(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の停止状態において一次系に金属を注入することにより、前記原子炉の構造材に対する応力腐食抑制を行う金属注入方法であって、原子炉圧力容器蓋を開け、蒸気乾燥器および気水分離器を取り外し、その状態で核燃料を原子炉外に取り出した後、炉心部に模擬燃料、使用済み燃料または着脱可能な抑え治具を挿入し、再び蒸気乾燥器および気水分離器を設置し、原子炉圧力容器蓋を閉めて密閉状態とし、原子炉水を強制的に循環させるとともに、原子炉一次系に金属を注入することを特徴とする金属注入方法。
【請求項２】
請求項１記載の金属注入方法であって、再循環ポンプ、原子炉冷却材浄化系ポンプおよび残留熱除去系ポンプの少なくともいずれかを起動することにより、原子炉水を強制的に循環させることを特徴とする金属注入方法。
【請求項３】
請求項２記載の金属注入方法であって、前記ポンプにより、あるいは前記ポンプに代え、または前記ポンプとともに、原子炉内に設置したヒータを起動させることにより、原子炉水の温度を前記ポンプまたはヒータの起動前より１℃以上高く制御することを特徴とする金属注入方法。
【請求項４】
請求項２記載の金属注入方法であって、前記ポンプにより、あるいは前記ポンプに代え、または前記ポンプとともに、原子炉内に設置したヒータを起動させることにより、原子炉水の温度範囲を８０℃以上１８０℃以下に制御することを特徴とする金属注入方法。
【請求項５】
請求項１から４までのいずれかに記載の金属注入方法であって、注入する金属として、白金、ロジウム、パラジウムの少なくともいずれかを使用することを特徴とする金属注入方法。
【請求項６】
請求項１から５までのいずれかに記載の金属注入方法であって、注入する金属の結合状態を金属単体または金属化合物とすることを特徴とする金属注入方法。
【請求項７】
請求項１から６までのいずれかに記載の金属注入方法であって、金属とともに酸化剤を合わせて注入することを特徴とする金属注入方法。
【請求項８】
請求項１から６までのいずれかに記載の金属注入方法であって、金属とともに還元剤を合わせて注入することを特徴とする金属注入方法。
【請求項９】
請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに腐食電位を測定し、その腐食電位の測定結果に基づいて、前記原子炉一次系に注入する金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法。
【請求項１０】
請求項９記載の金属注入方法であって、腐食電位を測定した後に原子炉一次系に金属を注入し、その金属注入後に再度腐食電位を測定し、腐食電位が設定値に達していなければ、再度金属注入を実施し、腐食電位が設定値に達するまでこの過程を繰り返すことを特徴とする金属注入方法。
【請求項１１】
請求項９または１０記載の金属注入方法であって、腐食電位測定時に原子炉水中に水素、酸素または過酸化水素を注入することを特徴とする金属注入方法。
【請求項１２】
請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに前記構造材の表面の酸化被膜の厚さを測定し、その測定結果に基づいて原子炉一次系への金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法。
【請求項１３】
請求項１２記載の金属注入方法であって、前記構造材の表面の酸化被膜の厚さ測定後に原子炉一次系に金属を注入し、さらに金属注入後に再度酸化被膜厚さを測定し、その被膜厚さが設定値に達していなければ、再度金属注入を実施し、被膜厚さが設定値に達するまでこの過程を繰り返すことを特徴とする金属注入方法。
【請求項１４】
請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに構造材料の表面への金属付着量を測定し、その金属付着量の測定結果に基づいて、原子炉一次系に注入する金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法。
【請求項１５】
請求項１４記載の金属注入方法であって、構造材料の表面への金属付着量を測定した後に金属を注入し、その金属注入後に再度金属付着量を測定し、その金属付着量が設定値に達していなければ再度金属注入を実施し、金属付着量が設定値に達するまでこの過程を繰り返すことを特徴とする金属注入方法。
【請求項１６】
