシ
高い温度では保護的な酸化被膜が生成されることを示し
ている。

第３図の破線は、各変曲温度において溶存酸素濃度１５
０℃ｐｐｂ、水温２６０Ｃで２０時間水熱処理した時に
生成される保護的な酸化被膜と同程度の腐食抑制効果を
示す厚さの被膜が形成されるまでの時間を示したもので
ある。例えば、溶存酸素濃度２０　ｐｐｂｓ水温２４０
Ｃで水熱処理をした場合には、約５００時間必要で、溶
存酸素濃度が低くなるほど、単位厚さの保護的な酸化被
膜形成時間が長くなることがわかる。

第４図は、溶存酸素濃度１５０℃ｐｌ）Ｅ）ｘ水温２６
０Ｃで２０時間水熱処理することによって形成された保
護的な酸化被膜を、一定溶存酸累濃度下で２４０時間保
持した時に、腐食抑制効果の減少（腐食速度の増加）が
観察される温度境界を示したもので、この境界温度以下
では、一度形成された保護的な酸化被膜が１０日以上の
長期に渡って安定に存在できないことを示している。

これら、第３，４図の実験結果から、□第１図に示した
実施例における原子炉起動前の閉ループによる水熱処理
時間を２０時間に設定した場合、必要な温度下限は２３
０Ｃ’、溶存酸素濃度は５００ｐｐｂとなる。また、定
常運転時における、高圧給水ヒーター８の前後における
温度変化を１７０〜２１５Ｃとすると、形成された保護
的な酸化被膜を安定に維持するために必要な溶存酸素濃
度は２０　ｐｐｂ以下となる。

第５図は、上記実施例の効果を定量的に示す図で、原子
炉起動前後において、溶存酸素濃度及び水温を２段階に
変化させることによシ、起動直後における、ステンレス
製高圧給水加熱器チューブの腐食速度（Ｎｉ、Ｃｏの溶
出速波にも対応）が約１／１０に低減される。

次に、前記と異なる実施例について説明する。

前記実施例においては、給水ラインへの分岐ライン接続
位置を高圧給水力ロ熱器と低圧給水加熱器の中間に設定
したが、低圧給水加熱器の入口部に設定しても同様の効
果が発揮される。しかし、定常運転時における低圧給水
加熱器部の温度が１５０℃前後と低く、ステンレス鋼製
ヒーターチューブからの腐食生成物の発生量が少ないこ
とから、低圧給水加熱器部に対する前酸化処理効果は小
さい。

第６図は更に異なる実施例を示す。本例の特徴は分岐ラ
インに冷却器を追設したことであって、第１図に示した
実施例におけるプラント起動前の高温酸化処理が終了し
た時点で、冷却器を作動さく１５） せ、閉ループ内の水温を１００Ｃ以下に降温する。

その後、弁１９．２０を閉じ、弁１８．２１を開けるこ
とによって、高圧給水加熱器８及び、配管内部の水を、
復水循環ライン１３を用いて、復水脱塩器４に通水する
。これにより、プラント起動前の高温酸化処理過程で発
生した腐食生成物が除去されるため、プラント起動運転
開始時の圧力容器１２内への腐食生成物の持ち込みを防
止することができる。

第７図は更に異なる実施例を示す。第１図の実施例に比
して異なるところは、分岐ラインにバイパスラインを追
設し、そこに、冷却器２２と脱塩器２３を設置したこと
にある。第１図の実施例で示したプラント起動前の高温
酸化処理が終了した時点で、弁２５．２６を開け、弁２
４を閉じることによって、閉ループ内の高温水を室温付
近まで冷却した後、脱塩器で水中の不純物を除去する。

