(57)【要約】【課題】直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉の金属材料腐食を抑制し、放射性腐食生成物のタービン系への移行を低減し、タービン系の線量を低減する。【解決手段】超臨界圧軽水炉内の冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に、高温水または高温水蒸気を用いた酸化処理を施す。酸化処理に先立って、酸化処理の対象となる固体金属材料の表面に、機械研磨または電解研磨などを施すのもよい。酸化処理は、Ｎｉ、Ｚｎ、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｍｎ、Ｃｕ、Ｐｄ、Ｐｔ、Ａｌ、Ｍｏ、Ｖ、Ｗのうちの少なくとも１種類を含む高温水を用いて行なうとよい。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉の処理方法であって、前記超臨界圧軽水炉内の冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に酸化処理を施すことを特徴とする超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項２】
前記酸化処理は高温水または高温水蒸気を用いるものであること、を特徴とする請求項１に記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項３】
前記酸化処理は、温度が３５０℃以上の未臨界条件の高温水を用い、２０時間ないし２００時間処理するものであること、を特徴とする請求項２に記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項４】
前記酸化処理は、温度が５００℃以上の高温蒸気を用い、２０時間ないし２００時間処理するものであること、を特徴とする請求項２に記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項５】
前記酸化処理は溶存酸素濃度が８ｐｐｍ以上の高温水を用いること、を特徴とする請求項２または請求項３に記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項６】
前記酸化処理は、Ｎｉ、Ｚｎ、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｍｎ、Ｃｕ、Ｐｄ、Ｐｔ、Ａｌ、Ｍｏ、Ｖ、Ｗのうちの少なくとも１種類を含む高温水を用いて行なうものであること、を特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項７】
前記酸化処理に先立って、酸化処理の対象となる固体金属材料の表面に研磨処理を施すこと、を特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれかに記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項８】
前記研磨処理は機械研磨または電解研磨であること、を特徴とする請求項７に記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項９】
前記酸化処理の対象となる固体金属材料は燃料被覆管を含むこと、を特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれかに記載の超臨界圧軽水炉処理方法。
【請求項１０】
直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉において、冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に酸化処理が施されていること、を特徴とする超臨界圧軽水炉。
【請求項１１】
直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉の冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に酸化処理を施すための酸化処理装置であって、
水を溜めるリザーバタンクと、
固体被処理金属材料を収容し、ヒーターを有する耐圧容器である酸化処理用容器と、
前記リザーバタンク内の水を前記酸化処理用容器に送るポンプと、
前記リザーバタンクから前記酸化処理用容器に流入する水と前記酸化処理用容器から前記リザーバタンクに向かう水との間で熱交換を行なわせる熱交換器と、
前記酸化処理用容器内の圧力を測定する圧力計と、
前記酸化処理用容器内の温度を測定する温度計と、
を有することを特徴とする酸化処理装置。
【請求項１２】
前記水の溶存水素を測定する溶存水素計と、
前記水の溶存酸素を測定する溶存酸素計と、
前記水の導電率を測定する導電率計と、
をさらに有することを特徴とする請求項１１に記載の酸化処理装置。
【請求項１３】
金属イオンを含む薬液を溜める薬液タンクと、
前記薬液タンク内の薬液を前記酸化処理用容器内に注入するための薬液ポンプと、
をさらに有することを特徴とする請求項１１または請求項１２に記載の酸化処理装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉および、超臨界圧軽水炉の材料腐食抑制のための処理方法と、その処理方法のための酸化装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）は直接サイクルであり、原子炉冷却水は炉心部で約２８８℃に加熱され、発生した蒸気は熱交換器（蒸気発生器）を介さずに直接、蒸気タービンに送られる。冷却水中にはコバルト６０をはじめとする放射性物質が含まれるが、そのほとんどは液相中に存在し、蒸気となって蒸気タービンに移行する割合は１／１０００以下と考えられる。
