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発明の名称 原子力発電プラント用交換部材及び原子力発電プラント用部材の取扱方法
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開2007−198871(P2007−198871A)
公開日 平成19年8月9日(2007.8.9)
出願番号 特願2006−17036(P2006−17036)
出願日 平成18年1月26日(2006.1.26)
代理人 【識別番号】100100310
【弁理士】
【氏名又は名称】井上 学
発明者 森澤 諭 / 長瀬 誠 / 細川 秀幸 / 坂下 元昭 / 横田 勝男
要約 課題
本発明は、放射性核種の付着を抑制することが可能な原子力プラントの一次冷却水に接する交換部材及びその交換部材の交換方法を提供することを課題とする。

解決手段
水冷却型原子力プラントの一次冷却水と接する金属部材と交換される原子力プラント用交換部材であって、フェライト皮膜が形成された交換部材を用いる。又は、水冷却型原子力プラントの一次冷却水と接する金属部材を所定の場所から取り外し、表面にフェライト皮膜が形成された新たな金属部材を所定の場所に取り付ける。
特許請求の範囲
【請求項1】
水冷却型原子力プラントの一次冷却水と接する金属部材と交換される原子力プラント用部材であって、前記原子力プラント用部材の表面にはフェライト皮膜が形成されている原子力プラント用部材。
【請求項2】
水冷却型原子力プラントの一次冷却水と接する金属部材として使用された後、所定の場所から取り除かれ、その後、前記所定の場所に取り付けられる原子力プラント用部材であって、前記原子力プラント用部材の表面には、前記所定の場所に取り付けられる際に、フェライト皮膜が形成されている原子力プラント用部材。
【請求項3】
請求項1又は2において、前記原子力プラント用部材は配管,弁,ポンプ,セパレータ,ドライヤのうち少なくとも何れか、又は配管,弁,ポンプ,セパレータ,ドライヤのうち少なくと何れかの構成部品である原子力プラント用部材。
【請求項4】
請求項1乃至3の何れかにおいて、前記フェライト皮膜は、マグネタイト,Niフェライト,Znフェライトのうち少なくとも何れかである原子力プラント用部材。
【請求項5】
請求項1乃至4の何れかにおいて、前記フェライト皮膜の厚さは、50μg/cm2 以上である原子力プラント用部材。
【請求項6】
水冷却型原子力プラントの一次冷却水と接する金属部材を所定の場所から取り外し、
表面にフェライト皮膜が形成された前記金属部材とは異なる新たな金属部材を前記所定の場所に取り付ける原子力プラント用部材の取扱方法。
【請求項7】
水冷却型原子力プラントの一次冷却水と接する金属部材を所定の場所から取り外し、
前記金属部材の表面にフェライト皮膜を形成し、
フェライト皮膜を形成した前記金属部材を前記所定の場所に取り付ける原子力プラント用部材の取扱方法。
【請求項8】
請求項7において、前記金属部材の表面にフェライト皮膜を形成する前に、前記金属部材に付着した放射性核種を除去する原子力プラント用部材の取扱方法。
【請求項9】
請求項6乃至8の何れかにおいて、前記交換部材は配管,弁,ポンプ,セパレータ,ドライヤのうち少なくとも何れか、又は配管,弁,ポンプ,セパレータ,ドライヤのうち少なくと何れかの構成部品である原子力プラント用部材の取扱方法。
【請求項10】
請求項6乃至9の何れかにおいて、前記フェライト皮膜は、マグネタイト,Niフェライト,Znフェライトのうち少なくとも何れかである原子力プラント用部材の取扱方法。
【請求項11】
請求項6乃至10の何れかにおいて、前記フェライト皮膜の厚さは、50μg/cm2 以上である原子力プラント用部材の取扱方法。
発明の詳細な説明
【技術分野】
【0001】
本発明は、沸騰水型原子力発電プラント(以下「BWR」という。)及び加圧水型原子力発電プラント(以下「PWR」という。)等の原子力発電プラント用交換部材及び原子力発電プラント用部材の取扱方法に係り、特に、放射性核種の付着を抑制することが可能な原子力プラントの一次冷却水に接する交換部材及び原子力発電プラント用部材の取扱方法に関する。
【背景技術】
【0002】