これにより、プラント起動前の高温酸化処理過程で発生
した腐食生成物が、完全に除去されるため、閉ループ内
の水を、プラント起動時に再使用することが可能となる
。

第１図、第６図の実施例はいずれも給水ラインと給水循
環ラインの間にバイパスラインを付設することによって
、加熱器１４及び溶存酸素調整装置１５．１６を含む閉
ループを構成したが、第８図に示すように、給水循環ラ
インを用いないで、独自の閉ルーブイを構成しても同様
の効果が発揮される。しかし、この場合には設備費が高
くなるという欠点がある。

前述の各実施例においては、いずれも溶存酸素調整装置
として、酸素・窒素混合ガスを水中にバブリングさせる
ことによって溶存酸素濃度を変化させるように構成し、
その後高温溶存酸素計を用いて高温水中の溶存酸素濃度
を直接的にオンライン測定、制御する例を示したが、こ
れらの使用は本発明を限定するものではなく、上記以外
の溶存酸素濃度調整装置を用いることも可能である。例
えば、高温溶存酸素計がない場合には室温型の溶存酸素
計を用いることができる。しかし、この場合には、ルー
プ内の水をサンプリングした後、冷却する必要があり、
直接測定する場合に比べ、応答が遅くなるという欠点が
ある。寸だ、溶存酸素計を全く用いないで、酸素・窒素
混合ガスの混合比を一定に制御することにより、溶存酸
素濃度を一定に保つことも可能である。さらに、酸素の
供給源として、酸素ボンベを用いずに、ループ内の水を
一部電気分解することにより発生する酸素を用いること
も可能である。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明の方法によれば、従来技術
において数百時間を要していた前酸化処理による被膜形
成を２０時間以下に短縮することができ、迅速な前酸化
処理が可能となる。また、プラント起動前後における水
質（溶存酸素濃度。

温度）制御に連続性があるため、プラントの起動をさま
たげない。また、本発明の装置を適用すると上記の発明
方法を容易に実施してその効果を充分に発揮させること
ができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明装置の１実施例を示す系統図、第２図乃
至第４図は上記実施例の作動原理を説明する為の図表、
第５図は同じく効果を説明する為の図表である。第６図
乃至第８図はそれぞれ上記と異なる実施例の系統図、第
９図はコバルトの溶出速度を示す図表である。 １・・・タービン、２・・・復水器、３・・・後水ポン
プ、４・・・復水脱塩器、５・・・給水ポンプ、６・・
・低圧給水加熱器、７・・・昇圧ポンプ、８・・・高圧
給水加熱器、９・・・給水へラダー、ｌＯ・・・弁、１
１・・・弁、１２・・・原子炉圧力容器、１３・・・給
水循環ライン、１４・・・加熱器、１５・・・高温溶存
酸素計、１６・・・溶存酸素調整タンク、１７・・・酸
素・窒素混合ガスボンベ、】８・・・弁、１９・・・弁
、２０・・・弁、２１・・・弁、２２・・・冷却器、２
３・・・脱塩器、２４，２５．２５・・・弁。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉の給水加熱器のヒータチューブの接水面に対
   し、酸素注入した高温水を用いて、原子炉起動前に前酸
   化処理を施すことを特徴とする原子力プラントの腐食防
   止方法。 ２、前記の前酸化処理は、前記のヒータチューブ内の給
   水温度が１５０℃以上となる部分を対象として行うこと
   を特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の腐食防止方
   法。 ３、復水器、復水脱塩器、及び給水加熱器を有する原子
   炉給水系の給水加熱器前段に、ヒータチューブの前酸化
   処理の為の水温調整装置と、溶存酸素濃度調整装置とを
   有する分岐ラインを付設したことを特徴とする原子力プ
   ラントの腐食防止装置。 ４、前記の分岐ラインは、その片方の端を給水加熱器の
   下流側に接続して閉ループを構成したものであることを
   特徴とする特許請求の範囲第３項に記載の原子力プラン
   トの腐食防止装置。 ５、前記の分岐ラインは、その片方の端を既設の給水循
   環ラインに接続して閉ループを構成したものであること
   を特徴とする特許請求の範囲第４項に記載の原子力プラ
   ントの腐食防止装置。