JP2000352597A - Nuclear power plant and method for operating it - Google Patents
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉一次系材料
の応力腐食割れの抑制、ひいては原子炉一次系放射能濃
度の低減、一次系配管または機器への付着放射能濃度の
低減を図った原子力発電プラントおよびその運転方法に
関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention is intended to suppress the stress corrosion cracking of primary materials of a nuclear reactor, and to reduce the concentration of radioactivity in the primary system of the reactor, and to reduce the concentration of radioactivity attached to the primary piping or equipment. The present invention relates to a nuclear power plant and an operation method thereof.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力発電プラントにおいては、その冷
却材に高温水が用いられており、その厳しい環境条件の
もとでは、材料の腐食挙動が重要な問題となっている。
腐食挙動としては、材料の全面腐食によるＦｅ，Ｎｉ，
Ｃｒ，Ｃｏ等の構成金属元素の溶出と、特に沸騰水型原
子力発電プラント（以下、ＢＷＲと記す）で問題となる
オーステナイト系ステンレス鋼及びニッケル基合金の溶
接部等の熱影響部の応力腐食割れ（Ｓｔｒｅｓｓ Ｃｏ
ｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋｉｎｇ、以下、「ＳＣＣ」
と記す）の２つを考慮する必要がある。2. Description of the Related Art In a nuclear power plant, high-temperature water is used as a coolant, and under severe environmental conditions, corrosion behavior of a material is an important problem.
As the corrosion behavior, Fe, Ni,
Elution of constituent metal elements such as Cr and Co, and stress corrosion cracking of heat-affected zones such as welds of austenitic stainless steel and nickel-based alloys, which are particularly problematic in boiling water nuclear power plants (hereinafter referred to as BWRs) (Stress Co
erosion cracking, hereafter "SCC"
2) must be considered.
【０００３】このＳＣＣという事象は、３つの要因、す
なわち、材料，応力，環境という因子が重畳した時に発
生すると言われている。ＢＷＲの原子炉水のような高温
高圧にある純水中でのステンレス鋼のＳＣＣは、特にＣ
ｒの偏在し易い結晶粒界での応力腐食割れ、即ち粒界応
力腐食割れ（Ｉｎｔｅｒ ｇｒａｎｕｌａｒ Ｓｔｒｅ
ｓｓ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋｉｎｇ、以下、
「ＩＧＳＣＣ」と記す）が主であり、その３因子は、
（１）鋭敏化処理によるＣｒ欠乏層の生成，（２）降伏
点以上の負荷応力，（３）十分な溶存酸素の供給である
と考えられている。この３因子が重畳することにより、
Ｃｒ欠乏層に沿って局所的に腐食が進行する。It is said that this SCC event occurs when three factors, namely, material, stress, and environment, are superimposed. SCC of stainless steel in pure water at high temperatures and pressures, such as BWR reactor water,
stress corrosion cracking at crystal grain boundaries where r is apt to be unevenly distributed, that is, intergranular stress corrosion cracking (Intergranular Street).
ss Corrosion Cracking,
"IGSCC"), and the three factors are:
It is considered that (1) the formation of a Cr-deficient layer by the sensitization treatment, (2) the applied stress equal to or higher than the yield point, and (3) the supply of sufficient dissolved oxygen. By superimposing these three factors,
Corrosion locally progresses along the Cr-deficient layer.
【０００４】環境因子である“溶存酸素供給”の抑制手
段の１つとして、給水系からの水素注入技術がＢＷＲに
適用されてきた。しかし、水素注入は炉内の酸化性環境
を還元側にシフトさせるため、炉内に存在する金属酸化
物の溶解度は上昇し、被ばく線源となる放射化腐食生成
物（Ａｃｔｉｖａｔｅｄ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｐｒｏ
ｄｕｃｔ、以下、「ＡＣＰ」と記す）の溶解度も上昇す
るため、Ｃｏ−６０に代表される炉水中放射能濃度が上
昇する。[0004] As one of means for suppressing "supply of dissolved oxygen" which is an environmental factor, a hydrogen injection technique from a water supply system has been applied to BWR. However, since hydrogen injection shifts the oxidizing environment in the furnace toward the reducing side, the solubility of metal oxides present in the furnace increases, and activated corrosion products (Activated Corrosion Pro) serving as radiation sources are exposed.
(hereinafter referred to as “ACP”), so that the radioactivity concentration in the reactor water represented by Co-60 increases.
【０００５】ＡＣＰの発生源としては、腐食生成物（Ｃ
ｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｐｒｏｄｕｃｔ、以下、「ＣＰ」と
記す）が燃料被覆管表面に付着し、いわゆる“燃料クラ
ッド”となり放射化するものと、炉心の中性子場にある
構造材が直接放射化し溶出するものがあると一般に言わ
れている。As a source of ACP, corrosion products (C
Orrosion Product (hereinafter referred to as "CP") adheres to the surface of the fuel cladding tube and becomes so-called "fuel clad" and is activated, while there is one where the structural material in the neutron field of the core is directly activated and eluted. It is generally said.
【０００６】これらの炉水中に溶け出したＡＣＰはイオ
ン形態をとり、炉外配管及び機器の酸化皮膜に取り込ま
れ、原子力発電プラント定期検査時の被ばく線源とな
る。特に、比較的新しいプラントでは給水からの鉄クラ
ッドの持ち込み量が低減されているため、このイオン形
態の放射能挙動が支配的となっている。[0006] The ACP dissolved in the reactor water takes an ion form, is taken into the pipe outside the furnace and the oxide film of the equipment, and becomes an exposure radiation source during a periodic inspection of the nuclear power plant. In particular, in relatively new plants, the amount of iron clad brought in from the feedwater is reduced, so that the radioactivity behavior of this ion form is dominant.
【０００７】ＢＷＲのイオン形態のＡＣＰの放射能濃度
低減にはＮｉ／Ｆｅ比コントロールが従来適用されてき
た。これは燃料クラッド中にＣＰを閉じこめる技術であ
り、従来、１／５程度の炉水放射能濃度低減効果をあげ
てきた。しかし、Ｎｉ／Ｆｅ比コントロール実施時には
配管への放射能付着傾向が加速されるため、必ずしも炉
外配管・機器への付着放射能量が低くなるとは限らな
い。特に、最新のＢＷＲでは、炉水放射能濃度低減効果
が小さく、配管線量率の上昇が問題となりつつある。こ
の炉水放射能濃度低減効果が小さくなったことの１つの
原因として、燃料被覆管表面にＣｒ酸化物が一時的に析
出し、不安定化する際に周囲の燃料クラッドを溶解して
しまう可能性が示唆されている。Conventionally, Ni / Fe ratio control has been applied to reduce the radioactivity concentration of ACP in the ion form of BWR. This is a technique for confining the CP in the fuel cladding, and has conventionally achieved an effect of reducing the reactor water radioactivity concentration by about 1/5. However, when the Ni / Fe ratio control is performed, the tendency of radioactivity to adhere to the pipe is accelerated, so that the amount of radioactivity adhering to the pipe and equipment outside the furnace does not always decrease. In particular, in the latest BWR, the effect of reducing the reactor water radioactivity concentration is small, and an increase in the pipe dose rate is becoming a problem. One of the reasons why the effect of reducing the reactor water radioactivity concentration has been reduced is that Cr oxide may temporarily precipitate on the surface of the fuel cladding tube and dissolve the surrounding fuel cladding when it becomes unstable. Sex is suggested.
【０００８】このような問題の解決手段として、従来の
Ｎｉ／Ｆｅ比コントロールの代替水質制御として、亜鉛
注入あるいは給水からのＦｅの持ち込みを極力抑制する
いわゆる“高Ｎｉ制御”が有望である。これらの技術は
いずれも配管および機器への放射能の付着傾向を抑制す
ることを目的としており、炉水放射能濃度はＮｉ／Ｆｅ
比コントロール実施時に比べ上昇する可能性もあるが、
付着放射能量自体は抑制されると考えられる。As a means of solving such a problem, what is called “high Ni control” as a substitute for the conventional Ni / Fe ratio control, which suppresses the introduction of Fe from zinc injection or feed water as much as possible, is promising. Each of these techniques aims at suppressing the tendency of radioactivity to adhere to pipes and equipment, and the reactor water radioactivity concentration is Ni / Fe
Although there is a possibility that it may increase compared to when performing ratio control,
It is considered that the amount of attached radioactivity itself is suppressed.