BWRは炉心で発生した熱を除去するため、原子炉圧力容器内の冷却水(以下「炉水」という。)が再循環ポンプにより強制循環される。原子炉で発生した蒸気は炉心上部に設けられたセパレータ及びドライヤにより湿分を除去した後、タービンへ送られる。この蒸気の一部はタービン抽気として取り出され、高圧及び低圧ヒータの熱源として使用される。一方、大部分の蒸気は復水器で凝縮される。その際、復水器において、炉心での水の放射線分解により発生した酸素及び水素がほぼ完全に除去される。復水は一般に多段の低圧及び高圧ヒータで200℃近くまで過熱され、再び原子炉に供給される。原子炉での放射性腐食生成物の生成を抑制するため、復水中の主として金属不純物が除去される。さらに、炉水の純度を維持することを目的に、復水器と低圧ヒータとの間に設けられた脱塩器等のイオン交換樹脂濾過装置により復水全量を処理する。その際、一次系構造材の腐食によって生成する金属不純物の発生量低減のため、主要構造物にはステンレス鋼,ステライト鋼等の不銹鋼の使用が原則となっている。また、炭素鋼製の原子炉圧力容器にはステンレス鋼によって圧力容器の内面に肉盛りがなされ、炭素鋼が直接炉水と接するのを防止している。このような材料上の配慮に加えて、炉水の一部を炉水浄化装置により浄化し、炉水中に生成する金属不純物を積極的に除去している。
【0003】
しかし、上述のような腐食対策を講じても、炉水中の極僅かな金属不純物の存在は避けられないため、一部の金属不純物が金属酸化物として燃料棒の表面に付着する。燃料棒表面に付着した金属元素は、燃料から放射される中性子の照射を受けて原子核反応を起こし、コバルト60,コバルト58,クロム51,マンガン54等の放射性核種が生成する。これらの放射性核種は、大部分が酸化物の形態で燃料棒表面に付着し続けるが、一部の放射性核種は取り込まれている酸化物の溶解度に従って冷却水に溶出したり、クラッドと呼ばれる不溶性固体として炉水中に再放出されたりする。炉水中の放射性物質は、炉水浄化系によって取り除かれるが、除去できなかったものは炉水とともに再循環系等を循環している間に構成部材の接水部表面に蓄積される。その結果、構成部材表面から放射線が放射され、定検作業時の作業者の放射線被ばくの原因となる。
【0004】
このような問題に対する解決方法の一つとして、原子力プラントの本格的な稼動前に高温水中で予備酸化皮膜を配管内面に形成する技術がある。しかし、この方法は新規プラントを対象としたものであり、既稼動プラントでは炉水中に放射性核種が既に存在しているため予備酸化皮膜に放射性核種が取り込まれてしまう。
【0005】
一方、放射性核種が付着し線量が上昇した配管等については化学除染が行われている。しかし、化学除染を実施した場合、酸化皮膜の成長が速い金属の新生面に放射性核種を含む炉水が接するため、除染しないところと比べて放射性核種の付着速度が速くなり、除染の効果がすぐに小さくなってしまう。
【0006】
この問題を解決する方法として、一次系に接する配管の表面に予め酸化皮膜を形成する技術がある(例えば、特許文献1参照。)。しかし、この方法は気相中において高温(例えば500℃)の雰囲気下で酸化皮膜を形成させる必要があることから、皮膜を形成させるための装置が大きくなり、コストも増大する可能性がある。
【0007】
【特許文献1】特開平7−288910号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0008】
本発明は、放射性核種の付着を抑制することが可能な原子力プラントの一次冷却水に接する交換部材及びその交換部材の交換方法を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【0009】
水冷却型原子力プラントの一次冷却水と接する金属部材を所定の場所から取り外し、表面にフェライト皮膜が形成された新たな金属部材を所定の場所に取り付ける。
【発明の効果】
【0010】
本発明によれば、放射性核種の付着を抑制することが可能な原子力プラントの一次冷却水に接する交換部材及びその交換部材の交換方法を提供することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【0011】
発明者による実験及びその検討により得られた新たな知見について、以下に説明する。まず、原子プラントの炉材表面への放射性核種の付着のメカニズムについて説明する。図1は炉材表面への放射性核種の付着メカニズムを模式的に示す説明図である。炉水中の放射性核種で定期点検の際に問題となるのは、コバルト60,コバルト58,クロム51,マンガン54等である。特に問題となるのはコバルトの放射性同位体で比較的半減期の長いコバルト60である。これらコバルトの放射性核種は、ほとんどが炉水中でコバルト