請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに原子炉水の導電率を測定し、その測定結果に基づいて、原子炉一次系に注入する金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法。
【請求項１７】
請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに原子炉水のｐＨを測定し、その測定結果に基づいて、金属注入量を制御することを特徴とする金属注入方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子力発電プラントにおける炉内構造物の応力腐食割れを抑制する技術に係り、特に原子炉内の構造材料表面に電気的に貴な金属を付着させる金属注入方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
例えば沸騰水型系原子力プラント等の原子力発電プラントにおいては、主たる構成材料としてステンレス鋼やニッケル基合金が用いられ、また原子炉冷却材として水（原子炉水）が使用されている。
【０００３】
ところで、原子炉特有の放射線場においては、冷却剤としての水が放射線分解することにより酸素や過酸化水素などの酸化性物質が生成される。生成された酸化性物質は、運転中の高温において、原子炉水中に溶存し、構成材料であるステンレス鋼やニッケル基合金の応力腐食割れを引き起こす一因となっている。
【０００４】
この対策のため、近年では、原子炉水中に水素を注入することにより、原子炉水中の酸化性物質の生成を抑制し、材料の電気化学的電位（腐食電位）を低減させ、応力腐食割れ発生を低減させる技術が実用化されている。
【０００５】
しかしながら、例えば図１８に示す腐食電位と給水水素濃度との関係に見られるように、応力腐食割れを抑制するためには、原子炉水中により多くの水素を注入する必要があり、一般に高温水中でのステンレス鋼の応力腐食割れを抑制する値と言われる−２３０ｍＶ（ＳＨＥ）まで腐食電位を低減させるには、原子炉水中に大量の水素を注入する必要がある。
【０００６】
一方、図１９に示すように、主蒸気系線量率と給水水素濃度との関係を見ると、大量の水素を原子炉水中に注入した場合、原子炉からタービン発電機までの配管および機器の放射線量が上昇する事象がある。このため、実用化している国内プラントでは、少量の水素注入にとどめており、応力腐食割れが完全には抑制できていない現状がある。
【０００７】
この水素注入による応力腐食割れ抑制効果を補完するため、原子炉内の構造材料表面に、電気的に貴な金属を付着させる方法が検討されている。
【０００８】
図２０は腐食電位の傾向を示したものである。この図２０に示すように、電気的に貴な金属を付着させる方法は、それにより表面にて水素／酸化性成分の見かけ上の再結合反応を促し、表面での電気化学的電位（腐食電位）を低減させ、応力腐食割れを抑制する技術である。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
ところで従来では、貴な金属を構造材料表面に付着させる場合、原子炉の運転中に金属注入を行っている。しかし、このような方法によって貴な金属を注入すると、同じく原子炉内に装架された核燃料被覆管にも貴な金属が付着する。核燃料被覆管には、通常ジルカロイ合金等が使用されており、貴な金属が核燃料被覆管に大量に付着すると、ジルカロイ合金の水素吸収量が増加する可能性がある。
【００１０】
例えば図２１に示すように、ジルカロイ合金中の水素吸収量が増加すると、ジルカロイの引っ張り強さが低下し、その結果ジルカロイ合金が脆化し、ひいては燃料が破損してしまう可能性がある。
【００１１】
したがって、原子炉内に金属を注入する場合には、構成材料表面には注入する金属を付着させ、かつ核燃料被覆管表面には金属を付着させないような課題がある。
【００１２】
また、従来までの金属注入方法では、構造材料に付着させる金属の量を測定していないため、必要量の金属が構造材料に付着しているかどうか不明であり、金属付着の効果が十分に得られているかが不明であった。したがって、金属を注入する場合において、構造材料表面への金属付着量が把握できるような金属注入方法を発明する課題がある。
【００１３】
本発明の目的は、原子炉内の構造材料表面に金属を付着させ、かつ核燃料表面の被覆管には金属を付着させない金属注入方法を提供することにある。
【００１４】
また、本発明の他の目的は、原子炉内の構造材料表面に必要量の金属を付着させることができる金属注入方法を提供することにある。