【０００９】また、水素注入時には炉内で発生する放射
性窒素の化学形態がアンモニアに代表される還元された
分子となるため、炉内から主蒸気に放射性窒素が移行し
やすくなり、主蒸気系を含むタービン系の線量率が上昇
する。放射性窒素の中でも水分子のＯ原子から生成する
Ｎ−１６は、放出するγ線のエネルギーが６〜７ＭｅＶ
と高いため、タービン建屋での線源となるばかりでな
く、プラント敷地境界の線量率にも影響を与えうる。Ｎ
−１６の主蒸気への移行量を抑制するためには水素注入
量を低く抑制することが簡易な対策であるため、炉内の
材料の全てに水素注入による効果が及ばない場合もあ
る。Further, at the time of hydrogen injection, the chemical form of radioactive nitrogen generated in the furnace becomes a reduced molecule represented by ammonia, so that the radioactive nitrogen is easily transferred from the furnace to the main steam, and the main steam system is formed. Increasing turbine system dose rates. Among radioactive nitrogen, N-16 generated from the O atom of the water molecule emits γ-rays having an energy of 6 to 7 MeV.
As a result, it is not only a radiation source in the turbine building, but also can affect the dose rate at the plant site boundary. N
In order to suppress the transfer amount of −16 to the main steam, it is a simple measure to suppress the hydrogen injection amount to be low. Therefore, the effect of the hydrogen injection may not reach all the materials in the furnace.
【００１０】[0010]
【発明が解決しようとする課題】前述したように、ＢＷ
Ｒ炉水のような溶存酸素が存在する高温高圧純水中で
は、応力が負荷された場合、鋭敏化により生成したＣｒ
欠乏層に沿って局所的な腐食が進む可能性がある。As described above, BW
In high-temperature, high-pressure pure water containing dissolved oxygen, such as R reactor water, when stress is applied, Cr generated by sensitization
Local corrosion may progress along the depletion layer.
【００１１】この対策として、環境側からは既に水素注
入技術が適用されている。しかし、その効果は材料の部
位，プラント形状等により異なり、炉内材料表面の酸化
性環境を均一に還元側に移行することができるわけでは
ない。また、炉水中のＡＣＰ濃度の上昇に伴う一次系機
器および配管表面線量率の上昇，主蒸気中の放射性窒素
濃度上昇によるタービン系線量率上昇等の副次的影響も
観測されている。As a countermeasure, a hydrogen injection technique has already been applied from the environment side. However, the effect differs depending on the location of the material, the plant shape, and the like, and the oxidizing environment on the material surface in the furnace cannot be uniformly transferred to the reduction side. Secondary effects such as an increase in the dose rate on the surface of primary equipment and piping due to an increase in the ACP concentration in the reactor water, and an increase in the dose rate in the turbine system due to an increase in the concentration of radioactive nitrogen in the main steam have also been observed.
【００１２】ＡＣＰ濃度の上昇に関しては、燃料被覆管
表面に一時的にＣｒ酸化物が付着し、その後不安定化し
て溶解する際に周囲に付着しているＡＣＰを溶解する影
響があることが示唆されている。Regarding the increase in the ACP concentration, it is suggested that the Cr oxide temporarily adheres to the surface of the fuel cladding tube and then becomes unstable and dissolves, thereby dissolving the ACP adhering to the surroundings. Have been.
【００１３】また、ＢＷＲ炉水中のＣｒの１つの発生源
として、給水系に設置されている給水ヒーターの腐食に
よるＣｒ溶出が考えられており、炉水中のＣｒ濃度を制
御しようとする際の障害となる。Further, as one source of Cr in the BWR reactor water, Cr elution due to corrosion of a feed water heater installed in a water supply system is considered, which is an obstacle in controlling the Cr concentration in the reactor water. Becomes
【００１４】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたものであり、ステンレス鋼を中心とする材料（特に
結晶粒界部分）に含まれているＣｒを材料表面に安定化
する処理を施すことで、材料のＩＧＳＣＣを抑制すると
ともに、炉水中のＡＣＰの挙動を制御し、原子力発電プ
ラントの材料健全性向上，被ばく線量当量低減を図るこ
とを目的とする。The present invention has been made in order to solve the above-mentioned problems, and performs a process for stabilizing Cr contained in a material (particularly, a crystal grain boundary portion) mainly in stainless steel on the material surface. Accordingly, it is an object of the present invention to suppress the IGSCC of the material, control the behavior of the ACP in the reactor water, improve the soundness of the material of the nuclear power plant, and reduce the exposure dose equivalent.
【００１５】[0015]
【課題を解決するための手段】原子力発電プラントのＣ
ｒの発生過程は、給水加熱器冷却管に使用されている給
水系のステンレス鋼の腐食及びＣｒを含む炉内材料の腐
食の２つに大別される。[MEANS FOR SOLVING THE PROBLEMS] C of a nuclear power plant
The generation process of r is roughly classified into two: corrosion of stainless steel in a water supply system used for a feed water heater cooling pipe and corrosion of a furnace material containing Cr.
【００１６】本発明はこれらの材料中に含まれるＣｒを
材料表面で安定化する処理を原子力発電プラントに施す
こと、およびＣｒを安定化する運転方法を採用すること
にある。これにより、原子力発電プラント一次系の腐食
挙動を制御し、ＩＧＳＣＣに代表される局所的な腐食の
抑制，炉水中のＡＣＰ濃度抑制，ＡＣＰ挙動に影響を与
える炉水中のＣｒ濃度の制御，ひいては一次系配管およ
び機器に付着する放射能量を制御し、作業時の被ばく線
量の低減、設置遮蔽物量の低減を図ることができる。It is an object of the present invention to provide a nuclear power plant with a treatment for stabilizing Cr contained in these materials on the surface of the material and to employ an operation method for stabilizing Cr. This controls the corrosion behavior of the primary system of the nuclear power plant, suppresses local corrosion typified by IGSCC, suppresses the ACP concentration in the reactor water, controls the Cr concentration in the reactor water that affects the ACP behavior, and thus the primary By controlling the amount of radioactivity adhering to the system piping and equipment, it is possible to reduce the exposure dose during work and the amount of shielded objects installed.
【００１７】本発明の既設プラントへの適用を考えた場
合、材料表面にＣｒを安定化する表面処理を施す方法，
材料が接する水中の金属濃度を制御する方法，表面に存
在するＣｒが安定に存在できる酸化性環境に制御する方
法があり、これらを単独、あるいは組み合わせて適用す
ることが有効である。In consideration of application of the present invention to an existing plant, a method of performing a surface treatment for stabilizing Cr on a material surface,
There are a method of controlling the metal concentration in water in contact with the material and a method of controlling an oxidizing environment in which Cr present on the surface can stably exist. It is effective to apply these alone or in combination.
【００１８】Ｃｒ安定化は、プラント開始前に緻密な酸
化皮膜を生成するプレフィルミング，研磨，電気メッ
キ，無電解メッキ，陽極酸化，フレーム溶射，プラズマ
溶射，イオンプレーティング，スパッタリング，物理蒸
着（ＰＶＤ），化学蒸着（ＣＶＤ），塗装，ライニング
のいずれか、あるいは複数の適用により達成できる。[0018] The stabilization of Cr is performed by pre-filming, polishing, electroplating, electroless plating, anodic oxidation, flame spraying, plasma spraying, ion plating, sputtering, physical vapor deposition (forming a dense oxide film before starting the plant). (PVD), chemical vapor deposition (CVD), painting, lining, or a plurality of applications.
【００１９】材料の接している水中の金属濃度は、制御
対象となる金属を浄化系で除去する方法，プラントに注
入システムを接続する方法，材料に含まれている金属の
腐食溶出量を制御する方法，あらかじめ材料表面に対象
金属を添加して溶出し、はく離させる方法のいずれか、
あるいは複数の適用により制御することができる。The concentration of metal in water in contact with a material is controlled by a method of removing a metal to be controlled by a purification system, a method of connecting an injection system to a plant, and an amount of corroded and eluted metal contained in the material. One of the following methods: adding the target metal to the surface of the material in advance to elute and release it,
Alternatively, it can be controlled by multiple applications.
【００２０】酸化性環境はプラントへの酸素，水素，過
酸化水素の酸化還元剤を注入するシステムをプラントに
接続する方法，復水器，ドレンタンクに代表される非凝
縮性ガスを分配する機器の運転条件を変更する方法のい
ずれか、あるいは複数の適用により制御することができ
る。また、材料表面に供給される酸化または還元剤の供
給速度は、流体の線流速を変更して拡散層の厚さを制御
する方法、構造の変更，流体の流量の変更のいずれかあ
るいは複数の適用により制御することができる。The oxidizing environment is a method for connecting a system for injecting a redox agent of oxygen, hydrogen, and hydrogen peroxide to the plant, and a device for distributing non-condensable gas typified by a condenser and a drain tank. Can be controlled by any of the methods for changing the operating conditions of the above or by applying a plurality of methods. Further, the supply rate of the oxidizing or reducing agent supplied to the material surface may be changed by changing the linear flow velocity of the fluid to control the thickness of the diffusion layer, by changing the structure, or by changing the flow rate of the fluid. It can be controlled by application.
【００２１】材料中のＣｒを安定化することにより、以
下の５つの作用が期待できる。By stabilizing Cr in the material, the following five functions can be expected.
【００２２】（１）粒界に沿って存在するＣｒ欠乏層を
安定化し、材料のＳＣＣを抑制できる。(1) The Cr-deficient layer existing along the grain boundaries can be stabilized, and the SCC of the material can be suppressed.