(II)イオンとして存在している。一方、炉水条件下におけるステンレス鋼等では、水を介在して起こる湿食と、高温雰囲気で酸素や電子,イオンの材料中の拡散によって起こる乾食が同時に発生する。このうち放射性核種を取り込むのは主に湿食過程である。湿食過程では、ステンレス鋼等の母材から乾食してできた酸化皮膜を通して鉄が溶出し、鉄(II)イオンとなる。この鉄(II)イオンは水中の溶存酸素によって酸化され、鉄(III) イオンとなる。鉄(III) イオンの溶解度は非常に低いため、再び酸化物固体となって析出する。このとき、近くに2価の金属イオンが存在すると、2価の金属イオンを含むスピネル型の酸化物であるフェライトとして一部が析出する。2価の金属イオンが存在しない場合には、コランダム型の酸化物であるヘマタイトとして析出する。フェライトとしては、炉水中での存在量が最も多い2価金属であるニッケルイオンとの間にできるニッケルフェライトの形が主体である。この中にはコバルトイオンも含有され、結果として放射性核種の炉材表面への付着を引き起こす。特に本発明が対象としている新しい交換部材又は除染後の再使用部材においては、表面が金属の新生面となるため腐食速度が速く、しかも既稼動プラントの炉水中には放射性核種が存在するため放射性核種の付着が起こりやすい。
【0012】
図2は、酸化皮膜の有無とコバルト58の付着量との関係を示す図である。ステンレス鋼に酸化皮膜を形成していない試料Aと、予めステンレス鋼に酸化皮膜を形成した試料Bについて、原子力プラント運転条件下の冷却水中に試料を浸漬し、試料A,Bのそれぞれに付着したコバルト量の相対値を比較した実験結果である。ここで、A1,B1はクロムが主成分の内層酸化皮膜、A2,B2は鉄が主成分の外層酸化皮膜を示している。この結果より、予め酸化皮膜を形成したステンレス鋼(試料B)の場合は、クロム主成分の内層酸化皮膜B1中に放射性のコバルトが取り込まれている。つまり、BWR供用運転条件下の高温水中で予め酸化皮膜を形成して、供用運転中に形成される酸化皮膜の成長速度を遅くしてコバルトの取り込みを抑制しようとしても、放射性核種の付着抑制効果は小さい。一方、表面に酸化皮膜を形成していないステンレス鋼(試料A)の場合は、鉄が主成分の外層酸化皮膜A2が成長していく過程で、コバルトの取り込みが起こりやすい。しかし、試料Bに示すように、予め酸化皮膜を施しておくことにより、成長が遅くなった外層酸化皮膜B2へのコバルトの取り込みが起こり難くなる。鉄が主成分の外層酸化皮膜A2,
B2はレーザーラマンスペクトルによる分析から、マグネタイトを主成分とするフェライト皮膜(以下、適宜、「マグネタイト皮膜」という。)であることがわかった。これらのことから、発明者がさらに検討を進めた結果、酸化皮膜としてマグネタイト皮膜を形成することができれば、コバルトの付着を抑制することができることを新たな知見として得られた。尚、フェライト皮膜としては、マグネタイトにも、Niフェライト又はZnフェライトでも同様の効果を有するものと考えられる。
【0013】
しかし、高温水中で酸化皮膜を形成すると、冷却水中の溶存酸素が金属母材中へ拡散するため、クロムを主成分とする内層酸化皮膜B1の形成を抑制することは難しい。従って、内層酸化皮膜B1が放射性コバルトの取り込み源となり、放射性核種の付着抑制が困難となる。そこで、これらの課題について発明者が検討したところ、溶存酸素の金属母材中への拡散速度が遅い温度条件(例えば100℃以下)で、外層酸化皮膜A2,B2のようなマグネタイト皮膜のみを形成させることができれば、放射性核種のコバルトの取り込みを抑制できるとの結論に達した。
【0014】
上記発明者の新たな知見に基づき、マグネタイト皮膜を形成したステンレス鋼に対するコバルト抑制効果を確認する試験を行ったので、その内容を以下に示す。図3は、ステンレス鋼表面状況とコバルト付着量との関係を示す図である。図3において、試料Cはステンレス鋼の表面を機械的に研磨した試料、試料Dはステンレス鋼の表面にBWR供用条件下で予め酸化皮膜を形成した試料、試料Eは100℃以下の条件下でステンレス鋼の表面にマグネタイト皮膜を形成した試料である。縦軸は、これらの試料C,D,EをBWR供用運転条件の高温水中に浸漬した後のコバルト60付着量の相対値を示している。図3の実験結果から、その表面にマグネタイト皮膜を形成した試料Eは、他の試料C,Dに比べてコバルトの付着量が大きく抑制されることがわかった。
【0015】
さらに、ステンレス鋼表面のマグネタイト皮膜厚とコバルト60付着量との関係を調べたので、その結果を図4に示す。図4において、縦軸はマグネタイト皮膜を形成したステンレス鋼へのコバルト付着量の相対値を示しており、横軸はマグネタイト皮膜厚を示している。
【0016】
図4に示すように、皮膜厚が50μg/cm2まではコバルト60付着量が急減に減少し、皮膜厚が90μg/cm2以上あればコバルト60の付着量は皮膜がない場合に比べて1/5になる。従って、マグネタイト皮膜の厚さは50μg/cm2以上であればよく、さらに好ましくは90μg/cm2以上であればよい。
【0017】
尚、マグネタイト皮膜を形成する方法としては、磁気記録媒体にフェライト皮膜を形成する技術がある。ただし、この技術は原子力発電プラントの構成部材の腐食抑制に関するものではない。さらに、この技術においては、マグネタイト皮膜を形成するために塩素を用いているが、原子力発電プラントの構成部材に関しては、その健全性を確保する観点から塩素を用いることは好ましくない。
