JPS63149598A - 原子力プラントの化学除染後の酸化処理方法 - Google Patents
原子力プラントの化学除染後の酸化処理方法Info
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- JPS63149598A JPS63149598A JP61296449A JP29644986A JPS63149598A JP S63149598 A JPS63149598 A JP S63149598A JP 61296449 A JP61296449 A JP 61296449A JP 29644986 A JP29644986 A JP 29644986A JP S63149598 A JPS63149598 A JP S63149598A
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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
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は稼動中の原子力プラントの化学除染後の急速な
再汚染を抑制するための酸化処理に関する。
再汚染を抑制するための酸化処理に関する。
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（以下、
構成材と略称する）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
原子炉−天部油水（以下、−天部油水と略称する）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′吻となって燃料棒に付層し、中性子照射をうけ
る。
ポンプ、弁等はステンレス鋼及びステライト等（以下、
構成材と略称する）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
原子炉−天部油水（以下、−天部油水と略称する）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′吻となって燃料棒に付層し、中性子照射をうけ
る。
その結果、６０Ｃｏ、 ５８Ｃｏ、 ５１Ｃｒ、
５４Ｍｎ等の放射注核樵が生成する。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。
５４Ｍｎ等の放射注核樵が生成する。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。
その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構成材表面に付着
する。このため、構成材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。
は一次冷却水系を循環しているうちに構成材表面に付着
する。このため、構成材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。
この場合、とくに崩壊エネルギーが大きく半減期の長い
６０ＣＯの付着が問題となる。
６０ＣＯの付着が問題となる。
従って、放射性物質の付着量を低減させるため、その源
である前記金属元素の溶出を抑制する方法が提案されて
いる。例えば耐食性のよい材料を構成材に使用すること
、あるいは酸素を給水系内に注入して構成材の腐食を抑
制すること等である。
である前記金属元素の溶出を抑制する方法が提案されて
いる。例えば耐食性のよい材料を構成材に使用すること
、あるいは酸素を給水系内に注入して構成材の腐食を抑
制すること等である。
しかし、いずれの方法を用いても給水系をはじめとし、
−天部却水系の構成材の腐食を十分に抑制することはで
きず、−天部却水中の放射性物質を十分に低減すること
はできないため、構成材への放射性物質の付層による表
面線量率の増力口がやはり問題として残っている。
−天部却水系の構成材の腐食を十分に抑制することはで
きず、−天部却水中の放射性物質を十分に低減すること
はできないため、構成材への放射性物質の付層による表
面線量率の増力口がやはり問題として残っている。