【００１５】
【課題を解決するための手段】
前記の目的を達成するために、本発明は概述すると、原子炉状態が核加熱時前で核燃料を取り出した状態において金属注入を実施すること、または注入した金属を測定することにより、金属注入量を制御するものである。
【００１６】
すなわち、本発明においては、沸騰水型原子力発電プラントを例とすると、原子炉圧力容器と、圧力容器で生成した蒸気をタービンに送る蒸気系と、復水を圧力容器へ戻す給水系と、原子炉水を浄化する原子炉水浄化系と、原子炉水を循環させる原子炉再循環系と原子炉水の熱を除去する残留熱除去系を備えた原子力発電プラントにおいて、給水系、原子炉水浄化系、原子炉再循環系、残留熱除去系の少なくともいずれかに金属を注入する装置を設け、原子炉状態が核加熱時前で核燃料を取り出した状態において金属を注入すること、または注入した金属を測定することにより金属注入量を制御するものである。
【００１７】
このような方法によって金属を注入した場合には、原子力発電プラントにおいて核燃料に悪影響を与えずに金属注入を行うことが可能となり、また構造材表面に必要となる金属付着量を確実に付着させることが可能となる。すなわち、原子炉内の構成材に対する応力腐食割れを完全に抑制するとともに、金属付着により燃料が破損することを防ぐことができ、これにより、金属注入後においても原子力発電プラントにて安定した運転が可能となる。
【００１８】
本発明の請求項１の発明では、原子炉の停止状態において一次系に金属を注入することにより、前記原子炉の構造材に対する応力腐食抑制を行う金属注入方法であって、原子炉圧力容器蓋を開け、蒸気乾燥器および気水分離器を取り外し、その状態で核燃料を原子炉外に取り出した後、炉心部に模擬燃料、使用済み燃料または着脱可能な抑え治具を挿入し、再び蒸気乾燥器および気水分離器を設置し、原子炉圧力容器蓋を閉めて密閉状態とし、原子炉水を強制的に循環させるとともに、原子炉一次系に金属を注入することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００２０】
請求項２の発明では、請求項１記載の金属注入方法であって、再循環ポンプ、原子炉冷却材浄化系ポンプおよび残留熱除去系ポンプの少なくともいずれかを起動することにより、原子炉水を強制的に循環させることを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００２１】
請求項３の発明では、請求項２記載の金属注入方法であって、前記ポンプにより、あるいは前記ポンプに代え、または前記ポンプとともに、原子炉内に設置したヒータを起動させることにより、原子炉水の温度を前記ポンプまたはヒータの起動前より１℃以上高く制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００２２】
請求項４の発明では、請求項２記載の金属注入方法であって、前記ポンプにより、あるいは前記ポンプに代え、または前記ポンプとともに、原子炉内に設置したヒータを起動させることにより、原子炉水の温度範囲を８０℃以上１８０℃以下に制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００２６】
請求項５の発明では、請求項１から４までのいずれかに記載の金属注入方法であって、注入する金属として、白金、ロジウム、パラジウムの少なくともいずれかを使用することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００２７】
請求項６の発明では、請求項１から５までのいずれかに記載の金属注入方法であって、注入する金属の結合状態を金属単体または金属化合物とすることを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００２８】
請求項７の発明では、請求項１から６までのいずれかに記載の金属注入方法であって、金属とともに酸化剤を合わせて注入することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００２９】
請求項８の発明では、請求項１から６までのいずれかに記載の金属注入方法であって、金属とともに還元剤を合わせて注入することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３０】