【００２３】（２）ＳＣＣ感受性を低減することによ
り、水素注入量の低減が可能となり、一次系配管線量率
上昇，タービン系線量率上昇等の副次的影響の小さい予
防保全水化学を達成できる。(2) By reducing the SCC sensitivity, the amount of hydrogen injection can be reduced, and preventive maintenance water chemistry with small secondary effects such as an increase in the primary system dose rate and an increase in the turbine system dose rate can be achieved. .
【００２４】（３）材料表面にＭＣｒ２Ｏ４の形態をも
つ緻密な酸化皮膜を形成し、炉内材料の腐食を抑制する
ことで、一次系配管および機器の腐食を抑制し、放射能
付着量を低減できる。(3) A dense oxide film having the form of MCr 2 O 4 is formed on the surface of the material to suppress corrosion of materials in the furnace, thereby suppressing corrosion of primary piping and equipment, and adhering radioactivity. The amount can be reduced.
【００２５】（４）燃料被覆管表面に析出するＣｒ酸化
物の化学形態を、不安定なＣｒ２Ｏ ３ではなく、安定な
ＭＣｒ２Ｏ４として、Ｃｒ酸化物の溶解量を低減するこ
とにより、Ｃｒ酸化物の周囲に存在するＡＣＰを含む燃
料クラッドの溶解を抑制し、炉水中のＡＣＰ濃度を低減
できる。(4) Cr oxidation deposited on the fuel cladding tube surface
The chemical form of the material2O 3Not stable
MCr2O4To reduce the amount of Cr oxide dissolved
And the fuel containing ACP existing around the Cr oxide
Suppresses dissolution of material cladding and reduces ACP concentration in reactor water
it can.
【００２６】（５）給水加熱器伝熱管からのＣｒ溶出を
抑制し、炉水中Ｃｒ濃度を低く制御することができる。
これにより、炉水中のＣｒ濃度を容易に制御することが
可能になるとともに、炉水ｐＨを中性近傍に維持するこ
とができ、炉水中ＡＣＰ濃度を低減することができる。(5) Cr elution from the heat transfer tube of the feed water heater can be suppressed, and the Cr concentration in the furnace water can be controlled to be low.
This makes it possible to easily control the Cr concentration in the reactor water, maintain the reactor water pH near neutrality, and reduce the ACP concentration in the reactor water.
【００２７】本発明は、以上の観点に基づいてなされた
ものであり、請求項１の発明では、原子力発電プラント
一次系の配管または機器内の腐食状況を検出する腐食状
況検出手段と、この腐食状況検出手段による検出値に基
づいて前記配管または機器内の材料中のＣｒ欠乏状態を
判断するＣｒ欠乏状態判断手段と、このＣｒ欠乏状態判
断手段によって前記材料中のＣｒ欠乏量が一定値を超
え、または超えると予測される場合に、前記配管または
機器の系統に材料中のＣｒを安定させてその材料の腐食
を抑制する物質または電位を供給するＣｒ安定化処理手
段とを備えたことを特徴とする原子力発電プラントを提
供する。The present invention has been made on the basis of the above viewpoints. According to the first aspect of the present invention, there is provided a corrosion state detecting means for detecting a corrosion state in piping or equipment of a primary system of a nuclear power plant, and the corrosion state detecting means. Cr deficiency state determining means for determining a Cr deficiency state in the material in the pipe or the device based on the detection value by the situation detecting means, and the Cr deficiency amount in the material exceeds a certain value by the Cr deficiency state determining means. Or when it is expected to exceed, Cr stabilization processing means for stabilizing Cr in the material and supplying a substance or an electric potential which suppresses corrosion of the material to the piping or the system of the equipment. To provide a nuclear power plant.
【００２８】請求項２の発明では、請求項１記載の原子
力発電プラントにおいて、腐食状況検出手段は、水中の
金属濃度、酸素濃度、水素濃度もしくは過酸化水素濃度
または材料表面の腐食電位のうち少なくとも１種を検出
するものであることを特徴とする原子力発電プラントを
提供する。According to a second aspect of the present invention, in the nuclear power plant according to the first aspect, the corrosion state detecting means includes at least one of a metal concentration, an oxygen concentration, a hydrogen concentration, or a hydrogen peroxide concentration in water or a corrosion potential of a material surface. A nuclear power plant characterized by detecting one type.
【００２９】請求項３の発明では、請求項１記載の原子
力発電プラントにおいて、Ｃｒ安定化処理手段は、水中
の金属濃度、酸素濃度、水素濃度もしくは過酸化水素濃
度または材料表面の腐食電位のうち少なくとも１種を制
御するものであることを特徴とする原子力発電プラント
を提供する。According to a third aspect of the present invention, in the nuclear power plant according to the first aspect, the Cr stabilizing means includes a metal concentration, an oxygen concentration, a hydrogen concentration, or a hydrogen peroxide concentration in water or a corrosion potential of a material surface. There is provided a nuclear power plant characterized by controlling at least one type.
【００３０】請求項４の発明では、原子力発電プラント
における材料中のＣｒを安定化する処理を施すことによ
り、前記材料の腐食を抑制することを特徴とする原子力
発電プラントの運転方法を提供する。According to a fourth aspect of the present invention, there is provided a method of operating a nuclear power plant, characterized in that a treatment for stabilizing Cr in a material in the nuclear power plant is performed to suppress corrosion of the material.
【００３１】請求項５の発明では、請求項４記載の原子
力発電プラントの運転方法において、Ｃｒを安定化する
処理方法として、Ｚｎ，Ｎｉ，Ｃｒ，Ｃｏ，Ｆｅからな
る金属群のいずれかあるいは複数を前記材料表面に母材
組成比よりも多く添加することを特徴とする原子力発電
プラントの運転方法を提供する。According to a fifth aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the fourth aspect, the treatment method for stabilizing Cr includes any one or more of a metal group consisting of Zn, Ni, Cr, Co, and Fe. Is added to the material surface in an amount larger than the base material composition ratio.
【００３２】請求項６の発明では、請求項５記載の原子
力発電プラントの運転方法において、前記金属添加によ
り、材料表面にＭＣｒ２Ｏ４の形態（Ｍ：Ｚｎ，Ｎｉ，
Ｆｅ，Ｃｏの１種あるいは複数種の混合）の化合物を形
成することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法
を提供する。According to a sixth aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the fifth aspect, the form of MCr 2 O 4 (M: Zn, Ni,
A method for operating a nuclear power plant, characterized by forming a compound of one or more of Fe and Co).
【００３３】請求項７の発明では、請求項６記載の原子
力発電プラントの運転方法において、前記ＭＣｒ２Ｏ４
の形成方法として、メッキ，塗装，ライニング，溶射，
プレーティング，プレフィルミング，研磨の表面処理の
いずれかあるいは複数を用いることを特徴とする原子力
発電プラントの運転方法を提供する。According to a seventh aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the sixth aspect, the MCr 2 O 4
There are plating, painting, lining, spraying,
Provided is a method for operating a nuclear power plant, wherein one or more of surface treatments such as plating, prefilming, and polishing are used.
【００３４】請求項８の発明では、請求項６記載の原子
力発電プラントの運転方法において、前記ＭＣｒ２Ｏ４
の形成方法として、材料が接している水中の前記金属群
のいずれかあるいは複数の金属濃度を制御することを特
徴とする原子力発電プラントの運転方法を提供する。According to an eighth aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the sixth aspect, the MCr 2 O 4
The present invention provides a method for operating a nuclear power plant, characterized by controlling the concentration of any one or a plurality of metals in water in contact with a material as a method of forming a nuclear power plant.
【００３５】請求項９の発明では、請求項８記載の原子
力発電プラントの運転方法において、前記金属濃度制御
として、炉水中のＺｎ，Ｎｉ濃度のいずれかあるいは両
方を０．３〜１００ｐｐｂに制御することを特徴とする
原子力発電プラントの運転方法を提供する。According to a ninth aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the eighth aspect, as the metal concentration control, one or both of Zn and Ni concentrations in the reactor water are controlled to 0.3 to 100 ppb. A method for operating a nuclear power plant characterized by the above feature is provided.
【００３６】本発明において、炉水中のＺｎ，Ｎｉ濃度
を０．３ｐｐｂ以上に制御するのは、ＭＣｒ２Ｏ４によ
るＣｒ欠乏層の拡大抑制機能を十分に得るためである。
１０００ｐｐｂを上限とするのは、副次効果としてのプ
ラント運転上の影響を考慮したものである。In the present invention, the reason why the concentrations of Zn and Ni in the reactor water are controlled to 0.3 ppb or more is to sufficiently obtain the function of suppressing the expansion of the Cr-deficient layer by MCr 2 O 4 .
The reason why the upper limit is set to 1000 ppb is to take into consideration the effect on plant operation as a secondary effect.