【0018】
本発明は、上記発明者による新たな知見に基づいて成されたものであり、原子力プラントの一次冷却系を構成する交換部材として、その表面にフェライト皮膜を形成した交換部材を用いる。フェライト皮膜を形成した交換部材を用いることにより、交換部材に放射性核種が付着するのを抑制することができるので、定検作業時の作業者の放射線被ばくを低減することができる。
【0019】
ここで、フェライト皮膜の形成に際しては、常温乃至200℃、好ましくは常温乃至
100℃、より好ましくは60℃乃至100℃の温度で実施する。さらに、原子力発電プラントの構成部材の健全性確保の観点から、フェライト皮膜の形成に際しては、塩素を使用しない薬剤を用いることが好ましい。具体的には、交換部材を浸漬する処理液を常温乃至200℃、好ましくは常温乃至100℃、より好ましくは60℃乃至100℃とし、鉄を有機酸又は炭酸等に溶解させて鉄(II)イオンを含む溶液を処理液中に注入し、過酸化水素等の酸化剤を処理液中に注入し、pHを調整する薬剤を処理液中に注入する。上記手順によりフェライト皮膜を形成することにより、交換部材に放射性核種が付着するのを抑制することができるので、定検作業時の作業者の放射線被ばくを低減することができる。さらに、塩素を含む薬剤を使用しないため、原子力発電プラントの構成部材の健全性を確保することができる。
【0020】
尚、処理対象物が存在しない場合でも処理液は混合した直後から液中にマグネタイトの微粒子を生成し始めるため、処理直前に混合する必要がある。すなわち、フェライト皮膜の生成に際しては、2価の鉄イオンを含む液に酸化剤とpH調整剤とを添加することができるが、その添加順序については、(1)2価の鉄イオンを含む液に酸化剤を添加してからpH調整剤を加える場合と、その逆の場合で、(2)2価の鉄イオンを含む液にpH調整剤を添加してから酸化剤を加える場合とが考えられる。図5は、薬剤の添加順序と皮膜生成率の関係を示した図であり、薬剤の添加順序によるマグネタイト皮膜の形成しやすさを比較したものである。図5に示すように、(1)2価の鉄イオンを含む液に酸化剤を添加してからpH調整剤を加える場合も、(2)2価の鉄イオンを含む液にpH調整剤を添加してから酸化剤を加える場合も、皮膜を生成することができることがわかった。しかし、(1)酸化剤を添加してからpH調整剤を加える場合は皮膜の生成率が大きくなるとともに均一で緻密な皮膜となったが、(2)pH調整剤を加えてから酸化剤を加えた場合には(1)の順序で薬剤を添加した場合に比べてマグネタイトの粒子が大きくなるとともに不均一でまだらな皮膜となることがわかった。
【0021】
ここで、施工時における廃棄物抑制の観点から、使用する薬剤は分解して二酸化炭素と水に分解できる有機酸が好ましい。分解の容易性を考慮すると、2価の鉄イオンを溶解する有機酸として、ギ酸,マロン酸,ジグリコール酸,シュウ酸等を挙げることができる。図6は、有機酸の種類と生成した皮膜量との関係を示した図である。図6に示すように、皮膜形成試験の結果、試験に用いたギ酸,マロン酸,ジグリコール酸,シュウ酸の全ての酸でマグネタイト皮膜の形成が確認された。特に、皮膜の形成速度や均一性の観点から、ギ酸を用いることが有効であることがわかった。
【0022】
尚、本発明の放射性核種付着抑制方法を適用する原子力発電プラントの一次冷却水に接する交換部材としては、配管,弁,ポンプ,セパレータ,ドライヤやそれらの構成部品を適用できる。さらに、本発明の放射性核種付着抑制方法を適用する交換部材は、BWRプラントの一次冷却水に接する部材が好適であるが、これに限るものではない。また、本発明はBWRプラントに限らず、PWR等他の水冷却水型原子力プラントにおける炉水と接触する構成部材への放射性核種の付着抑制技術に適用できる。
【0023】
本発明の放射性核種の付着方法を実施するフェライト皮膜の生成装置は、成膜対象(交換部材)を浸漬させる施工用タンクと、処理液を貯留するサージタンクとサージタンク内の処理液を吸引する循環ポンプと、処理液に注入する鉄(II)イオンを貯留する第一の薬液タンクと、処理液に注入する酸化剤を貯留する第二の薬液タンクと、処理液を所定の
pHに調整するpH調整剤を貯留する第三の薬液タンクと、処理液の温度を所定の温度に過熱する加熱手段とを備えて構成することができる。
【実施例1】
【0024】
以下、図7及び図8を用いて第1の実施例を説明する。第1の実施例は、交換部材として一次冷却水に接する金属製の配管を用い、この配管内面へフェライト皮膜を形成することにより放射性核種の付着を抑制し、定検作業時の作業者の被ばくを低減させるものである。図7は、本実施例による原子力発電プラントの構成部材である配管に対する放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャートである。図8は本実施例による放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図を示す。