請求項９の発明では、原子炉を停止した状態下で前記原子炉の一次系に金属を注入することにより、前記原子炉の構造材に対する応力腐食抑制を行う金属注入方法であって、金属注入とともに腐食電位を測定し、その腐食電位の測定結果に基づいて、前記原子炉一次系に注入する金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３１】
請求項１０の発明では、請求項９記載の金属注入方法であって、腐食電位を測定した後に原子炉一次系に金属を注入し、その金属注入後に再度腐食電位を測定し、腐食電位が設定値に達していなければ、再度金属注入を実施し、腐食電位が設定値に達するまでこの過程を繰り返すことを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３２】
請求項１１の発明では、請求項９または１０記載の金属注入方法であって、腐食電位測定時に原子炉水中に水素、酸素または過酸化水素を注入することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３３】
請求項１２の発明では、請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに前記構造材の表面の酸化被膜の厚さを測定し、その測定結果に基づいて原子炉一次系への金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３４】
請求項１３の発明では、請求項１２記載の金属注入方法であって、前記構造材の表面の酸化被膜の厚さ測定後に原子炉一次系に金属を注入し、さらに金属注入後に再度酸化被膜厚さを測定し、その被膜厚さが設定値に達していなければ、再度金属注入を実施し、被膜厚さが設定値に達するまでこの過程を繰り返すことを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３５】
請求項１４の発明では、請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに構造材料の表面への金属付着量を測定し、その金属付着量の測定結果に基づいて、原子炉一次系に注入する金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３６】
請求項１５の発明では、請求項１４記載の金属注入方法であって、構造材料の表面への金属付着量を測定した後に金属を注入し、その金属注入後に再度金属付着量を測定し、その金属付着量が設定値に達していなければ再度金属注入を実施し、金属付着量が設定値に達するまでこの過程を繰り返すことを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３７】
請求項１６の発明では、請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに原子炉水の導電率を測定し、その測定結果に基づいて、原子炉一次系に注入する金属の注入量を制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００３８】
請求項１７の発明では、請求項１記載の金属注入方法であって、金属注入とともに原子炉水のｐＨを測定し、その測定結果に基づいて、金属注入量を制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【００５６】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る金属注入方法の実施形態について、図面を参照して説明する。
【００５７】
第１実施形態（図１、図２）
図１は本発明の第１実施形態による装置構成を示す図である。
【００５８】
この図１において、原子炉圧力容器１の上部には主蒸気ライン２が接続され、本ラインはタービン・復水器等を経て、給水ライン３として原子炉圧力容器１に接続される。原子炉圧力容器１の下部からは、再循環ポンプ４を有する再循環ライン５が設けられており、その再循環ライン５からは原子炉冷却材循環ポンプ６を有する原子炉冷却材浄化系７が分岐され、原子炉冷却材浄化系７は給水ライン３に接続されている。また再循環ライン５からは残留熱除去ポンプ８を有する残留熱除去系９も分岐し、再び再循環ライン５に接続される。
【００５９】
原子炉圧力容器１の中には、シュラウド１０およびジェットポンプ１１、蒸気乾燥器１２、気水分離器１３のような炉内構造部と核燃料１４が挿入されて、原子炉圧力容器蓋１５にて密閉されている。また、再循環ライン７には金属注入装置１６が設置してある。
【００６０】
図２は、本実施形態による金属注入方法の手順を示すフローチャートである。
【００６１】