また、構成材に付層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（１）機械的洗
浄、（２）電気分解による洗浄のほか、（３）化学的洗
浄がある。しかし、（１）、 （２）の方法は構成材表
面に強く密着した放射′物質の除去が困磯であり、また
広い範囲を系統的に除染することができない等の問題が
あるため、現状では（３）の方法が広く用いられている
。
討され、実施されている。除去方法には（１）機械的洗
浄、（２）電気分解による洗浄のほか、（３）化学的洗
浄がある。しかし、（１）、 （２）の方法は構成材表
面に強く密着した放射′物質の除去が困磯であり、また
広い範囲を系統的に除染することができない等の問題が
あるため、現状では（３）の方法が広く用いられている
。
（３）の方法は有機酸溶液等の薬剤を用いて化学反応に
よりｖＡ責面の酸化皮膜を溶・屏し、同皮膜中に存在す
る放射性物質を除去するものである。この方法はプラン
トの一部の配管やポンプに適用される場合もあるが、プ
ラント全体の線量率レベルを下げる目的からは原子炉構
造体及び炉回り配管、機器全体へ適用する、いわゆる系
統化学除染が望ましい。なお、化学除染を行うには燃料
集合体を炉心に装荷した状態で行う場合と装荷しない状
態で行う場合の二通りがある。
よりｖＡ責面の酸化皮膜を溶・屏し、同皮膜中に存在す
る放射性物質を除去するものである。この方法はプラン
トの一部の配管やポンプに適用される場合もあるが、プ
ラント全体の線量率レベルを下げる目的からは原子炉構
造体及び炉回り配管、機器全体へ適用する、いわゆる系
統化学除染が望ましい。なお、化学除染を行うには燃料
集合体を炉心に装荷した状態で行う場合と装荷しない状
態で行う場合の二通りがある。
原子力プラント系統全体への化学除染の適用、すなわち
、系統化学除染は線量率レベルを全体的に下げるに有効
である。しかし、化学除染後は、除染液により酸化皮膜
が除去されていて鋼の活性面が露呈していることから、
プラントの再稼動にともない皮膜の急速な再生により放
射性物質が速かに再蓄積するという問題がある。
、系統化学除染は線量率レベルを全体的に下げるに有効
である。しかし、化学除染後は、除染液により酸化皮膜
が除去されていて鋼の活性面が露呈していることから、
プラントの再稼動にともない皮膜の急速な再生により放
射性物質が速かに再蓄積するという問題がある。
本発明の目的は、系統化学除染を実施した後の急速な再
汚染を抑制する丸めの手法を提供することにある。
汚染を抑制する丸めの手法を提供することにある。
上記目的は、原子力プラントを”系統除染したのち、放
射性物質を含む除染級を系外に除去し、プラントの出力
運転前に、核加熱あるいは再循環ポンプの運転による８
口熱により、−天部油水を２８０℃以上に昇温した状態
で系統内に流し、系統的構成材の接水面を酸化処理した
のち、出力運転に移ることによシ達成される。
射性物質を含む除染級を系外に除去し、プラントの出力
運転前に、核加熱あるいは再循環ポンプの運転による８
口熱により、−天部油水を２８０℃以上に昇温した状態
で系統内に流し、系統的構成材の接水面を酸化処理した
のち、出力運転に移ることによシ達成される。
一般に、酸化皮膜でおおわれた鋼材を除染液中に浸漬す
ると皮膜が溶解し、その過程で皮膜中に含有されている
放射性物質が鋼材より除去される。
ると皮膜が溶解し、その過程で皮膜中に含有されている
放射性物質が鋼材より除去される。
したがって、除染作業終了時においては、皮膜は鋼材よ
シ除去され、金属の活性々表面が露呈する。
シ除去され、金属の活性々表面が露呈する。
腐食の見地からは特に金属結晶粒界が露出する点に問題
がある。腐食の起点は結晶粒界のごとく、原子配列が乱
れた欠陥部分にあることが知られている。（たとえば、
大谷著、「金属の塑性と腐食反応ＪＰ３９、産業図書）
したがって、このよう々状態で鋼材がプラントの再起動
にともない高温の一次冷却水にさらされると、著しい腐
食が生じることになる。
がある。腐食の起点は結晶粒界のごとく、原子配列が乱
れた欠陥部分にあることが知られている。（たとえば、
大谷著、「金属の塑性と腐食反応ＪＰ３９、産業図書）
したがって、このよう々状態で鋼材がプラントの再起動