【００３７】請求項１０の発明では、請求項８記載の原
子力発電プラントの運転方法において、前記金属濃度制
御として、Ｚｎ及びＣｒを同時に、または交互に、一次
系に注入し、材料表面表面にＺｎとＣｒを含む酸化物を
安定化することを特徴とする原子力発電プラントの運転
方法を提供する。According to a tenth aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the eighth aspect, as the metal concentration control, Zn and Cr are simultaneously or alternately injected into a primary system, and Zn is added to the surface of the material. Provided is a method for operating a nuclear power plant, characterized by stabilizing an oxide containing iron and Cr.
【００３８】請求項１１の発明では、請求項８記載の原
子力発電プラントの運転方法において、前記金属濃度制
御として、炉水中Ｃｒ濃度５ｐｐｂ以上かつ炉水中Ｚｎ
濃度を２ｐｐｂ以上に制御し、材料表面にＺｎとＣｒを
含む酸化物を安定化することを特徴とする原子力発電プ
ラントの運転方法を提供する。According to an eleventh aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the eighth aspect, as the metal concentration control, the Cr concentration in the reactor water is 5 ppb or more and the Zn concentration in the reactor water is
A method for operating a nuclear power plant, comprising controlling the concentration to 2 ppb or more and stabilizing an oxide containing Zn and Cr on a material surface.
【００３９】この条件において、Ｃｒ欠乏層に対するＭ
Ｃｒ２Ｏ４を安定的に生成させることが可能である。Under these conditions, M
Cr 2 O 4 can be generated stably.
【００４０】請求項１２の発明では、請求項４記載の原
子力発電プラントの運転方法において、前記Ｃｒを安定
化する手法として、材料表面の腐食電位，水中の酸素濃
度，水中の水素濃度，水中の過酸化水素濃度のいずれか
あるいは複数を制御し、酸化還元環境を制御することを
特徴とする原子力発電プラントの運転方法を提供する。According to a twelfth aspect of the present invention, in the operating method of the nuclear power plant according to the fourth aspect, the method for stabilizing the Cr includes, as a corrosion potential on a material surface, an oxygen concentration in water, a hydrogen concentration in water, a hydrogen concentration in water. Provided is a method for operating a nuclear power plant, which controls one or more of hydrogen peroxide concentrations to control an oxidation-reduction environment.
【００４１】請求項１４の発明では、請求項１２記載の
原子力発電プラントの運転方法において、前記材料表面
腐食電位の制御として、運転中の原子力発電プラント炉
水に曝されているステンレス鋼の腐食電位を０．１Ｖ以
下に制御することを特徴とする原子力発電プラントの運
転方法を提供する。According to a fourteenth aspect of the present invention, in the method for operating a nuclear power plant according to the twelfth aspect, the corrosion potential of the stainless steel exposed to the reactor water during operation is controlled as the control of the material surface corrosion potential. Is controlled to 0.1V or less.
【００４２】本発明において、腐食電位０．１Ｖ以下と
は、標準水素電極電位（Ｓｔａｎｄａｒｄ Ｈｙｄｒｏ
ｇｅｎ Ｅｌｅｃｔｒｏｄｅ：ＳＨＥ）に対するもので
ある。これにより、ステンレス鋼の腐食抑制が可能とな
る。In the present invention, the corrosion potential of 0.1 V or less is defined as a standard hydrogen electrode potential (Standard Hydrode).
gen Electrode (SHE). This makes it possible to suppress corrosion of stainless steel.
【００４３】請求項１５の発明では、請求項１２記載の
原子力発電プラントの運転方法において、前記表面処
理，金属濃度制御，酸化性環境制御の複数を行い、材料
中のＣｒを安定化することを特徴とする原子力発電プラ
ントの運転方法を提供する。According to a fifteenth aspect of the present invention, in the method for operating a nuclear power plant according to the twelfth aspect, a plurality of the surface treatments, the control of the metal concentration, and the control of the oxidizing environment are performed to stabilize Cr in the material. A method for operating a nuclear power plant is provided.
【００４４】請求項１６の発明では、請求項１２記載の
原子力発電プラントの運転方法において、前記Ｃｒを安
定化する手法として、前記金属濃度制御によりＭＣｒ２
Ｏ４を形成後に酸化性環境を制御することで炉水中Ｃｒ
濃度を１ｐｐｂ以下に制御することを特徴とする原子力
発電プラントの運転方法を提供する。According to a sixteenth aspect of the present invention, in the method for operating a nuclear power plant according to the twelfth aspect, the method for stabilizing the Cr includes controlling the concentration of MCr 2 by controlling the metal concentration.
By controlling the oxidizing environment after O 4 is formed,
Provided is a method for operating a nuclear power plant, wherein the concentration is controlled to 1 ppb or less.
【００４５】ＢＷＲ一次系系統水中で溶存酸素濃度が数
百ｐｐｂ（ｐｐｂは１０−９の濃度を示す単位）である
酸化性環境の強い、かつ高温の条件では、Ｃｒは６価の
イオンとして主に存在する。そのため、ステンレス鋼等
のＣｒを含む材料の腐食時には、放出されたＣｒは表面
で安定なＣｒ化合物を作りにくく、その安定化，水中濃
度の制御はなされていなかった。Under the strong oxidizing environment and high temperature conditions where the dissolved oxygen concentration in the BWR primary system water is several hundred ppb (ppb is a unit indicating a concentration of 10 -9 ), Cr is mainly converted into hexavalent ions. Exists. Therefore, when corroding a material containing Cr such as stainless steel, the released Cr is unlikely to form a stable Cr compound on the surface, and its stabilization and control of the concentration in water have not been performed.
【００４６】しかし、近年、特にＢＷＲプラントではＣ
ｒ挙動に注目が集まっており、Ｃｒ−Ｈ２Ｏ系での熱力
学的解析結果もいくつか報告されている。図６は、ＢＷ
Ｒの炉水温度２８０℃におけるクロムを含む酸化物の溶
解度、すなわち酸化物の安定性を示すものである。Ｆ
ｅ，Ｎｉ，Ｃｏ，Ｚｎを含むＭＣｒ２Ｏ４の形態の酸化
物はＣｒ２Ｏ３よりも溶解度が低く、その中でもＺｎＣ
ｒ２Ｏ４が最も溶解度が低く、安定であることがわか
る。However, in recent years, especially in BWR plants, C
Attention has been paid to the r behavior, and some results of thermodynamic analysis in a Cr—H 2 O system have been reported. FIG.
It shows the solubility of the oxide containing chromium at a reactor water temperature of R of 280 ° C., that is, the stability of the oxide. F
The oxide in the form of MCr 2 O 4 containing e, Ni, Co and Zn has a lower solubility than Cr 2 O 3 , and among them, ZnC
It can be seen that r 2 O 4 has the lowest solubility and is stable.
【００４７】ＢＷＲに使われているステンレス鋼はオー
ステナイト系であり、Ｆｅ，Ｎｉ，Ｃｒを主成分とし、
不純物としてＣｏ，Ｚｎを含むため、ＢＷＲの炉水環境
に曝されることにより表面にはＦｅ、Ｎｉ、Ｃｒ，Ｃ
ｏ、Ｚｎを含むクロム酸化物が自発的に生成しうる。高
温水条件下でのステンレス鋼の酸化皮膜は、鉄酸化物を
基本とするフェライト系の外層，クロム酸化物を基本と
するクロマイト系の内層の２層構造を持つ。緻密なクロ
ム皮膜を形成した場合、母材であるステンレス鋼への酸
素分子の拡散を抑制することが可能となり、腐食速度は
低減されるため、自発的にクロム酸化物を積極的に安定
化することにより、応力腐食割れや一般腐食が抑制され
る。特にＺｎＣｒ２Ｏ４は酸素分圧が高い条件でも低い
条件でも安定であり、腐食抑制の観点から言うと理想的
な皮膜である。The stainless steel used for the BWR is austenitic, and contains Fe, Ni, and Cr as main components.
Since Co and Zn are contained as impurities, the surface is exposed to Fe, Ni, Cr, C
Chromium oxide containing o and Zn may be spontaneously generated. Under high-temperature water conditions, the stainless steel oxide film has a two-layer structure of a ferrite-based outer layer based on iron oxide and a chromite-based inner layer based on chromium oxide. When a dense chromium film is formed, diffusion of oxygen molecules into the base metal, stainless steel, can be suppressed, and the corrosion rate is reduced. Thereby, stress corrosion cracking and general corrosion are suppressed. In particular, ZnCr 2 O 4 is stable under both high and low oxygen partial pressure conditions, and is an ideal film from the viewpoint of suppressing corrosion.
【００４８】ＺｎＣｒ２Ｏ４の皮膜でステンレス鋼を覆
う効果をＳＣＣの観点から見ると、き裂先端部へのＺｎ
Ｃｒ２Ｏ４形成により、き裂進展の１つのメカニズムで
ある皮膜破壊による新生面の出現を抑制することができ
ることとなり、ＳＣＣ感受性を持つＣｒ欠乏層のＣｒ皮
膜をＺｎＣｒ２Ｏ４の形態にすることがＳＣＣ感受性を
和らげることとなる。The effect of covering the stainless steel with the ZnCr 2 O 4 film from the viewpoint of SCC is as follows.