【0025】
まず、処理に用いる水が充填されている施工用タンク10内に、施工対象である交換部材(配管)を浸漬する(S1)。次に、バルブ13,14,27,30,35,36を開き、循環ポンプ12,28を起動して、フィルタ31への通水を開始するとともに、加熱器32により、処理液を所定温度に調整する(S2)。水中の微細な固形物が残留していると、フェライト皮膜の形成処理の際に固形物表面で皮膜生成が生じ、無駄な薬剤が使用される。これを防止するためにフィルタ31への通水を行う。
【0026】
このときの処理液の温度は100℃程度が好ましいが、これに限られない。形成されるフェライト皮膜に原子炉供用運転時の炉水中の放射性核種が取り込まれ難い程度に、結晶等の膜構造が緻密に形成できればよい。従って、少なくとも系統の設計温度以上が好ましく、下限は常温でもよいが、膜の生成速度を考慮すると60℃以上が好ましい。100℃以上では処理液の沸騰を抑制するために処理液を加圧しなければならず、仮設設備の耐圧性が要求されるようになり設備コストが大きくなる。
【0027】
フェライト皮膜を形成させるには、鉄(II)イオンが成膜対象部の表面に吸着する必要がある。しかし、溶液中の鉄(II)イオンは溶存酸素により、化学式1にしたがって、鉄(III)イオンに酸化される。さらに、鉄(III)イオンは鉄(II)イオンに比べて溶解度が低いため、化学式2にしたがって、水酸化鉄(III) として析出してしまう。つまり、処理液中に溶存酸素が存在すると、処理液中の鉄(II)イオンがフェライト皮膜の形成に寄与しにくくなってしまう。そこで、処理液中の溶存酸素を除去するため、不活性ガスのバブリング又は真空脱気を行うことが好ましい。
【0028】
(化1) 4FE2++O2+2H2O→4FE3++4OH-
(化2) Fe(OH)3-→FE(OH)
【0029】
その後、循環される処理液の温度が所定の温度に達したら、バルブ21を開いて注入ポンプ23を起動し、薬液タンク25から、鉄をギ酸で溶解して調整した鉄(II)イオンを含む薬剤を処理液中に注入する(S3)。続いて、処理対象である交換部材(配管)表面に吸着した鉄(II)イオンをフェライト化させるため、バルブ22を開き、注入ポンプ
24を起動して、薬液タンク26に貯留されている酸化剤である過酸化水素水を処理液中に注入する(S4)。さらに、処理液のpHを反応開始条件となる5.5乃至9.0に調整するため、バルブ18を開け、注入ポンプ19を起動して、薬液タンク20からpH調整剤であるヒドラジンを処理液中に注入する(S5)。これにより、フェライト皮膜の生成反応が生じる処理液となり、処理対象部位にマグネタイトを主成分とするフェライト皮膜が形成される。
【0030】
ステップS3,S4,S5は連続的、すなわち、鉄イオンが注入された液が酸化剤注入ポイントに達したときに酸化剤の注入が開始され、鉄イオンと酸化剤が混合した処理液がpH調整剤注入ポイントに達したときにpH調整剤の注入が直ちに実施されることが好ましい。鉄イオンだけ先に注入して系統を循環させると、系統内に残っている溶存酸素により酸化反応が生じ、無駄な反応による薬剤の損失と反応の阻害につながる。
【0031】
鉄イオンに酸化剤が供給されると鉄イオンの酸化反応が開始され、鉄(II)イオンと鉄(III) イオンの存在比率が皮膜生成反応に適した条件となる。ただし、このままでは、処理液が酸性のため皮膜は形成されない。処理液にpH調整剤を添加することにより、皮膜生成反応が開始される。したがって、処理対象部位への無駄な皮膜の形成を防止するため、pH調整剤の注入ポイントは処理対象物が存在する施工用タンク10近くに設けられることが好ましい。
【0032】
また、皮膜生成反応の開始後、処理液中にマグネタイトの粒子が生成するため、バルブ29を閉じバルブ30を開けることで、フィルタ31への通水を開始することが好ましい。しかし、皮膜対象に粗大な粒子への付着を問題としない場合はフィルタに通水する必要は無い。
【0033】
薬液の注入の順序は鉄イオン,酸化剤,pH調整剤としたが、酸化剤,鉄イオン,pH調整剤の順番でもよい。但し、過酸化水素は温度が高い金属表面で分解しやすいため、先に注入すると一部無駄に消費される可能性がある。一方、鉄イオン,pH調整剤,酸化剤の順番では皮膜の形成は認められるものの、皮膜を形成するマグネタイトの粒子の大きさが大きくなる。このように、薬剤を有効活用し、より緻密な皮膜を形成する観点から、鉄イオン,酸化剤,pH調整剤の順で注入するのが好ましい。
【0034】
マグネタイト皮膜の形成が完了した場合は、ステップS6において、廃液処理工程