にともない高温の一次冷却水にさらされると、著しい腐
食が生じることになる。
ところで、炉水に溶存する放射性桟橋はステンレス鋼の
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。本発明者らの研究によると、高温水
中では酸化皮膜は主に該皮膜と母材金属との界面におい
て内方向（母材金属側）へ成長し、放射性核種は皮膜内
を内方向へ拡散移動したのち同じ界面で酸化皮膜中に取
り込まれる。
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。本発明者らの研究によると、高温水
中では酸化皮膜は主に該皮膜と母材金属との界面におい
て内方向（母材金属側）へ成長し、放射性核種は皮膜内
を内方向へ拡散移動したのち同じ界面で酸化皮膜中に取
り込まれる。
したがって、放射性核種の蓄漬を抑制するためには放射
性核種の酸化皮膜内の拡散を抑制すればよいことが判る
。また、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る。
性核種の酸化皮膜内の拡散を抑制すればよいことが判る
。また、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る。
即ち、放射性核種の付着速度が皮膜の成長速度と相関関
係を示すのは、放射性核種が皮膜の成長点で取り込まれ
るからである。したがって、皮膜の成長を抑制するとそ
れたり放射性核種が取り込まれる頻度が減少する。即ち
取り込みが抑制さ゛れるのである。
係を示すのは、放射性核種が皮膜の成長点で取り込まれ
るからである。したがって、皮膜の成長を抑制するとそ
れたり放射性核種が取り込まれる頻度が減少する。即ち
取り込みが抑制さ゛れるのである。
一次冷却水中での鉄鋼材料の皮膜量（ホ）の増加は（１
）式に示すように時間（１）との間に対数関係が成り立
つ。
）式に示すように時間（１）との間に対数関係が成り立
つ。
ｍ ＝ ｋ、 ｔａｇ （ｋｇ ｔ ＋ １ ） −
４）ここで、ｋ、、に、は定数である。
４）ここで、ｋ、、に、は定数である。
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漬
したのちの新たな皮膜形成を抑制することができ、ひい
ては皮膜形成時の放射性物質の付着を抑制できる。
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漬
したのちの新たな皮膜形成を抑制することができ、ひい
ては皮膜形成時の放射性物質の付着を抑制できる。
しかし、鳳子炉水壌境におりる腐食は、金属表面にあら
かじめ形成しておく酸化皮膜の性状により変ってくる。
かじめ形成しておく酸化皮膜の性状により変ってくる。
また、除染液にさらされた後の金、属では表面が活性で
あることから、再形成される酸化皮膜は初期の酸化条件
に大きな影響をうσることになる。したがって、系統化
学除染後の構成材への酸化処理はある特定の適切な方法
で行なうことが必要である。
あることから、再形成される酸化皮膜は初期の酸化条件
に大きな影響をうσることになる。したがって、系統化
学除染後の構成材への酸化処理はある特定の適切な方法
で行なうことが必要である。
本発明の前記の解決手段の項で述べた手段はこのような
系統化学除染後の構成材の酸化処理に適切な方法を提供
するものである。
系統化学除染後の構成材の酸化処理に適切な方法を提供
するものである。
本発明は、前述のように、原子炉グ′）／トを系統化学
除染した後に除染液を系外に除去し、出力運転前に、核
加熱または再循環ポンプの運転による加熱により２８０
℃以上に昇温した一次冷却水を系統内に流すものである
が、この場合次の榮件であることが望ましい０すなわち
、２８０℃以上の高温の一次冷却水は２００±１ ｏ
ｏ Ｉ）Ｉ）ｂの酸素を溶存しており、弱アルカリ性（
ｐＨ７，８〜８．６）であるか、あるいは中性で溶存酸
素濃酸が３００〜ｓ ｏ ｏ ｐｐｂであり、いずれの
場合も流動しており、さらに、処理の時間は１５０〜３
００時間であることが望ましい。このような条件で、耐
食性の高い保護皮膜が形成される原理は次の通りである
。
除染した後に除染液を系外に除去し、出力運転前に、核