By the formation of Cr 2 O 4 , the appearance of a new surface due to film destruction, which is one mechanism of crack propagation, can be suppressed, and the Cr film of the Cr-deficient layer having SCC sensitivity is formed into ZnCr 2 O 4. Will reduce SCC susceptibility.
【００４９】また、Ｃｏ−６０に代表されるＡＣＰの材
料表面への付着の観点からＺｎＣｒ ２Ｏ４形成の効果を
みると、腐食抑制によるＣｏ−６０取り込み抑制効果に
加えて、ＺｎとＣｏの競合によるスピネルへのＣｏ−６
０取り込み抑制効果もあると考えられる。このような競
合効果は、Ｃｏとイオン半径が比較的近いＮｉにもあ
り、実際、ＢＷＲ炉水中のＮｉ濃度を数ｐｐｂに維持す
ることにより、配管線量率を低く維持することができた
例が報告されている。Further, ACP materials represented by Co-60
ZnCr from the viewpoint of adhesion to the material surface 2O4The effect of formation
Looking at the effect of suppressing Co-60 uptake by suppressing corrosion
In addition, Co-6 to spinel due to competition between Zn and Co
It is considered that there is also an effect of suppressing 0 uptake. Such a competition
The synergistic effect also applies to Ni, whose ionic radius is relatively close to Co.
In practice, the Ni concentration in the BWR reactor water is maintained at several ppb.
By doing so, the pipe dose rate could be kept low
Examples have been reported.
【００５０】材料表面にクロムを安定化しＳＣＣ感受性
を和らげた場合、環境面からＳＣＣ対策として既にいく
つかのＢＷＲプラントで採用されている、水素注入の副
次的影響を小さくすることができる。具体的には、安定
化したクロムが不安定化しない範囲で水素注入量を低め
に制御し、これにより、タービン系線量率が上昇せず、
かつ炉水中のＡＣＰ濃度が上昇しない水質を達成するこ
とができる。When chromium is stabilized on the material surface to reduce SCC susceptibility, the secondary effect of hydrogen injection, which is already adopted in some BWR plants as an SCC measure from an environmental point of view, can be reduced. Specifically, the hydrogen injection rate is controlled to a low level within the range where stabilized chromium does not destabilize, so that the turbine system dose rate does not increase,
In addition, it is possible to achieve water quality in which the ACP concentration in the reactor water does not increase.
【００５１】ＢＷＲの燃料被覆管表面では沸騰点近傍で
イオン状の不純物が濃縮しており、酸素，過酸化水素の
酸化性化学種の濃度もかなり高い。そのため、燃料被覆
管表面近傍では、炉水中に存在する６価のイオンとして
存在するＣｒが濃縮し、還元されてＣｒ２Ｏ３として析
出しうる。しかし、Ｃｒ２Ｏ３は高酸素濃度条件下で不
安定であるため、沸騰による濃度上昇条件を逸脱すると
溶解し、６価のイオンに戻ってしまう。Ｃｒ２Ｏ３の溶
解時には、周囲のフェライト系の燃料クラッドを不安定
化し、燃料クラッドに含まれるＣｏ−６０に代表される
ＡＣＰを溶出させ、炉水中のＡＣＰ濃度を上昇させてし
まうこととなる。On the surface of the fuel cladding tube of the BWR, ionic impurities are concentrated near the boiling point, and the concentrations of oxidizing species such as oxygen and hydrogen peroxide are considerably high. Therefore, near the surface of the fuel cladding tube, Cr present as hexavalent ions present in the reactor water may be concentrated, reduced, and precipitated as Cr 2 O 3 . However, since Cr 2 O 3 is unstable under high oxygen concentration conditions, it dissolves when it goes out of the condition of increasing the concentration due to boiling and returns to hexavalent ions. At the time of dissolving Cr 2 O 3 , the surrounding ferrite-based fuel clad is destabilized, ACP typified by Co-60 contained in the fuel clad is eluted, and the ACP concentration in the reactor water is increased. .
【００５２】しかし、析出形態を高酸素濃度条件でも安
定なＺｎＣｒ２Ｏ４にすることにより、このような燃料
クラッドの溶解を抑制することができ、炉水中のＡＣＰ
濃度を抑制することができる。However, the dissolution of the fuel clad can be suppressed by changing the precipitation form to ZnCr 2 O 4 which is stable even under the condition of high oxygen concentration.
The concentration can be suppressed.
【００５３】ＢＷＲでは定期検査時の作業員の被ばく線
量低減を目的に、給水からのＦｅの持ち込みを極力抑制
してきた。これは、Ｆｅが高温水条件下では溶解度が低
くクラッド化し、Ｃｏ−６０に代表されるＡＣＰを一次
系配管機器表面に運ぶ媒体となるためである。比較的最
近になって営業運転を開始したＢＷＲでは、運転開始当
初より給水からのＦｅ持ち込み量が低減されており、炉
水中の主要な不純物はＣｒとなっている。高温水中では
Ｃｒは６価のイオンとして存在し、酸化力を持つため、
水中濃度としては低めに管理することが望ましい。水中
濃度を低めに管理することにより前述した燃料被覆管表
面へのクロム析出を抑制することが可能なほか、炉水ｐ
Ｈを高めに維持し燃料クラッドの溶出を抑制する効果も
得られる。In the BWR, the carry-in of Fe from the water supply has been suppressed as much as possible for the purpose of reducing the exposure dose of the workers during the periodic inspection. This is because Fe has a low solubility under high-temperature water conditions and forms a clad, which becomes a medium for carrying ACP represented by Co-60 to the surface of the primary piping equipment. In BWRs that have started commercial operation relatively recently, the amount of Fe brought in from the feedwater has been reduced since the beginning of operation, and the main impurity in the reactor water is Cr. In high-temperature water, Cr exists as hexavalent ions and has oxidizing power.
It is desirable to control the concentration in water to be low. By controlling the concentration of water in the water to a low level, it is possible to suppress the chromium deposition on the surface of the fuel cladding tube, as described above.
The effect of suppressing the elution of the fuel clad by keeping H high is also obtained.
【００５４】炉水クロム濃度低減には給水クロム濃度低
減、すなわち給水からのクロム持ち込み量を抑制するこ
とが効果的であり、高圧給水加熱器伝熱管の腐食による
クロム発生を抑制することが重要である。高圧給水加熱
器伝熱管材料中のクロムは、ごく微量の水素を注入する
方法，予備酸化皮膜を形成する方法，線流速を低くして
酸素の拡散層を厚くする方法，給水系からの酸素注入量
を低めに制御する方法のいずれかあるいは複数の適用に
より安定化することができる。To reduce the chromium concentration in the reactor water, it is effective to reduce the chromium concentration in the feedwater, that is, to reduce the amount of chromium brought in from the feedwater, and it is important to suppress the generation of chromium due to corrosion of the heat transfer tubes of the high-pressure feedwater heater. is there. Chromium in the heat transfer tube material for high pressure feed water heaters is injected with a very small amount of hydrogen, a method of forming a preliminary oxide film, a method of reducing the linear flow velocity to increase the oxygen diffusion layer, and injecting oxygen from the water supply system. Stabilization can be achieved by any or more of the lower control methods.
【００５５】[0055]
【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子力発電プ
ラントおよびその運転方法の実施形態について、ＢＷＲ
を例にとり、図面を参照して説明する。BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION Hereinafter, an embodiment of a nuclear power plant and a method of operating the same according to the present invention will be described with reference to BWR
Will be described with reference to the drawings.
【００５６】図１は本発明の第１実施形態を説明するた
めのもので、ＢＷＲプラントの一次系のシステム構成を
示す系統図である。FIG. 1 is a system diagram illustrating a system configuration of a primary system of a BWR plant for explaining a first embodiment of the present invention.
【００５７】このプラントでは、原子炉１で発生した蒸
気が主蒸気系２を通過し、タービン３で仕事をした後、
復水器４に導かれ、復水器４により冷却凝縮され水に戻
り復水となる。この復水は冷却材として復水ポンプ５，
復水浄化系６を経て、高圧復水ポンプ７，低圧給水加熱
器８，高圧給水加熱器９により昇圧され、給水ポンプ１
０により給水管を通り原子炉１に給水される。In this plant, after the steam generated in the reactor 1 passes through the main steam system 2 and works in the turbine 3,
It is led to the condenser 4, cooled and condensed by the condenser 4, returned to water and condensed. This condensate is used as coolant,
The pressure is increased by a high-pressure condensate pump 7, a low-pressure feedwater heater 8, and a high-pressure feedwater heater 9 through a condensate purification system 6.
By 0, water is supplied to the reactor 1 through the water supply pipe.