(S7)に進む。マグネタイト皮膜の形成が完了していない場合は、ステップS2に戻って、一巡してきた処理液に薬液の追加供給を継続して、必要な厚みのマグネタイト皮膜を形成する。
【0035】
マグネタイト皮膜が形成された後の処理液中には、フェライト粒子等の固形物とギ酸やヒドラジンが残存する。従って、処理液を排水する際には、バルブ29を閉じてバルブ
30を開けることにより、フィルタへの通水を行い処理液中の固形物を除去するとともに、ステップS7の廃液処理を実施して、それらの不純物を除去する。ところで、これらの不純物をカチオン交換樹脂塔39で処理すると、イオン交換樹脂の廃棄物が増えることになる。そこで、ステップS7の廃液処理は分解装置43を用い、ギ酸は二酸化炭素と水に、ヒドラジンは窒素と水に、それぞれ分解処理することが好ましい。これにより、カチオン交換樹脂塔39の負荷を減らして、イオン交換樹脂の廃棄物量を減らすことができる。尚、分解処理は、処理液の一部を分解装置43に流入させるため、分解装置43をバイパスするバルブ36と分解装置43のバルブ44の開度を調節し、分解装置43に流入する処理液中に過酸化水素を注入してギ酸及びヒドラジンの分解を行う。
【0036】
その後、マグネタイト皮膜が形成された配管(交換部材)を原子力発電プラントの一次冷却水に接する所定の配管と交換する(S8)。
【0037】
本実施例によれば、イオン交換樹脂の廃棄物を抑制しながら、配管内面にマグネタイト皮膜を形成して、原子炉供用運転中における配管への放射性核種(放射性コバルトイオン)の付着を抑制することができる。その結果、一次冷却水に接する配管内面(交換部材)の線量率を抑制することができ、定検作業時の作業者の被ばくを低減することができる。また、成膜処理に塩素等の薬剤を用いていないことから、原子力発電プラントの構成部材の健全性を害することがない。
【実施例2】
【0038】
図9を用いて第2の実施例を説明する。第2の実施例は、第1の実施例において使用した薬剤の分解を実施しないものである。図9は、本実施例による放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図を示している。図9に示すように、本実施例においては、薬剤の分解を行わないため、第1の実施例における成膜装置のうち、カチオン交換樹脂塔39及びそれに付随するバルブ35,40を不要とすることができる。また、第1の実施例における作業手順のうち、廃液処理ステップ7を不要とすることができる。
【0039】
従って、本実施例においては、第1の実施例と同様に、交換部材(配管)への放射性核種の付着を抑制することができる。また、成膜処理に塩素等の薬剤を用いていないことから、原子力発電プラントの構成部材の健全性を害することがない。さらには、廃液処理に関する装置及び作業が不要となるため、装置の簡素化及び作業時間の短縮を図ることができる。
【実施例3】
【0040】
図10及び図11を用いて第3の実施例を説明する。第3の実施例は、本発明によるフェライト皮膜の形成方法を、放射性核種等の汚染物が付着した再使用部材に適用するものである。本発明によるフェライト皮膜形成方法は、新規な交換部材だけでなく、放射性核種等の汚染物が付着した再使用部材にも適用することができる。その場合、再使用部材に対してフェライト皮膜を形成する前に、再使用部材から放射性核種を含んだ酸化皮膜を除去するための除染工程が必要となる。図10は、本実施例による原子力発電プラントの構成部材である配管に対する放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャートである。図11は本実施例による放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図を示している。尚、本実施例においては、再使用部材として一次冷却水に接する配管を用いる。
【0041】
まず、対象の再使用部材(配管)を系統から取り外し、処理に用いる水が充填されている施工用タンク10内に取り外した再使用部材を浸漬する(S1B)。次に、成膜装置を用いて、炉水と接する再使用部材の表面に形成された放射性核種を取り込んだ酸化皮膜等の汚染物を、化学的な処理により除染する(S2B)。尚、本発明の放射性核種付着抑制方法を実施するに際しては、化学除染を行うことが好ましいが、必ずしもこれに限定されるものではない。本発明の放射性核種付着抑制方法を実施する前に、フェライト皮膜の成膜対象である再使用部材の表面を露出することができれば、研磨等のような機械的な除染方法を適用することもできる。
【0042】
ここで、ステップS2Bにおける化学除染について説明する。まず、バルブ13,14,27,29,34,35,36を開き、循環ポンプ28を起動して、化学除染の対象である配管が浸漬している施工用タンク10内にサージタンク11内の処理液を循環させる。そして、加熱器32により処理液の温度を約90℃まで昇温する。次に、バルブ16を開いてエゼクタ17につながっているホッパから必要量の過マンガン酸カリウムをサージタンク11に注入する。サージタンク11で溶解した薬剤により、除染対象部に形成されている酸化皮膜等の汚染物を酸化溶解して、再使用部材から放射性核種を含んだ酸化皮膜を除去する。