加熱または再循環ポンプの運転による加熱により２８０
℃以上に昇温した一次冷却水を系統内に流すものである
が、この場合次の榮件であることが望ましい０すなわち
、２８０℃以上の高温の一次冷却水は２００±１ ｏ
ｏ Ｉ）Ｉ）ｂの酸素を溶存しており、弱アルカリ性（
ｐＨ７，８〜８．６）であるか、あるいは中性で溶存酸
素濃酸が３００〜ｓ ｏ ｏ ｐｐｂであり、いずれの
場合も流動しており、さらに、処理の時間は１５０〜３
００時間であることが望ましい。このような条件で、耐
食性の高い保護皮膜が形成される原理は次の通りである
。
酸素を溶存した高温水でｐＨが高くなると、ステンレス
鋼母材中のＣｒはクロメートイオンとして溶出する一方
、Ｆｅ及びＮｉは酸化物として安定化し、溶解度が減少
する。その結果、活性な金属結晶粒界を起点に、金属表
面全体が、ＦｅとＮｉ主体の緻密々酸化皮膜で一様にお
おわれる。沸騰水型原子炉炉水環境は約２００ ｐｐｂ
の！！素を溶存する酸化性雰囲気であシ、一般にＣｒは
溶出しやすい。
鋼母材中のＣｒはクロメートイオンとして溶出する一方
、Ｆｅ及びＮｉは酸化物として安定化し、溶解度が減少
する。その結果、活性な金属結晶粒界を起点に、金属表
面全体が、ＦｅとＮｉ主体の緻密々酸化皮膜で一様にお
おわれる。沸騰水型原子炉炉水環境は約２００ ｐｐｂ
の！！素を溶存する酸化性雰囲気であシ、一般にＣｒは
溶出しやすい。
したがって、Ｃｒの多い皮膜をあらかじめ形成した場合
には、皮膜中のＣｒがクロメートイオンとして再溶解し
てしまい、皮膜欠陥が増える結果として保護性が損なわ
れる。しかし、前述した処理環境ではＦｅとＮｉが主体
でＣｒの少ない皮膜が形成されるため、この皮膜はＢＷ
Ｒ’３境において長期にわたり安定に存在し、保護作用
を示す。なお、ｐｉ−ｉが８．６を越えると、Ｆｅ、Ｎ
ｉがいずれも鉄酸、ニッケル酸として溶出しやすく母材
損傷につながるので望ましくない。
には、皮膜中のＣｒがクロメートイオンとして再溶解し
てしまい、皮膜欠陥が増える結果として保護性が損なわ
れる。しかし、前述した処理環境ではＦｅとＮｉが主体
でＣｒの少ない皮膜が形成されるため、この皮膜はＢＷ
Ｒ’３境において長期にわたり安定に存在し、保護作用
を示す。なお、ｐｉ−ｉが８．６を越えると、Ｆｅ、Ｎ
ｉがいずれも鉄酸、ニッケル酸として溶出しやすく母材
損傷につながるので望ましくない。
中性高温水で溶存酸素＃夏を高めた場合においても、同
様の現象を生じる。
様の現象を生じる。
いずれの場合においても、液は循環流動していることが
望ましい。なぜならば、水が停滞している場合には酸素
の金属面への拡散が十分性なわれず、皮膜形成が不均一
になる恐れがあるからである。また、処理時間は１５０
〜３００時間が望ましい。これは３００時間以上では効
果の増加が認められず、１５０時間以下では効果が小さ
いからである。
望ましい。なぜならば、水が停滞している場合には酸素
の金属面への拡散が十分性なわれず、皮膜形成が不均一
になる恐れがあるからである。また、処理時間は１５０
〜３００時間が望ましい。これは３００時間以上では効
果の増加が認められず、１５０時間以下では効果が小さ
いからである。
次に、−天部油水の溶存酸素ａ反及びｐＨを調整する方
法について述べる。溶存酸素８７を３００ないしｓ ｏ
ｏ ｐｐｂに調整するためには、原子力プラントの復
水貯蔵タンク内の純水（ｌ＠存酸素濃度５ないし８ ｐ
ｐｍ ）を制御棒駆動水系を介して原子炉内に一定量注
入することが有効である。また、高圧の酸素を含むボン
ベから酸素を直接供与することもできる。ＰＨをアルカ
リに調整するには、いくつかの方法がある。１つは、給
水系、制御棒駆動水系あるいは原子炉水浄化系を介して
アルカリ溶液を直接外部から注入する方法であり、他の
１つは陽イオン交換樹脂にアルカリ元素を負荷さぞ、−
天部却水中の水素イオン濃度との分配平衡を利用して溶
出さぞる方法である。
法について述べる。溶存酸素８７を３００ないしｓ ｏ
ｏ ｐｐｂに調整するためには、原子力プラントの復
水貯蔵タンク内の純水（ｌ＠存酸素濃度５ないし８ ｐ
ｐｍ ）を制御棒駆動水系を介して原子炉内に一定量注
入することが有効である。また、高圧の酸素を含むボン
ベから酸素を直接供与することもできる。ＰＨをアルカ