本実施形態では、この図２に示すように、原子炉状態が核加熱していない状態、例えば定期的に行われる定期検査時において、まず、原子炉圧力容器蓋１５を開け（Ｓ１０１）、蒸気乾燥器１２および気水分離器１３を取り外す（Ｓ１０２）。その状態で核燃料１４を原子炉外に取り出し（Ｓ１０３）、原子炉圧力容器蓋１５を閉め、密閉状態とする（Ｓ１０４）。
【００６２】
上記原子炉状態において、再循環ポンプ４を起動することにより、原子炉水を強制的に循環させる（Ｓ１０５）。再循環ポンプ６によるジュール熱により原子炉内の温度を上昇させ、好ましくは約１５０℃程度まで上昇させる。この温度範囲については、第４実施形態において説明する。
【００６３】
上記循環状態において、金属注入部としての金属注入装置１６より必要量の金属を注入することにより（Ｓ１０６）、原子炉内および炉内構造物表面にまんべんなく金属を付着させることが可能となる。
【００６４】
第２実施形態（図３、図４）
図３は本発明の第２実施形態による装置構成を示す図である。
【００６５】
この図３において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、原子炉内に装荷できる模擬燃料１７を有していることである。
【００６６】
図４は、本実施形態による金属注入方法の手順を示すフローチャートである。
【００６７】
本実施形態では、この図２に示すように、例えば定期検査時において、まず、原子炉圧力容器蓋１５を開け（Ｓ２０１）、蒸気乾燥器１２および気水分離器１３を取り外し（Ｓ２０２）、その状態で核燃料１４を原子炉外に取り出す（Ｓ２０３）。燃料を取り出し後、模擬燃料１７を挿架し（Ｓ２０４）、この後再び蒸気乾燥器１２および気水分離器１３を設置し（Ｓ２０５）、原子炉圧力容器蓋１５を閉め（Ｓ２０６）、密閉状態とし、再循環ポンプ４を起動することにより、原子炉水を強制的に循環させ、原子炉内の温度を好ましくは約１５０℃程度まで上昇させる。
【００６８】
これにより上記循環状態において、金属注入装置１６より必要量の金属を注入する（Ｓ２０８）。
【００６９】
これにより、原子炉内および炉内構造物表面にまんべんなく金属を付着させることが可能となる。また、燃料を取り出した場合、原子炉水循環によりシュラウド等の炉内構造物が流体振動を受ける可能性があるが、模擬燃料の設置により炉内構造物が安定に設置され、原子炉水循環による炉内構造物の振動も抑制することができる。また金属注入時に、構造材料へのより多くの付着を目的として、酸化剤や還元剤を注入してもよい。
【００７０】
第３実施形態（図５、図６）
図５は本発明の第３実施形態による装置構成を示す図である。
【００７１】
この図５において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、原子炉内に使用済み燃料１８を装荷する点にある。
【００７２】
図６は、本実施形態による金属注入方法の手順を示すフローチャートである。
【００７３】
本実施形態では、この図６に示すように、例えば定期検査時において、まず、原子炉圧力容器蓋１５を開け（Ｓ３０１）、蒸気乾燥器１２および気水分離器１３を取り外し（Ｓ３０２）、その状態で核燃料１４を取り出し、燃料プールに移送する（Ｓ３０３）。
【００７４】
燃料を取り出し後、使用済み燃料１８を装荷し（Ｓ３０４）、その後再び蒸気乾燥器１２および気水分離器１３を設置し（Ｓ３０５）、原子炉圧力容器蓋１５を設置して密閉状態とし（Ｓ３０６）、再循環ポンプ４を起動することにより、原子炉水を強制的に循環させ（Ｓ３０７）、原子炉内の温度を好ましくは約１５０℃程度まで上昇させる。上記循環状態において、金属注入装置１６より必要量の金属を注入する（Ｓ３０８）。
【００７５】
これにより、原子炉内および炉内構造物表面にまんべんなく金属を付着させることが可能となる。また、燃料を取り出した場合、原子炉水循環によりシュラウド等の炉内構造物が流体振動を受ける可能性があるが、使用済み燃料１８の設置により炉内構造物が安定に設置され、原子炉水循環による炉内構造物の振動も抑制することができる。
【００７６】
第４実施形態（図７、８、９）
図７は本発明の第４実施形態による装置構成を示す図である。
【００７７】
この図７において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、残留熱除去系９に金属注入装置１６を有し、原子炉内に抑え治具１９およびヒーター２０を有していることである。
【００７８】
図８は、本実施形態による金属注入方法の手順を示すフローチャートである。
【００７９】