【0043】
汚染物の酸化溶解が終了したら、処理液中に残っている過マンガン酸イオンを分解するため、ホッパからシュウ酸をサージタンク11に注入する。続いて、汚染物の還元溶解を行うため、シュウ酸をさらに処理液中に注入する。また、処理液のpHを調整するため、バルブ18を開いて、注入ポンプ19を起動し、薬液タンク20からヒドラジンを処理液中に注入する。このようにして、シュウ酸とヒドラジンを注入した後、バルブ40を開くとともに、バルブ35の開度を調節して、処理液の一部をカチオン交換樹脂塔39に通し、処理液中に溶出してきた金属陽イオンをカチオン交換樹脂に吸着させて処理液中から除去する。
【0044】
還元溶解が終了した後、処理液中のシュウ酸を分解するため、分解装置43の出口側のバルブ44と分解装置43をバイパスさせるバルブ36の開度を調節して、処理液の一部を分解装置43に通流させる。このとき、バルブ33を開けて、注入ポンプ24を起動して、分解装置43に流入する処理液中に薬液タンク26の過酸化水素を注入し、分解装置43にてシュウ酸とヒドラジンを分解する。シュウ酸とヒドラジンが分解された後、処理液中の不純物を除去するため、加熱器32をオフにするとともに、バルブ34を閉じる。これと同時に、冷却器37のバルブ38を開けて、処理液を冷却器37に通して処理液の温度を下げる。処理液の温度を混床樹脂塔41に通水できる温度(例えば60℃)まで下げた後、カチオン交換樹脂塔39のバルブ40を閉じ、混床樹脂塔41側のバルブ42を開いて、処理液を混床樹脂塔41に通流させ、処理液中の不純物を除去する。
【0045】
これら一連の昇温,酸化溶解,酸化剤分解,還元溶解,還元剤分解,浄化運転を、一回乃至二回繰り返すことにより、除染対象部位である再使用部材の酸化皮膜を含む汚染物を溶解して除去することができる。
【0046】
再使用部材である配管の酸化皮膜を含む汚染物を除去した後、施工用タンク10から再使用部材を取り出し、点検を行う(S3B)。尚、本発明の放射性核種の付着抑制方法を実施する際には、再使用部材の点検を行うことが好ましいが、必ずしもこれに限定されるものではない。再使用部材が健全であることが確認できれば、フェライト皮膜形成後に点検をすることもできる。
【0047】
再使用部材の点検が終了したら、再び再使用部材を施工用タンク10内に浸漬し
(S4B)、本発明にかかるフェライト皮膜の形成処理に切り替える。バルブ30を開きバルブ29を閉じて、フィルタ31への通水を開始するとともに、加熱器32により、処理液を所定温度に調整する(S5B)。尚、フィルタ31への通水を除染中に実施すると、溶解してきた高い放射能を含む固形物によってフィルタの線量率が高くなりすぎる恐れがあるため適切ではない。また、浄化系運転で使用していた混床樹脂塔41への通水を、バルブ35を開いてバルブ42を閉止することにより停止する。
【0048】
以降は、実施例1と同様の手順で皮膜対象の再使用部材にフェライト皮膜を形成
(S6B−S10B)した後、フェライト皮膜を形成した再使用部材を系統に組み込む
(S11B)。尚、本実施例のように放射性核種で汚染された再使用部材を扱う場合には、フェライト皮膜の形成作業は原子力プラント内で施工することが望ましい。
【0049】
本実施例においては、原子炉供用運転中における再使用部材への放射性核種の付着を抑制することができる。また、成膜処理に塩素等の薬剤を用いていないことから、原子力発電プラントの構成部材の健全性を害することがない。
【実施例4】
【0050】
図12及び図13を用いて第4の実施例を説明する。第4の実施例は、本発明によるフェライト皮膜形成方法を施工する際に、施工対象である再使用部材を含む配管系に系統除染を行うものである。つまり、実施例3と同様に、本発明によるフェライト皮膜形成方法を放射性核種等の汚染物が付着した再使用部材に適用するに際して、放射性核種を含んだ酸化皮膜を再使用部材から除去する必要があるが、この除染を施工対象である再使用部材を含む配管系に対して行うものである。図12は、本実施例による原子力発電プラントの構成部材である配管に対する放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャートである。図13は本実施例による放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図を示している。図13に示す本実施例における成膜装置と図11に示す実施例3における成膜装置との相違点は、施工用タンク10の代わりに除染対象の配管系に系統を接続している点である。尚、本実施例においては、再使用部材として一次冷却水に接する配管を用いる。