【００５８】一方、原子炉水は原子炉再循環ポンプ１１
によってその一部または全部が原子炉再循環系１２を強
制再循環しており、この原子炉再循環系１２から分岐し
て原子炉冷却材浄化系１３が設けられている。炉水水質
に関しては、炉水中金属濃度，溶存酸素濃度，溶存水素
濃度、過酸化水素濃度等について炉水サンプリング系１
４にて監視が可能である。On the other hand, the reactor water is supplied to the reactor recirculation pump 11.
A part or all of them are forcibly recirculating the reactor recirculation system 12, and a reactor coolant purification system 13 is provided branching from the reactor recirculation system 12. Regarding the reactor water quality, the reactor water sampling system 1 was used to determine the metal concentration, dissolved oxygen concentration, dissolved hydrogen concentration, and hydrogen peroxide concentration in the reactor water.
4 allows monitoring.
【００５９】本実施形態では、復水浄化系６の出口に金
属添加システム１５を設置し、注入点下流の金属濃度を
制御するとともに、不凝縮ガス添加システム１６を設置
し、注入点下流の酸化性環境を制御する。これにより、
原子炉水のＣｒの主要発生源の１つである高圧給水加熱
器９の伝熱管１７中のＣｒを安定化し、腐食によるＣｒ
溶出を抑制することができる。In this embodiment, a metal addition system 15 is installed at the outlet of the condensate purification system 6 to control the metal concentration downstream of the injection point, and a non-condensable gas addition system 16 is installed to oxidize the downstream of the injection point. Control the sexual environment. This allows
Stabilizes Cr in the heat transfer tube 17 of the high-pressure feed water heater 9, which is one of the main sources of Cr in the reactor water, and
Elution can be suppressed.
【００６０】また、同時に炉水中のクロム濃度が低下し
ていることを炉水サンプリング系１４で確認しつつ、原
子炉内材料の材料表面のクロム酸化物を安定化するよ
う、金属添加システム１５からの金属添加量を調整す
る。これにより、ＳＣＣの抑制，炉水放射能濃度の低
減，原子炉再循環系１２等の一次系配管および機器に付
着する放射能量の低減が可能となり、格納容器１８内で
プラント定期検査時に作業する際の被ばく線量を抑制す
ることができる。At the same time, while confirming by the reactor water sampling system 14 that the chromium concentration in the reactor water has been reduced, the metal addition system 15 is used to stabilize the chromium oxide on the material surface of the material in the reactor. Adjust the amount of metal added. This makes it possible to suppress the SCC, reduce the reactor water radioactivity concentration, and reduce the amount of radioactivity adhering to the primary system piping and equipment such as the reactor recirculation system 12, and work in the containment vessel 18 during the periodic inspection of the plant. Exposure dose at the time can be suppressed.
【００６１】即ち、本実施形態においては、原子力発電
プラント一次系の配管または機器内の腐食状況を検出す
る腐食状況検出手段として炉水サンプリング系１４を適
用する。この炉水サンプリング系１４による検出値に基
づいて、図示しないＣｒ欠乏状態判断手段により配管ま
たは機器内の材料中のＣｒ欠乏状態を判断する。That is, in this embodiment, the reactor water sampling system 14 is applied as a corrosion state detecting means for detecting a corrosion state in the piping or equipment of the primary system of the nuclear power plant. Based on the value detected by the reactor water sampling system 14, a Cr deficiency state determination unit (not shown) determines the Cr deficiency state in the pipe or material in the equipment.
【００６２】また、Ｃｒ欠乏状態判断手段によって材料
中のＣｒ欠乏量が一定値を超え、または超えると予測さ
れる場合に、配管または機器の系統に材料中のＣｒを安
定させてその材料の腐食を抑制する物質を供給するＣｒ
安定化処理手段として、金属添加システム１５または不
凝縮ガス添加システム１６を適用する。When the Cr deficiency in the material exceeds or is predicted to exceed a certain value by the Cr deficiency state determining means, the Cr in the material is stabilized in the piping or the system of the equipment to corrode the material. Supplies substances that suppress chromium
As the stabilizing means, a metal addition system 15 or a non-condensable gas addition system 16 is applied.
【００６３】そして、金属添加システム１５において
は、例えば、Ｚｎ，Ｎｉ，Ｃｒ，Ｃｏ，Ｆｅからなる金
属群のいずれか、あるいは複数を適用し、配管または機
器内の材料表面に母材組成比よりも多く添加する。この
ような金属添加により、材料表面にＭＣｒ２Ｏ４の形態
（Ｍ：Ｚｎ，Ｎｉ，Ｆｅ，Ｃｏの１種あるいは複数種の
混合）の化合物を形成する。In the metal addition system 15, for example, one or more of a metal group consisting of Zn, Ni, Cr, Co, and Fe is applied, and the metal surface is added to the pipe or the material surface in the equipment based on the base material composition ratio. Is also added. By such a metal addition, a compound in the form of MCr 2 O 4 (M: one or a mixture of Zn, Ni, Fe, and Co) is formed on the material surface.
【００６４】図２は、ＳＣＣ感受性を持つ溶接熱影響部
のＣｒ欠乏層１９のＣｒ安定化によるＳＣＣ抑制の原理
を示している。FIG. 2 shows the principle of suppressing SCC by stabilizing the Cr in the Cr deficient layer 19 of the heat affected zone having SCC sensitivity.
【００６５】この図２に示すように、材料の結晶粒界に
はＣｒが偏在し易く、このＣｒは材料に引張応力２０が
働き、酸素供給が十分である場合、粒界き裂が発生する
と炉水中にイオンの形で溶け出し、Ｃｒ欠乏層１９で腐
食が進み、ＩＧＳＣＣが生じる。As shown in FIG. 2, Cr tends to be unevenly distributed at the crystal grain boundaries of the material, and this Cr exerts a tensile stress 20 on the material, and when sufficient oxygen is supplied, a crack at the grain boundary may occur. It melts out in the reactor water in the form of ions, and corrosion progresses in the Cr-deficient layer 19 to generate IGSCC.
【００６６】しかし、本実施形態では、例えばプラント
停止時、あるいはプラント運転中にＣｒ欠乏層表面に表
面処理を施し、ＺｎＣｒ２Ｏ４等の安定なクロム化合物
層（例えばＺｎＣｒ２Ｏ４）２１を形成する。これによ
り、腐食が抑制され、ＳＣＣの進展が抑制される。安定
なクロム化合物層２１の生成方法としては、プラント運
転中に水中の金属濃度あるいは酸化性環境を制御する方
法，プラント停止時にメッキ，プレーティング等の表面
処理を施す方法が考えられる。この処理は、溶接熱影響
部に限定して施す、原子炉１内で炉水に接する材料表面
全体に施す、いずれも可能である。[0066] However, in the present embodiment, for example, at the time of plant shutdown, or surface treated Cr-depleted layer surface during plant operation, a stable chromium compound layer such ZnCr 2 O 4 (e.g. ZnCr 2 O 4) 21 Form. Thereby, corrosion is suppressed and the progress of SCC is suppressed. As a method for forming the stable chromium compound layer 21, a method of controlling the metal concentration in water or an oxidizing environment during operation of the plant, and a method of performing surface treatment such as plating and plating when the plant is stopped can be considered. This treatment can be performed only on the weld heat affected zone or on the entire surface of the material in contact with the reactor water in the nuclear reactor 1.
【００６７】図３は、本発明の第２の実施形態として、
クロム安定化処理を施したプラントを示している。FIG. 3 shows a second embodiment of the present invention.
The plant which performed the chromium stabilization process is shown.
【００６８】本実施形態では、主蒸気管放射線モニタ２
２、給水サンプリング系２３および制御装置２４を設け
ている。他の構成は図１に示した第１実施形態と同様で
ある。In this embodiment, the main steam pipe radiation monitor 2
2. A feedwater sampling system 23 and a control device 24 are provided. Other configurations are the same as those of the first embodiment shown in FIG.
【００６９】プラント予防保全を目的に不凝縮ガス添加
システム１６として水素注入システムを設置した場合、
水素注入量に応じて主蒸気管モニタ２２に変動がみら
れ、高水素注入量ではタービン系線量率の上昇が検知さ
れる。When a hydrogen injection system is installed as the non-condensable gas addition system 16 for the purpose of plant preventive maintenance,
The main steam pipe monitor 22 fluctuates according to the hydrogen injection amount, and an increase in the turbine system dose rate is detected at a high hydrogen injection amount.