本実施形態では、この図８に示すように、例えば定期検査時において、まず、原子炉圧力容器蓋１５を開け（Ｓ４０１）、蒸気乾燥器１２および気水分離器１３を取り外し（Ｓ４０２）、その状態で核燃料１４を取り出す（Ｓ４０３）。
【００８０】
燃料を取り出し後、抑え治具１９およびヒーター２０を設置する（Ｓ４０４）。再び蒸気乾燥器１２および気水分離器１３を設置し（Ｓ４０５）、原子炉圧力容器蓋１５を閉めて密閉状態とし、残留熱除去ポンプ８を起動することにより、原子炉水を強制的に循環させ、ヒーター２０の起動により原子炉水の温度を好ましくは１５０℃付近まで上昇させる（Ｓ４０６）。上記循環状態において、金属注入装置１６より必要量の金属を注入する（Ｓ４０７）。
【００８１】
これにより、原子炉内および炉内構造物表面にまんべんなく金属を付着させることが可能となる。また、燃料を取り出した場合、原子炉水循環によりシュラウド等の炉内構造物が流体振動を受ける可能性があるが、取り出し治具の設置により炉内構造物が安定に設置され、原子炉水循環による炉内構造物の振動も抑制することができる。また残留熱除去系ポンプ８を起動しているため、原子炉内および炉内構造物表面の他、残留熱除去系に９も金属を付着させることが可能となる他、残留熱除去系ポンプ８によるジュール熱では原子炉水の温度が上昇しなくとも、ヒーター２０により原子炉水の温度を制御することが可能となる。
【００８２】
また注入する金属は、金属単体の他、金属化合物でもよい。例えば、Ｎａ２Ｐｔ（ＯＨ）６やＮａ3Ｒｈ（ＮＯ２）６を用いれば、このような金属化合物は水溶性のため、水溶液として注入することが可能であり、溶液ポンプ等で簡易に注入することが可能であり、原子炉内で化合物が分解し、金属が原子炉構造材料表面に付着する。
【００８３】
図９は、金属付着量（相対値）と原子炉水温度との関係を示す特性図である。この図９に示すように、原子炉水の温度が１４０℃のとき最も金属付着量が多く、これより高温側および低温側のいずれの側でも金属付着量は減少する。これは、低温側では構造材料の腐食速度が小さく、金属元素の腐食皮膜への取込み速度が小さくなり、目的の個所で十分な付着が行われなくなるためである。逆に、高温側に移行すると、金属化合物が不安定となり分解速度が大きくなることにより、目的個所まで流動できなくなるためである。
【００８４】
そこで、本発明では、ポンプまたはヒータの起動前より１℃以上高くなる範囲において、原子炉水の温度範囲を８０℃以上１８０℃以下に制御するものである。
【００８５】
すなわち、金属を注入する際の特に好ましい原子炉水の温度は１４０℃付近であり、実施上での好ましい上限は、１５０℃付近である。つまり、金属付着量は温度と相関があり、特に１５０℃付近で最もつきやすい傾向をもつ。したがって、１５０℃付近にて金属注入を実施することが最も効率よく材料表面への金属付着を期待できることとなる。
【００８６】
第５実施形態（図１０、図１１）
図１０は本発明の第５実施形態による装置構成を示す図である。
【００８７】
この図１０において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、原子炉内部または外部に腐食電位測定装置２１を有し、残留熱除去系９に気体注入装置２２を有していることである。
【００８８】
本実施形態によれば、金属注入中に腐食電位を測定することができる。金属が付着した場合に測定される腐食電位が変化することから、腐食電位測定装置２１により金属付着量の変化を測定することが可能であり、またその結果に基づいて金属注入量制御することにより、必要な金属注入量を合理的に得ることが可能となる。また、腐食電位測定時には気体注入装置２２より、水素等の気体を注入すれば、金属付着時の腐食電位の変化がより大きくなるため、精度よく金属付着量を把握することが可能となる。
【００８９】
図１１は、本実施形態による金属注入方法の手順を示すフローチャートである。
【００９０】
なお、本実施形態では、腐食電位測定装置２１が炉内装荷型である場合には、前記各実施形態と同様に、原子炉圧力容器蓋等の取外し等を行った後で下記の工程を進めるが、外部設置型の場合には、前記工程を省略することができる。本実施形態では後者について説明する。
【００９１】
図１１に示すように、予め腐食電位測定装置２１を設置しておき（Ｓ５０１）、金属注入前に腐食電位を測定し（Ｓ５０２）、その後金属注入を実施し（Ｓ５０３）、注入後の腐食電位を再度測定する（Ｓ５０４）。その測定結果に基づき、必要な付着量が得られていれば（Ｓ５０５）金属注入処理を終了し（Ｓ５０６）、必要な付着量が得られていなければ（Ｓ５０７）、再度金属注入処理を実施し（Ｓ５０３）、必要量が得られるまでこの過程を繰り返す。