リに調整するには、いくつかの方法がある。１つは、給
水系、制御棒駆動水系あるいは原子炉水浄化系を介して
アルカリ溶液を直接外部から注入する方法であり、他の
１つは陽イオン交換樹脂にアルカリ元素を負荷さぞ、−
天部却水中の水素イオン濃度との分配平衡を利用して溶
出さぞる方法である。
以上の酸化処理を化学除染後に実施したのちに出力運転
に移ることＫよシブラント構成部材の腐食を抑制し、放
射性物質の再付着を抑えることができ、低線址のプラン
トを提供できる。
に移ることＫよシブラント構成部材の腐食を抑制し、放
射性物質の再付着を抑えることができ、低線址のプラン
トを提供できる。
以下、本発明の各実施例について説明する。
実施例１
第１図をもとに本発明方法の実機への適用方法を述べる
。ＦＡ子炉１、原子炉水再循環系２及び原子炉水浄化系
３内の化学除染を実施したのち、除染液を除去し、再び
系内に純水を満たす。その後燃料４を装荷しない状態で
、再循環ポンプ５ｔ−運転するか、あるいは燃料４を装
荷して、出力をとらない核加熱運転を行なう。この方法
よシ原子炉内の水温を２８０℃以上に保つ。この場合、
蒸気はタービン６をバイパスさせ、循環水量は定格出力
時の数優にとどめる。この状態において、給水系８、原
子炉水浄化系３あるいは制御棒駆動水系９を介して、酸
素を供与し、原子炉１内の溶存酸素＃に度を３００〜５
Ｑ Ｏｐｐｂに調整するか、あるいはアルカリを注入
してｐＨを７６８〜８．６に保つ。この状態の運転を１
５０〜３００時間行ったのち、出力運転に移る。
。ＦＡ子炉１、原子炉水再循環系２及び原子炉水浄化系
３内の化学除染を実施したのち、除染液を除去し、再び
系内に純水を満たす。その後燃料４を装荷しない状態で
、再循環ポンプ５ｔ−運転するか、あるいは燃料４を装
荷して、出力をとらない核加熱運転を行なう。この方法
よシ原子炉内の水温を２８０℃以上に保つ。この場合、
蒸気はタービン６をバイパスさせ、循環水量は定格出力
時の数優にとどめる。この状態において、給水系８、原
子炉水浄化系３あるいは制御棒駆動水系９を介して、酸
素を供与し、原子炉１内の溶存酸素＃に度を３００〜５
Ｑ Ｏｐｐｂに調整するか、あるいはアルカリを注入
してｐＨを７６８〜８．６に保つ。この状態の運転を１
５０〜３００時間行ったのち、出力運転に移る。
実施例２
ＳＵＳ ３０４及び３１６Ｌ試料をＢＷＲ炉水環境に浸
漬したのち、有機酸を主体とする化学除染液によシ除染
した。その後、除染液を除去し、試料表面を十分に洗浄
し走のち、第１ｆｉに示す条件で酸化処理を実施した。
漬したのち、有機酸を主体とする化学除染液によシ除染
した。その後、除染液を除去し、試料表面を十分に洗浄
し走のち、第１ｆｉに示す条件で酸化処理を実施した。
その後、再び前記炉水環境に浸漬し％６０ＣＯの付着量
を従来の未処理材と比較した。結果を第１表に示す。こ
れから明らかなように、未処理材に比べ、本発明による
処理材はいずれも６０ＣＯの付着量を２０〜４０チに抑
えることができた。
を従来の未処理材と比較した。結果を第１表に示す。こ
れから明らかなように、未処理材に比べ、本発明による
処理材はいずれも６０ＣＯの付着量を２０〜４０チに抑
えることができた。
第 １ 表
実施例３
ＳＵＳ３０４及び３１６Ｌを対象に、実施例２と同様の
試料を作成後、２８０〜２９０℃、溶存酸素濃度１５０
〜３００ ｐｐｂの高温水を用い、異なるｐＨで１５０
〜３００時間酸化処理を行い、ＢＷＲ炉水環境下での６
０ＣＯ付着抑制効果を調べた。結果を第２図に示す。な
お、ｐＨは４〜１０の範囲とし、酸性側は硫酸で、アル
カリ性側は水酸化ナトリウムあるいは水酸化リチウムで
調整した。第２図から明らかなように、６０Ｃｏの付着
量はｐｉ−１７，８〜８．６の範囲で調整した酸化処理
によって最も抑制された。
試料を作成後、２８０〜２９０℃、溶存酸素濃度１５０
〜３００ ｐｐｂの高温水を用い、異なるｐＨで１５０
〜３００時間酸化処理を行い、ＢＷＲ炉水環境下での６
０ＣＯ付着抑制効果を調べた。結果を第２図に示す。な
お、ｐＨは４〜１０の範囲とし、酸性側は硫酸で、アル
カリ性側は水酸化ナトリウムあるいは水酸化リチウムで
調整した。第２図から明らかなように、６０Ｃｏの付着
量はｐｉ−１７，８〜８．６の範囲で調整した酸化処理
によって最も抑制された。