【0051】
実施例3の相違点を中心に本実施例における実施手順を説明する。まず、再使用部材
(配管)を取り外す前に除染装置を用いて再使用部材を含む配管系を除染する(S1C)。その後、再使用部材を配管系から取り外して点検を行う(S2C)。次に、図13に示す除染装置を配管系から取り外し、実施例3と同様に、除染装置に施工用タンク10を設置する(S3C)。除染装置に施工用タンク10を設置した後、施工用タンク10内に再使用部材を浸漬し(S4C)、再使用部材の表面にフェライト皮膜を形成(S5C−S10C)する。再使用部材の表面にフェライト皮膜が形成されたのを確認した後、配管系に再使用部材を取り付ける。
【0052】
本実施例においては、原子炉供用運転中における再使用部材への放射性核種の付着を抑制することができる。また、交換部材を含む配管系全体を同時に除染することで、再使用部材を取り外す際の被ばくを低減することができる。成膜処理に塩素等の薬剤を用いていないことから、原子力発電プラントの構成部材の健全性を害することがない。
【実施例5】
【0053】
図14を用いて第5の実施例を説明する。第4の実施例は、施工対象である再使用部材を含む配管系に系統除染を行い、その後、除染された再使用部材が配管系に取り付けられた状態で、配管系全体に本発明によるフェライト皮膜形成方法を実施するものである。図14は、本実施例による原子力発電プラントの構成部材である配管に対する放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャートである。本実施例においては、再使用部材として一次冷却水に接する配管を用いる。
【0054】
実施例4との相違点を中心に本実施例における実施手順を説明する。実施例4と相違する点は、成膜装置を再使用部材を含む配管系に接続した状態で、再使用部材の除染及びフェライト皮膜の形成を行うことである。具体的には以下の手順で行う。まず、実施例4と同様に、フェライト皮膜を形成する再使用部材を含んだ配管系全体を除染する(S1D)。続いて、再使用部材を取り外し、点検を行う(S2D)。その後、再使用部材を配管系に取り付けた後(S3D)、配管系全体にフェライト皮膜を形成する(S4D−S9D)。
【0055】
本実施例においては、再使用部材を含む配管系全体に放射性核種の付着抑制処理を行うことができる。これにより、除染した配管系全体にフェライト皮膜を形成することができるので、再使用部材のみならず除染対象となる配管系全体の線量率上昇を抑制することができる。尚、成膜処理に塩素等の薬剤を用いていないことから、原子力発電プラントの構成部材の健全性を害することがない。
【図面の簡単な説明】
【0056】
【図1】炉材表面への放射性核種の付着メカニズムを模式的に示す説明図。
【図2】酸化皮膜の有無とコバルト58の付着量との関係を示す図。
【図3】ステンレス鋼表面状況とコバルト付着量との関係を示す図。
【図4】マグネタイト皮膜厚とコバルト付着量との関係を示す図。
【図5】有機酸の種類と生成した皮膜量との関係を示した図。
【図6】薬剤の添加順序と皮膜生成率の関係を示した図。
【図7】第1の実施例における放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャート。
【図8】第1の実施例における放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図。
【図9】第2の実施例における放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図。
【図10】第3の実施例における放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャート。
【図11】第3の実施例における放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図。
【図12】第4の実施例における放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャート。
【図13】第4の実施例における放射性核種付着抑制方法を実施するための成膜装置の系統構成図。
【図14】第5の実施例における放射性核種付着抑制処理の手順を示すフローチャート。
【符号の説明】
【0057】
10…処理用タンク、11…サージタンク、17…エゼクタ、20,25,26…薬液タンク、31…フィルタ、32…加熱器、37…冷却器、39…カチオン交換樹脂塔、
41…混床樹脂塔、43…分解装置。




 

 


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