【００９２】
本実施形態によれば、必要となる金属付着量を合理的かつ確実に得られるとともに、必要に応じ腐食電位測定装置２１を原子炉外に取り外せるため、腐食電位測定装置２１に対する金属注入工程による流体の影響や金属の影響を回避することが可能となる。
【００９３】
第６実施形態（図１２、図１３）
図１２は本発明の第６実施形態による装置構成を示す図である。
【００９４】
この図１２において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、原子炉内部または外部に被膜厚さ測定装置２２を有していることである。
【００９５】
本実施形態によれば、金属注入中に原子炉構造材料の酸化被膜厚さを測定することができる。金属が付着した場合に酸化被膜厚さが変化することから、被膜厚さ測定装置２３により金属付着量を測定することが可能であり、またその結果に基づいて金属注入量制御することにより、必要な金属注入量を合理的に得ることが可能となる。
【００９６】
図１３は、本実施形態による金属注入方法の手順を示すフローチャートである。
【００９７】
この図１３に示すように、予め皮膜厚さ測定装置２３を設置しておき（Ｓ６０１）、金属注入前に酸化被膜を測定し（Ｓ６０２）、その後金属注入を実施し（Ｓ６０３）、注入後の酸化被膜を再度測定する（Ｓ６０４）。その測定結果に基づき、必要な付着量が得られていれば（Ｓ６０５）、金属注入処理を終了し、必要な付着量が得られていなければ（Ｓ６０７）再度金属注入処理を実施し（Ｓ６０３）、必要量が得られるまでこの過程を繰り返す。
【００９８】
本実施形態によれば、必要となる金属付着量を合理的かつ確実に得られるとともに、必要に応じ被膜厚さ測定装置２３を原子炉外に取り外せるため、被膜厚さ測定装置２３に対する金属注入工程による流体の影響や金属の影響を回避することが可能となる。
【００９９】
第７実施形態（図１４、図１５）
図１４は本発明の第７実施形態による装置構成を示す図である。
【０１００】
この図１４において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、原子炉内部または外部に金属付着量測定装置２４を有していることである。
【０１０１】
本実施形態によれば、金属注入中に構造材料表面に付着した金属量を測定することができる。またその結果に基づいて金属注入量制御することにより、必要な金属注入量を合理的に得ることが可能となる。
【０１０２】
図１５は、本実施形態による金属注入方法の手順を示すフローチャートである。
【０１０３】
この図１５に示すように、金属付着量測定装置２４を設置しておき（Ｓ７０１）、金属注入（Ｓ７０２）の後に金属付着量を測定する（Ｓ７０３）。その測定結果に基づき、必要な付着量が得られていれば（Ｓ７０４）、金属注入処理を終了し（Ｓ７０５）、必要な付着量が得られていなければ（Ｓ７０６）、再度金属注入処理を実施し（Ｓ７０２）、必要量が得られるまでこの過程を繰り返す。これにより、必要となる金属付着量を合理的かつ確実に得られるとともに、金属付着量測定装置２４を原子炉外に取り外せるため、金属付着量測定装置２４に対する金属注入工程による流体の影響や金属の影響を回避することが可能となる。
【０１０４】
第８実施形態（図１６）
図１６は本発明の第８実施形態による装置構成を示す図である。
【０１０５】
この図１６において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、原子炉内に導電率計２５を有していることである。
【０１０６】
本実施形態においては、原子炉を停止した状態下で原子炉の一次系に金属を注入することにより、原子炉の構造材に対する応力腐食抑制を行う際、金属注入とともに導電率計２５により原子炉水の導電率を測定し、その測定結果に基づいて、原子炉一次系に注入する金属の注入量を制御する。
【０１０７】
本実施形態によれば、金属注入中による導電率の変化を測定することが可能となり、その結果に基づいて金属注入量制御することにより、必要な金属注入量を合理的に得ることが可能となる。
【０１０８】
第９実施形態（図１７）
図１７は本発明の第９実施形態による装置構成を示す図である。
【０１０９】
この図１７において、図１に示した第１実施形態と同一部分には同一符号が付してある。図１との相違点は、原子炉内にｐＨ計２６を有していることである。
【０１１０】