【００７０】金属添加システム１５として亜鉛注入シス
テムを設置してプラント運転中にＣｒ安定化処理を施す
ことにより、原子炉１内の材料表面のＣｒは安定化し、
ＳＣＣ感受性は緩和される。その場合、水素注入量を減
じることが可能となり、炉水サンプリング系１４，給水
サンプリング系２３での水質分析結果，主蒸気管放射線
モニタ２２指示値を制御装置２４にて解析し、金属添加
システム１５，不凝縮ガス添加システム１６の添加量に
フィードバックをかけることが可能となる。By installing a zinc injection system as the metal addition system 15 and performing Cr stabilization processing during plant operation, Cr on the material surface in the reactor 1 is stabilized,
SCC sensitivity is reduced. In this case, the hydrogen injection amount can be reduced, and the control device 24 analyzes the water quality analysis results in the reactor water sampling system 14 and the feedwater sampling system 23 and the indicated values of the main steam pipe radiation monitor 22, and the metal addition system 15. Thus, it is possible to give feedback to the addition amount of the non-condensable gas addition system 16.
【００７１】図４（Ａ），（Ｂ）は、ステンレス鋼表面
にＺｎＣｒ２Ｏ４を形成することによる腐食抑制効果の
原理図を示す。図４（Ａ）の未処理の状態では、ステン
レス鋼表面に内層酸化皮膜として鉄酸化物およびＣｒ２
Ｏ３が形成されているが、高溶存酸素の水に曝されると
Ｃｒがイオンとなって溶解し、母材の腐食が進み易くな
る。FIGS. 4A and 4B show the principle of the effect of suppressing corrosion by forming ZnCr 2 O 4 on the surface of stainless steel. In the untreated state shown in FIG. 4A, iron oxide and Cr 2 are formed on the stainless steel surface as an inner oxide film.
Although O 3 is formed, when exposed to water with high dissolved oxygen, Cr becomes ions and dissolves, so that the corrosion of the base material easily proceeds.
【００７２】これに対し、図４（Ｂ）に模式的に示すよ
うに、本実施形態によりＺｎが供給されて酸化皮膜内に
ＺｎＣｒ２Ｏ４が生成すると、これが安定で、高溶存酸
素の水に曝されても溶解しないため、母材が鉄酸化物お
よびＺｒ，Ｃｒ２Ｏ中で被覆され、腐食が抑制される。On the other hand, as schematically shown in FIG. 4B, when Zn is supplied according to the present embodiment and ZnCr 2 O 4 is generated in the oxide film, this is stable, and water with high dissolved oxygen Since it does not dissolve even when exposed to iron, the base material is coated in iron oxide and Zr, Cr 2 O, and corrosion is suppressed.
【００７３】図５は、本発明の第３の実施形態として、
クロム安定化プレフィルミングの運転方法について示
す。FIG. 5 shows a third embodiment of the present invention.
An operation method of chromium-stabilized prefilming will be described.
【００７４】沸騰水型原子炉は、通常の出力運転中には
燃料棒表面で沸騰が起こっているため、原子炉水中に含
まれる物質は沸騰に伴い、燃料棒表面に付着あるいは析
出する。前述した実施形態１あるいは実施形態２で示し
た方法では、原子炉水の給水系から金属を添加するた
め、原子炉へ給水が供給されている期間、すなわち燃料
表面で沸騰が起こっている期間に金属を供給する方法で
ある。したがって供給した金属の一部が燃料表面に付着
または析出する。In a boiling water reactor, boiling occurs on the surface of the fuel rod during normal power operation, so that substances contained in the reactor water adhere or precipitate on the surface of the fuel rod with the boiling. In the method described in the first or second embodiment, the metal is added from the water supply system of the reactor water. Therefore, during the period when the water is supplied to the reactor, that is, during the period when the fuel surface is boiling. This is a method of supplying metal. Therefore, a part of the supplied metal adheres or precipitates on the fuel surface.
【００７５】本発明の作用の一つである燃料表面のクロ
ム酸化物の安定を目的とした場合、燃料表面の沸騰が効
果を増幅させる効果をもたらすが、原子炉内の構造材料
の応力腐食割れを抑制するための金属の添加を目的とし
た場合には、原子炉で沸騰が起こらない条件での金属の
添加が有効である。For the purpose of stabilizing the chromium oxide on the fuel surface, which is one of the effects of the present invention, boiling of the fuel surface has an effect of amplifying the effect, but stress corrosion cracking of structural materials in the nuclear reactor. When the purpose is to add a metal for suppressing the addition of the metal, it is effective to add the metal under the condition that boiling does not occur in the nuclear reactor.
【００７６】本実施形態では、供給された金属が原子炉
内の構造材料の表面で酸化物となり、効果的に析出され
る温度である１００℃を超え、かつ原子炉に給水が供給
されない期間に、原子炉浄化系１３の出口配管に設けら
れる薬液供給タンク２６および薬液供給ポンプ２５を、
金属添加装置として適用し、金属元素を供給する方法で
ある。本発明によるクロムを含む酸化物の生成には１０
０℃未満の温度では効果的でないため、温度は１００℃
以上に規定される。In the present embodiment, the supplied metal becomes an oxide on the surface of the structural material in the nuclear reactor and exceeds 100 ° C., which is a temperature at which the metal is effectively deposited, and is supplied during a period in which water is not supplied to the nuclear reactor. The chemical supply tank 26 and the chemical supply pump 25 provided at the outlet pipe of the reactor purification system 13 are
This is a method applied as a metal addition device to supply a metal element. The formation of chromium-containing oxides according to the invention requires 10
Temperatures below 100 ° C. are not effective at temperatures below 0 ° C.
It is specified above.
【００７７】なお、この実施形態では金属の供給個所を
原子炉浄化系１３の出口としたが、他の原子炉に連結さ
れた配管や機器に金属添加装置を接続しても同様の効果
が期待できる。In this embodiment, the metal supply point is the outlet of the reactor purification system 13. However, the same effect can be expected even if the metal addition device is connected to piping or equipment connected to another reactor. it can.
【００７８】[0078]
【発明の効果】以上のように、本発明によれば、原子力
発電プラント構造材中のＣｒを安定化することにより、
材料のＳＣＣ感受性を緩和し、副次的影響の少ない予防
保全水化学を達成することができる。また、材料の腐食
を抑制することで一次系配管および機器表面への放射能
付着を抑制し、炉水中の放射能濃度も低く維持でき、線
量率低減によるプラント定期検査時の被ばく線量を低減
することができる。As described above, according to the present invention, by stabilizing Cr in structural materials of a nuclear power plant,
It can reduce the SCC susceptibility of the material and achieve preventive maintenance water chemistry with less side effects. In addition, by suppressing the corrosion of materials, it is possible to suppress the deposition of radioactivity on the primary system piping and equipment surfaces, maintain the radioactivity concentration in the reactor water low, and reduce the exposure dose during periodic plant inspections by reducing the dose rate. be able to.
【００７９】これらのことから、原子力発電プラントの
材料健全性を向上させるとともに、被ばく線量の低減が
可能となり、信頼性の高い原子力発電プラントおよびそ
の運転方法を得ることができる。From these facts, it is possible to improve the material integrity of the nuclear power plant and to reduce the exposure dose, so that a highly reliable nuclear power plant and its operating method can be obtained.
【図１】本発明に係る原子力発電プラントの第１の実施
形態を示す系統図。FIG. 1 is a system diagram showing a first embodiment of a nuclear power plant according to the present invention.
【図２】本発明に係るＣｒ欠乏層でのＣｒ安定化の原理
を示す図。FIG. 2 is a diagram showing the principle of stabilization of Cr in a Cr-deficient layer according to the present invention.
【図３】本発明に係る原子力発電プラントの第２の実施
形態を示す系統図。FIG. 3 is a system diagram showing a second embodiment of the nuclear power plant according to the present invention.
【図４】（Ａ），（Ｂ）は、ＺｎＣｒ２Ｏ４形成による
材料腐食抑制効果を現す原理図。FIGS. 4A and 4B are principle diagrams showing a material corrosion suppression effect by forming ZnCr 2 O 4 .
【図５】本発明に係る原子力発電プラントの第３の実施
形態を示す系統図。FIG. 5 is a system diagram showing a third embodiment of the nuclear power plant according to the present invention.
【図６】Ｃｒ酸化物の溶解度の電位依存性を示す原理
図。FIG. 6 is a principle diagram showing the potential dependence of the solubility of Cr oxide.