実施例４
ＳＵＳ ａ ０４及び３１６Ｌを対象に、実施例２と同
様の試料を作成後、２８０〜２９０℃の中性高温水を用
い、溶存酸素濃度を０〜３０００ ｐｐｂの範囲で調整
し、１５０〜３００時間酸化処理を行った。その後、Ｂ
ＷＲ炉水壌境下で浸漬し、６０Ｃ。
様の試料を作成後、２８０〜２９０℃の中性高温水を用
い、溶存酸素濃度を０〜３０００ ｐｐｂの範囲で調整
し、１５０〜３００時間酸化処理を行った。その後、Ｂ
ＷＲ炉水壌境下で浸漬し、６０Ｃ。
付着量を調べた。結果を第３図に示す。同図から明らか
なように、６０Ｃｏの付着量は溶存酸素ｌ＃度３００〜
５００ ｐＰｂの範囲で調整した酸化処理によシ最も抑
制された。
なように、６０Ｃｏの付着量は溶存酸素ｌ＃度３００〜
５００ ｐＰｂの範囲で調整した酸化処理によシ最も抑
制された。
実施例５
ＳＵＳ３０４及び３１６Ｌを対象に、実施例２と同様の
試料を作成後、２８０〜２９０℃において、溶存酸素４
２を１００〜３００ ｐｐｔｌ：、 Ｐ）１を７．８〜
＆６に調整した高温水及び中性で溶存酸素濃度を３００
〜ｓ ｏ ｏ ｐｐｂに調整した高温水を用い、２５〜
１０００時間の範囲の異なる時間で酸化処理したのち、
ＢＷＲ炉水項境下で浸清し、６０ＣＯ付着量を調べた。
試料を作成後、２８０〜２９０℃において、溶存酸素４
２を１００〜３００ ｐｐｔｌ：、 Ｐ）１を７．８〜
＆６に調整した高温水及び中性で溶存酸素濃度を３００
〜ｓ ｏ ｏ ｐｐｂに調整した高温水を用い、２５〜
１０００時間の範囲の異なる時間で酸化処理したのち、
ＢＷＲ炉水項境下で浸清し、６０ＣＯ付着量を調べた。
結果を第４図に示す。同図から明らかなように、６０Ｃ
Ｏ付着量はいずれの処理においても１５０時間以上で最
も抑制され、また３００時間以上では、長時間実施して
も抑制効果は上がらなかった。
Ｏ付着量はいずれの処理においても１５０時間以上で最
も抑制され、また３００時間以上では、長時間実施して
も抑制効果は上がらなかった。
実施例６
ＳＵＳ ａ Ｏ４及び３１６Ｌを対象に、実施例２と同
様の試料を作成後、１５０〜２９５℃の範囲で酸化処理
を施し、ＢＷＲ炉水櫃境下での６０ＣＯ付着量を鯛べた
。酸化処理は溶存酸素＄１１００〜３００ｐｐｂ 、
ｐ）ｉ ７．８〜８．６に調整した高温水及び中性で
溶存酸素＃に度を３００〜ｓ ｏ ｏ ＰＩ）ｂにｆＡ
整した高温水を用い、処理時間は１５０〜３００時間と
した。結果を第５図に示す。同図から明らかなように、
いずれの処理も、２８０℃以上で６０ＣＯの付着が最も
抑制された。
様の試料を作成後、１５０〜２９５℃の範囲で酸化処理
を施し、ＢＷＲ炉水櫃境下での６０ＣＯ付着量を鯛べた
。酸化処理は溶存酸素＄１１００〜３００ｐｐｂ 、
ｐ）ｉ ７．８〜８．６に調整した高温水及び中性で
溶存酸素＃に度を３００〜ｓ ｏ ｏ ＰＩ）ｂにｆＡ
整した高温水を用い、処理時間は１５０〜３００時間と
した。結果を第５図に示す。同図から明らかなように、
いずれの処理も、２８０℃以上で６０ＣＯの付着が最も
抑制された。
以上の説明から明らかなように、本発明によれば、簡便
な手段によって原子力プラントの系統化学除染後の急速
再汚染を抑制でき、従事者の被曝を低減するのに好適で
あり、実画が容易で実用価値が高い酸化処理が可能とな
る。
な手段によって原子力プラントの系統化学除染後の急速
再汚染を抑制でき、従事者の被曝を低減するのに好適で
あり、実画が容易で実用価値が高い酸化処理が可能とな
る。
第１図は本発明の適用されるＢＷＲ原子力プラントの系
統図、第２図は６０ＣＯ付着量と処理ｐｆ（の関係図、
第３図は６０ Ｃｏ付着量と処理溶存酸素濃度の関係図
、第４図は６０ＣＯ付着量と処理時間の関係図、第５図
は６０ＣＯ付着量と処理温度の関係図である。 １・・・原子炉 ２・・・原子炉水浄化系３・
・・原子炉水浄化系 ４・・・燃料５・・・再循環ポ
ンプ ６・・・タービン７・・・復水貯蔵タンク
８・・・給水系９・・・制御棒駆動水系 １０・・
・格納容器１１・・・蒸気系。 「° −コ 「−−コ 谷 浩太部 −１ 第１図 ４゛−クル ８−絶水系 第２図 処理 ｐＨ 第３図 ｍ理し８七＠＃ｍ ２１１１１度 （ρρｂ）第４図 処理開開（旧 第５図 処 理 ３二庭 （’Ｃ）
統図、第２図は６０ＣＯ付着量と処理ｐｆ（の関係図、