本実施形態においては、原子炉を停止した状態下で原子炉の一次系に金属を注入することにより、原子炉の構造材に対する応力腐食抑制を行う際、金属注入とともにｐＨ計２６によって原子炉水のｐＨを測定し、その測定結果に基づいて、金属注入量を制御することを特徴とする金属注入方法を提供する。
【０１１１】
本実施形態によれば、金属注入中によるｐＨの変化を測定することが可能となる。その結果に基づいて金属注入量を制御することにより、必要な金属注入量を合理的に得ることが可能となる。
【０１１２】
他の実施形態
なお、本発明においては、上述した各実施形態を種々組合せて実施することができ、それにより上記作用を種々複合した効果が得られるものである。
【０１１３】
【発明の効果】
以上のように、本発明によれば、原子炉内の構造材料表面に金属を付着させ、かつ核燃料表面の被覆管には金属を付着させない金属注入方法および装置を提供することが可能となる。特に原子炉構造材料は一度トラブルが生じると保修に時間と経費がかかるほか作業員被ばく増加する。また燃料被覆管への金属付着により燃料が破損した場合には、同様に保修に時間と経費がかかるほか、原子力発電プラントの非常に長期にわたる停止を余儀なくされる。これに対し、本発明に係る金属注入方法および装置によれば、上記のような問題を防ぐことが可能となる。
また、本発明によれば、原子炉内および炉内構造物表面にまんべんなく金属を付着させることが可能となる。また、燃料を取り出した場合、原子炉水循環によりシュラウド等の炉内構造物が流体振動を受ける可能性があるが、模擬燃料の設置により炉内構造物が安定に設置され、原子炉水循環による炉内構造物の振動も抑制することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る注入装置の第１実施形態を示す構成図。
【図２】同実施形態における金属注入方法を示すフローチャート。
【図３】本発明に係る注入装置の第２実施形態を示す構成図。
【図４】同実施形態における金属注入方法を示すフローチャート。
【図５】本発明に係る注入装置の第３実施形態を示す構成図。
【図６】同実施形態における金属注入方法を示すフローチャート。
【図７】本発明に係る注入装置の第４実施形態を示す構成図。
【図８】同実施形態における金属注入方法を示すフローチャート。
【図９】金属付着量と炉水温度との関係を示す特性図。
【図１０】本発明に係る注入装置の第５実施形態を示す構成図。
【図１１】同実施形態における金属注入方法を示すフローチャート。
【図１２】本発明に係る注入装置の第６実施形態を示す構成図。
【図１３】同実施形態における金属注入方法を示すフローチャート。
【図１４】本発明に係る注入装置の第７実施形態を示す構成図。
【図１５】同実施形態における金属注入方法を示すフローチャート。
【図１６】本発明に係る注入装置の第８実施形態を示す構成図。
【図１７】本発明に係る注入装置の第９実施形態を示す構成図。
【図１８】水素注入量（給水水素濃度）と腐食電位低下度合いの相関を示す図。
【図１９】水素注入量（給水水素濃度）と主蒸気線量率の上昇割合を示す図。
【図２０】金属が付着した場合としない場合のステンレス鋼の腐食電位を、水素注入量（水素／酸素モル比）に手相間を表した図。
【図２１】ジルカロイ合金の水素吸収量と、引っ張り強さ（強度）を示した図。
【符号の説明】
１  原子炉圧力容器
２  主蒸気ライン
３  給水ライン
４  原子炉再循環ポンプ
５  原子炉再循環ライン
６  原子炉冷却材浄化系ポンプ
７  原子炉冷却材浄化系
８  残留熱除去系ポンプ
９  残留熱除去系
１０  シュラウド
１１  ジェットポンプ
１２  蒸気乾燥器
１３  気水分離器
１４  核燃料
１５  原子炉圧力容器蓋
１６  金属注入装置
１７  模擬燃料
１８  使用済み燃料
１９  抑え治具
２０  ヒーター
２１  腐食電位測定装置
２２  気体注入装置
２３  被膜厚さ測定装置
２４  金属付着量測定装置
２５  導電率計
２６  ｐＨ計
【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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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
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【図２１】
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