１ 原子炉 ２ 主蒸気系 ３ タービン ４ 復水器 ５ 復水ポンプ ６ 復水浄化系 ７ 高圧復水ポンプ ８ 低圧給水加熱器 ９ 高圧給水加熱器 １０ 給水ポンプ １１ 原子炉再循環ポンプ １２ 原子炉再循環系 １３ 原子炉冷却材浄化系 １４ 炉水サンプリング系 １５ 金属添加システム １６ 不凝縮ガス添加システム １７ 伝熱管 １８ 格納容器 １９ Ｃｒ欠乏層 ２０ 引張応力 ２１ 安定なＣｒ化合物層 ２２ 主蒸気管放射線モニタ ２３ 給水サンプリング系 ２４ 制御装置 ２５ 薬液供給ポンプ ２６ 薬液供給タンク DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Nuclear reactor 2 Main steam system 3 Turbine 4 Condenser 5 Condenser pump 6 Condensate purification system 7 High-pressure condensate pump 8 Low-pressure feedwater heater 9 High-pressure feedwater heater 10 Feedwater pump 11 Reactor recirculation pump 12 Reactor Circulation system 13 Reactor coolant purification system 14 Reactor water sampling system 15 Metal addition system 16 Non-condensable gas addition system 17 Heat transfer tube 18 Containment vessel 19 Cr-depleted layer 20 Tensile stress 21 Stable Cr compound layer 22 Main steam tube radiation monitor 23 Water supply sampling system 24 Controller 25 Chemical supply pump 26 Chemical supply tank
Claims (16)
機器内の腐食状況を検出する腐食状況検出手段と、この
腐食状況検出手段による検出値に基づいて前記配管また
は機器内の材料中のＣｒ欠乏状態を判断するＣｒ欠乏状
態判断手段と、このＣｒ欠乏状態判断手段によって前記
材料中のＣｒ欠乏量が一定値を超え、または超えると予
測される場合に、前記配管または機器の系統に材料中の
Ｃｒを安定させてその材料の腐食を抑制する物質または
電位を供給するＣｒ安定化処理手段とを備えたことを特
徴とする原子力発電プラント。1. A corrosive state detecting means for detecting a corrosive state in piping or equipment of a primary system of a nuclear power plant, and a Cr deficiency state in a material in said pipe or equipment based on a value detected by said corrosive state detecting means. Cr deficiency state determining means for determining whether the Cr deficiency amount in the material exceeds or is expected to exceed a predetermined value by the Cr deficiency state determining means. And a Cr stabilizing means for supplying a substance or a potential for suppressing corrosion of the material by stabilizing the material.
いて、腐食状況検出手段は、水中の金属濃度、酸素濃
度、水素濃度もしくは過酸化水素濃度または材料表面の
腐食電位のうち少なくとも１種を検出するものであるこ
とを特徴とする原子力発電プラント。2. The nuclear power plant according to claim 1, wherein the corrosion state detecting means detects at least one of a metal concentration, an oxygen concentration, a hydrogen concentration or a hydrogen peroxide concentration in water, and a corrosion potential of a material surface. A nuclear power plant characterized in that:
いて、Ｃｒ安定化処理手段は、水中の金属濃度、酸素濃
度、水素濃度もしくは過酸化水素濃度または材料表面の
腐食電位のうち少なくとも１種を制御するものであるこ
とを特徴とする原子力発電プラント。3. The nuclear power plant according to claim 1, wherein the Cr stabilization processing means controls at least one of a metal concentration, an oxygen concentration, a hydrogen concentration, or a hydrogen peroxide concentration in water or a corrosion potential of a material surface. A nuclear power plant characterized by the fact that:
ｒを安定化する処理を施すことにより、前記材料の腐食
を抑制することを特徴とする原子力発電プラントの運転
方法。4. C in a material in a nuclear power plant
A method for operating a nuclear power plant, characterized in that corrosion of the material is suppressed by performing a treatment for stabilizing r.
転方法において、Ｃｒを安定化する処理方法として、Ｚ
ｎ，Ｎｉ，Ｃｒ，Ｃｏ，Ｆｅからなる金属群のいずれか
あるいは複数を前記材料表面に母材組成比よりも多く添
加することを特徴とする原子力発電プラントの運転方
法。5. The method for operating a nuclear power plant according to claim 4, wherein Z is a treatment method for stabilizing Cr.
A method for operating a nuclear power plant, comprising adding one or more of a metal group consisting of n, Ni, Cr, Co, and Fe to the surface of the material in an amount larger than a base material composition ratio.
転方法において、前記金属添加により、材料表面にＭＣ
ｒ２Ｏ４の形態（Ｍ：Ｚｎ，Ｎｉ，Ｆｅ，Ｃｏの１種あ
るいは複数種の混合）の化合物を形成することを特徴と
する原子力発電プラントの運転方法。6. The method for operating a nuclear power plant according to claim 5, wherein the addition of the metal causes the surface of the material to have an MC value.
A method for operating a nuclear power plant, comprising forming a compound in the form of r 2 O 4 (M: one or a mixture of Zn, Ni, Fe and Co).
転方法において、前記ＭＣｒ２Ｏ４の形成方法として、
メッキ，塗装，ライニング，溶射，プレーティング，プ
レフィルミング，研磨の表面処理のいずれかあるいは複
数を用いることを特徴とする原子力発電プラントの運転
方法。7. The method for operating a nuclear power plant according to claim 6, wherein the MCr 2 O 4 is formed by:
A method for operating a nuclear power plant, comprising using one or more of surface treatments of plating, painting, lining, thermal spraying, plating, prefilming, and polishing.
転方法において、前記ＭＣｒ２Ｏ４の形成方法として、
材料が接している水中の前記金属群のいずれかあるいは
複数の金属濃度を制御することを特徴とする原子力発電
プラントの運転方法。8. The method for operating a nuclear power plant according to claim 6, wherein the MCr 2 O 4 is formed by:
A method for operating a nuclear power plant, comprising controlling the concentration of any one or a plurality of metals in the water group in contact with a material.
転方法において、前記金属濃度制御として、炉水中のＺ
ｎ，Ｎｉ濃度のいずれかあるいは両方を０．３〜１００
ｐｐｂに制御することを特徴とする原子力発電プラント
の運転方法。9. The method for operating a nuclear power plant according to claim 8, wherein the control of the metal concentration comprises the step of:
Either or both of the n and Ni concentrations are 0.3 to 100
A method for operating a nuclear power plant, wherein the method is controlled to ppb.
運転方法において、前記金属濃度制御として、Ｚｎ及び
Ｃｒを同時に、または交互に、一次系に注入し、材料表
面表面にＺｎとＣｒを含む酸化物を安定化することを特
徴とする原子力発電プラントの運転方法。10. The method for operating a nuclear power plant according to claim 8, wherein, as said metal concentration control, Zn and Cr are simultaneously or alternately injected into a primary system, and an oxidation containing Zn and Cr on the surface of the material surface. A method for operating a nuclear power plant, characterized by stabilizing a product.
運転方法において、前記金属濃度制御として、炉水中Ｃ
ｒ濃度５ｐｐｂ以上かつ炉水中Ｚｎ濃度を２ｐｐｂ以上
に制御し、材料表面にＺｎとＣｒを含む酸化物を安定化
することを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。11. The method for operating a nuclear power plant according to claim 8, wherein the metal concentration control is performed in a reactor water.
A method for operating a nuclear power plant, comprising controlling an r concentration of 5 ppb or more and a Zn concentration of furnace water to 2 ppb or more to stabilize an oxide containing Zn and Cr on a material surface.
運転方法において、前記Ｃｒを安定化する手法として、
材料表面の腐食電位，水中の酸素濃度，水中の水素濃
度，水中の過酸化水素濃度のいずれかあるいは複数を制
御し、酸化還元環境を制御することを特徴とする原子力
発電プラントの運転方法。12. The method for operating a nuclear power plant according to claim 4, wherein the method for stabilizing the Cr includes:
A method for operating a nuclear power plant, comprising controlling one or more of a corrosion potential of a material surface, an oxygen concentration in water, a hydrogen concentration in water, and a hydrogen peroxide concentration in water to control a redox environment.
の運転方法において、前記酸化還元環境制御により、材
料表面からのＣｒ溶出を抑制することを特徴とする原子
力発電プラントの運転方法。13. The method for operating a nuclear power plant according to claim 12, wherein elution of Cr from a material surface is suppressed by controlling the oxidation-reduction environment.
の運転方法において、前記材料表面腐食電位の制御とし
て、運転中の原子力発電プラント炉水に曝されているス
テンレス鋼の腐食電位を０．１Ｖ以下に制御することを
特徴とする原子力発電プラントの運転方法。14. The method for operating a nuclear power plant according to claim 12, wherein, as the control of the material surface corrosion potential, the corrosion potential of stainless steel exposed to reactor water during operation of the nuclear power plant is 0.1 V or less. A method for operating a nuclear power plant, comprising:
の運転方法において、前記表面処理，金属濃度制御，酸
化性環境制御の複数を行い、材料中のＣｒを安定化する
ことを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。15. The method for operating a nuclear power plant according to claim 12, wherein the surface treatment, the metal concentration control, and the oxidizing environment control are performed to stabilize Cr in the material. How the plant operates.
の運転方法において、前記Ｃｒを安定化する手法とし
て、前記金属濃度制御によりＭＣｒ２Ｏ４を形成後に酸
化性環境を制御することで炉水中Ｃｒ濃度を１ｐｐｂ以
下に制御することを特徴とする原子力発電プラントの運
転方法。16. The method for operating a nuclear power plant according to claim 12, wherein the method for stabilizing the Cr includes controlling the oxidizing environment after forming MCr 2 O 4 by controlling the metal concentration to thereby control the Cr in the reactor water. A method for operating a nuclear power plant, wherein the concentration is controlled to 1 ppb or less.
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