第３図は６０ Ｃｏ付着量と処理溶存酸素濃度の関係図
、第４図は６０ＣＯ付着量と処理時間の関係図、第５図
は６０ＣＯ付着量と処理温度の関係図である。 １・・・原子炉 ２・・・原子炉水浄化系３・
・・原子炉水浄化系 ４・・・燃料５・・・再循環ポ
ンプ ６・・・タービン７・・・復水貯蔵タンク
８・・・給水系９・・・制御棒駆動水系 １０・・
・格納容器１１・・・蒸気系。 「° −コ 「−−コ 谷 浩太部 −１ 第１図 ４゛−クル ８−絶水系 第２図 処理 ｐＨ 第３図 ｍ理し８七＠＃ｍ ２１１１１度 （ρρｂ）第４図 処理開開（旧 第５図 処 理 ３二庭 （’Ｃ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子力プラントの一次冷却水に接する原子炉構造体
および原子炉回りの配管、機器よりなる系統を化学除染
した後、除染液を除去し、原子力プラントの出力運転前
に、核加熱または再循 環ポンプの運転による加熱によ
り一次冷却水を２８０℃以上に昇温した状態で上記系統
に流して該系統の接水面を酸化処理することを特徴とす
る原子力プラントの化学除染後の酸化処理方法。 ２ 前記酸化処理の際に前記系統に流す２８０℃以上に
昇温された一次冷却水はｐＨが７．８〜８．６で且つ溶
存酸素濃度が２００±１００ｐｐｂである特許請求の範
囲第１項記載の原子力プラントの化学除染後の酸化処理
方法。 ３ 前記酸化処理の際に前記系統に流す２８０℃以上に
昇温された一次冷却水は中性で且つ溶存酸素濃度が３０
０〜５００ｐｐｂである特許請求の範囲第１項記載の原
子力プラントの化学除染後の酸化処理方法。 ４ 前記２８０℃以上に昇温された一次冷却水を前記系
統に１５０〜３００時間流す特許請求の範囲第１項、第
２項又は第３項記載の原子力プラントの化学除染後の酸
化処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61296449A JPS63149598A (ja) | 1986-12-12 | 1986-12-12 | 原子力プラントの化学除染後の酸化処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61296449A JPS63149598A (ja) | 1986-12-12 | 1986-12-12 | 原子力プラントの化学除染後の酸化処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63149598A true JPS63149598A (ja) | 1988-06-22 |
Family
ID=17833690
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61296449A Pending JPS63149598A (ja) | 1986-12-12 | 1986-12-12 | 原子力プラントの化学除染後の酸化処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63149598A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006038811A (ja) * | 2004-07-30 | 2006-02-09 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの運転方法 |
| 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 |
-
1986
- 1986-12-12 JP JP61296449A patent/JPS63149598A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006038811A (ja) * | 2004-07-30 | 2006-02-09 | Hitachi Ltd | 原子力プラントの運転方法 |
| 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 |
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