【０００３】
一方、現在研究が進められている超臨界圧軽水炉では、冷却水の温度を３７４℃、圧力を２２．１ＭＰａ以上の超臨界状態とし、全量をタービンに送ることにより、従来のＢＷＲより、高い熱効率を得ることができると考えられている（特許文献１）。また、ＢＷＲでは蒸気中の水分を除去するために、気水分離器や蒸気乾燥器が必要であるが、超臨界圧軽水炉ではこれらの機器が不要であり、原子炉を簡素化できるという利点がある。
【特許文献１】特開平８−３１３６６４号公報
【非特許文献１】K. Sue et al. “Solubility of lead (II) oxide and copper (II) oxide in subcritical and supercritical water” J. Chem. Eng. Data, No.44, p1422 (1999)
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
ところで、上記の超臨界圧軽水炉では、炉心を流れる冷却水の全量が超臨界状態となりタービンに移行する。その結果、冷却水中に含まれる全ての放射性物質が冷却水と共にタービンに移行するという問題点がある。冷却水中の放射性物質の源は、原子炉構造材や燃料被覆管材料中に含まれるコバルトなどが放射化して放出されることである。放出される際の放射化金属の形態としては、金属酸化物あるいはイオンの形態がある。したがって、金属材料の腐食によるはく離および溶解を抑制することにより、放射性物質のタービンへの移行を抑制できる。また、最近の研究の結果より、金属酸化物の溶解度は３５０℃近辺で大きくなることが知られている（非特許文献１）。
【０００５】
本発明は上記背景技術の課題を解決するためになされたものであり、直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉の金属材料腐食を抑制し、放射性腐食生成物のタービン系への移行を低減し、タービン系の線量を低減することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
本発明は上記目的を達成するものであって、本発明に係る超臨界圧軽水炉処理方法は、直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉の処理方法であって、前記超臨界圧軽水炉内の冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に酸化処理を施すことを特徴とする。
【０００７】
また、本発明に係る超臨界圧軽水炉は、直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉において、冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に酸化処理が施されていること、を特徴とする。
【０００８】
また、本発明に係る酸化処理装置は、直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉の冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に酸化処理を施すための酸化処理装置であって、水を溜めるリザーバタンクと、固体被処理金属材料を収容し、ヒーターを有する耐圧容器である酸化処理用容器と、前記リザーバタンク内の水を前記酸化処理用容器に送るポンプと、前記リザーバタンクから前記酸化処理用容器に流入する水と前記酸化処理用容器から前記リザーバタンクに向かう水との間で熱交換を行なわせる熱交換器と、前記酸化処理用容器内の圧力を測定する圧力計と、前記酸化処理用容器内の温度を測定する温度計と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【０００９】
本発明によれば、直接サイクルを用いた超臨界圧軽水炉の材料腐食を抑制し、それによって、放射性腐食生成物のタービン系への移行を低減し、タービン系の線量を低減することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１０】
以下に、図面を参照しながら本発明の実施形態を説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１１】
［第１の実施形態］
本発明の第１の実施形態に係る超臨界圧軽水炉およびその処理方法ならびに酸化処理装置を、図１および図２を参照して説明する。
【００１２】
図１は、本発明の第１の実施形態に係る超臨界圧軽水炉を示す概略系統図である。この超臨界圧軽水炉は直接サイクルを用いたものであって、原子炉内の蒸気が熱交換器（蒸気発生器）を介さずに直接、蒸気タービンに送られ、復水後に再び原子炉内に戻る構造になっている。
【００１３】
原子炉圧力容器３１内に炉心３２が収容されている。炉心３２で発生した超臨界圧の高温水（蒸気）が蒸気タービン３３に導かれ、ここで蒸気タービン３３を駆動し、蒸気タービン３３によって発電機４０を駆動する。蒸気タービン３３で仕事を終えた蒸気は復水器３４で冷却されて復水になる。この復水は、冷却材浄化装置３５、復水ポンプ３６、給水加熱器３７を経て給水として原子炉圧力容器３１に戻される。炉心３２内には、燃料被覆管によって被覆された多数の燃料棒が装荷されている。
【００１４】
この実施形態では、原子炉圧力容器３１内の構造材や燃料被覆管等の、冷却材に接する部分の固体金属材料の表面の少なくとも一部に、予備酸化処理が施され、この予備酸化処理によって、その被処理部に酸化皮膜が形成されている。これにより被処理材の腐食が抑制され、水中に放出される放射性物質の量が抑制される。その結果、炉水中の放射能濃度が低下し、蒸気タービン３３や復水器３４を含むタービン系への放射性腐食生成物の移行を抑制することができる。
【００１５】
図２は、本発明の第１の実施形態に係る表面酸化装置を示す模式的系統図である。ここでは、被処理材料の一例として、燃料被覆管の場合について説明する。超臨界圧軽水炉に用いられる燃料被覆管１は、原子炉への装荷前に酸化処理用容器２内に設置される。リザーバタンク３内には水が溜められ、この水は、酸素注入装置２０、水素注入装置２１、窒素注入装置２２によって水質調整されている。リザーバタンク３内の水は、高圧ポンプ４で昇圧され、熱交換器５を通って加熱された後、酸化処理用容器２に送られる。酸化処理用容器２にはヒーター６が設置され、所定の温度まで加熱される。酸化処理用容器２内の圧力と温度はそれぞれ、圧力計７と温度計８で測定される。
【００１６】
酸化処理用容器２内の水は、熱交換器５を通って減温され、溶存水素計２３、溶存酸素計２４、導電率計２５、イオン交換樹脂２６を順次通ってリザーバタンク３に戻る。リザーバタンク３内に溜まった水の水質を測定するために、溶存水素計２６、溶存酸素計２７、導電率計２８が配置されている。
【００１７】
この装置を用いることによって、燃料被覆管１の表面に、目標とする酸化皮膜を形成することができる。
【００１８】
図３は、オーステナイト系ステンレス鋼（ＳＵＳ３１６Ｌ）について、予備酸化処理による腐食溶出量の低減効果を示す試験結果のグラフである。標準材（メーカーから受け入れたままの状態）と、３５０℃の純水中で２００時間の予備酸化処理を施した試験材について、３５０℃の水中で５００時間の腐食試験を行なった。この腐食試験における皮膜の溶出量の相対値をグラフに示している。図３から明らかなように、予備酸化処理されていることにより、ステンレス鋼の溶出量は減少する。
【００１９】
上述のように、予備酸化処理を施した固体金属材料では、溶出量が減少し、水中に放出される放射性物質の量は減少する。その結果、炉水中の放射能濃度の低減が達成できる。
【００２０】
予備酸化処理の条件は、上記の温度と圧力を変化させて制御できる。３５０℃以上の未臨界高温水を用いて２０〜２００時間処理すると、大きな腐食抑制効果があった。また、高温水以外に高温の水蒸気を用いても、同様の効果が得られる。たとえば、５００℃以上の高温水蒸気を用いて２０〜２００時間処理すると、大きな腐食抑制効果があった。
【００２１】
また、水中の酸素濃度はリザーバタンク３内のガスを制御することにより、所定の酸素濃度に調整することができる。溶存酸素濃度が８ｐｐｍ以上の高温水を用いた酸化処理により、良好な腐食抑制効果があった。
【００２２】
［第２の実施形態］
本発明の第２の実施形態を、図４を参照して説明する。この実施形態では、前述の予備酸化処理に先立ち、その酸化処理の対象になる固体金属材料の表面に機械研磨処理を施す。図４に示す例では、処理対象となる固体金属材料は、燃料被覆管１であるとする。燃料被覆管１を固定し、回転させながら、研磨装置９により、表面に機械研磨処理を施す。機械研磨処理を施した材料では、表面が平滑になり、接液面積が小さくなる。この機械研磨処理の後に、たとえば第１の実施形態と同様の酸化処理を行なう。
【００２３】
予備酸化処理に先立って研磨処理を施すことにより、当該金属材料の接液面積が比較的小さくなり、溶出量が減少し、水中に放出される放射性物質の量が減少する。その結果、炉水中の放射能濃度の低減が達成できる。
【００２４】
この実施形態の変形例として、研磨の方法として機械研磨以外に、酸などの化学薬品による化学研磨や、電解液を用いた電解研磨などを用いることでも、同様の効果が得られる。
【００２５】
［第３の実施形態］
本発明の第３の実施形態を、図５を参照して説明する。図５は、本発明の第３の実施形態に係る表面酸化装置を示す模式的系統図である。この実施形態は第１の実施形態の変形であって、熱交換器５から酸化処理用容器２へ向かう配管の途中に、薬液タンク１０からの薬液を薬液ポンプ１１によって注入する配管が接続されている。薬液タンク１０内には注入しようとする金属イオンを含む溶液が入っている。ここで、注入される金属イオンとしては、たとえば、Ｎｉ、Ｚｎ、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｍｎ、Ｃｕ、Ｐｄ、Ｐｔ、Ａｌ、Ｍｏ、Ｖ、Ｗのいずれか一種類または複数種類である。
【００２６】
上記構成の表面酸化装置を用いて第１の実施形態とほぼ同様の予備酸化処理を行なう際に、薬液タンク１０内の薬液を酸化処理用容器２へ注入する。これにより、燃料被覆管１の表面に薬液タンク１０内の金属を含む、保護性の高い複合酸化皮膜層が形成される。このようにして形成された複合酸化皮膜は、緻密で保護性が高いため、皮膜溶出量が減少し、水中に放出される放射性物質の量は減少する。その結果、炉水中の放射能濃度の低減が達成できる。
【図面の簡単な説明】
【００２７】
【図１】本発明の第１の実施形態に係る超臨界圧軽水炉を示す概略系統図。
【図２】本発明の第１の実施形態に係る表面酸化装置を示す模式的系統図。
【図３】本発明の第１の実施形態の効果を示すグラフであって、標準材とこの実施形態によって酸化処理された予備酸化材の腐食溶出量を相対値で示すグラフ。
【図４】本発明の第２の実施形態に係る機械研磨処理のようすを示す模式的斜視図。
【図５】本発明の第３の実施形態に係る表面酸化装置を示す模式的系統図。
【符号の説明】
【００２８】
１…燃料被覆管、２…酸化処理用容器、３…リザーバタンク、４…高圧ポンプ、５…熱交換器、６…ヒーター、７…圧力計、８…温度計、９…研磨装置、１０…薬液タンク、１１…薬液ポンプ、３１…原子炉圧力容器、３２…炉心、３３…蒸気タービン、３４…復水器、３５…冷却材浄化装置、３６…復水ポンプ、３７…給水加熱器、４０…発電機
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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