JPH08201578A - Structural material for reactor and method for preventing it form corroding - Google Patents
Structural material for reactor and method for preventing it form corrodingInfo
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- JPH08201578A JPH08201578A JP7012056A JP1205695A JPH08201578A JP H08201578 A JPH08201578 A JP H08201578A JP 7012056 A JP7012056 A JP 7012056A JP 1205695 A JP1205695 A JP 1205695A JP H08201578 A JPH08201578 A JP H08201578A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉構造材及びその
防食方法に係り、特に腐食環境で供せられる原子炉構造
材に、光電極反応を利用して防食を行なう技術に関する
ものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a nuclear reactor structural material and a corrosion protection method therefor, and more particularly to a technique for corrosion protection of a nuclear reactor structural material provided in a corrosive environment by utilizing a photoelectrode reaction. .
【０００２】[0002]
【従来の技術】水を冷却材としている軽水炉では、炉心
を囲んでいる原子炉圧力容器の内部構造物の大部分が、
高温状態の原子炉冷却水中に配されるため、構成材料の
品質管理について格別な配慮が必要であるとともに、原
子炉冷却水についても純水化を行なうあるいは水素注入
水質を採用する等の配慮が払われている。2. Description of the Related Art In a light water reactor using water as a coolant, most of the internal structure of the reactor pressure vessel surrounding the core is
Since it is placed in the reactor cooling water at high temperature, special consideration must be given to the quality control of the constituent materials, and consideration should also be given to purifying the reactor cooling water or adopting hydrogen injection water quality. Have been paid.
【０００３】[0003]
【発明が解決しようとする課題】しかし、内部構造物
は、炉心から放射される放射線の雰囲気で使用されるた
めに、原子炉冷却水に対する耐食性を確保することに加
えて、一部の炉内構造物では放射線による水分解の影響
を考慮する必要がある。つまり、炉心の近傍では、放射
線の水分解作用によって、Ｈ2Ｏ2等が生成されるととも
に、Ｏ2 濃度が上昇するために耐食性の上で厳しい環境
となり、構成材料の健全性要求度合いが高くなる。However, since the internal structure is used in an atmosphere of radiation emitted from the core, in addition to ensuring corrosion resistance to reactor cooling water, some internal parts For structures, it is necessary to consider the effect of water decomposition by radiation. In other words, in the vicinity of the core, H 2 O 2 and the like are generated by the water splitting action of radiation, and the O 2 concentration rises, resulting in a severe environment for corrosion resistance, and the degree of demand for the integrity of constituent materials is high. Become.
【０００４】本発明は、かかる事情に鑑みてなされたも
ので、以下の目的を達成するものである。 長期間にわたって放射線及び水中環境における原子炉
構造材の防食性を向上させること。 新設及び既設原子炉構造材に対する適用性を向上させ
ること。 防食対策のための施工を容易にすること。 各所の原子炉構造材に対する適用性を向上させるこ
と。 メンテナンス性を高めること。The present invention has been made in view of the above circumstances, and achieves the following objects. To improve the corrosion resistance of nuclear reactor structural materials in the radiation and aquatic environment over a long period of time. Improve applicability to new and existing reactor structural materials. To facilitate construction for anticorrosion measures. Improve applicability to reactor structural materials at various places. Improve maintainability.
【０００５】[0005]
【課題を解決するための手段】原子炉冷却水の内部に配
される原子炉構造材の耐食性を向上させる手段として、
光電極反応を利用して防食を行なう。光電極反応は、チ
タン酸化物半導体層に可視光線よりも波長の短い光線及
び放射線が照射されると、非消耗型のアノード反応を起
こし、チタン酸化物半導体層に接触している金属の電位
を下げるもので、この光電極反応が生じると、チタン酸
化物による耐食性に加えて、接触金属材が腐食され難い
条件を現出して防食効果が向上する。一方、原子炉の運
転中にあっては、炉心から多量の中性子，ガンマ線等の
放射線やチェレンコフ放射光が発生し、各方向に向かっ
て放出する。したがって、本発明では、これらの現象を
利用した原子炉構造材の耐食性向上が図られ、これらを
有効に実施する手段として、放射光の照射雰囲気に晒さ
れる構造材の表面に、チタン酸化物半導体層を一体に配
する技術を適用する。その際に、還元雰囲気中で構造材
の表面にチタン酸化物の粉末溶射を行なうことにより、
酸素欠損構造を有するチタン酸化物半導体層を一体に形
成することが有効である。また、他の手段として、チタ
ン酸化物半導体層を、チタン酸化物のスパッタリングや
塗布焼成等によって形成するとともに、形成したチタン
酸化物半導体層を、７００〜１０００℃の温度の水素ガ
スの還元雰囲気中で、１時間程度処理することにより、
チタン酸化物半導体層中に酸素欠損構造を形成する技術
が採用される。チタン酸化物半導体層は、チタン酸化物
に、全量の１重量％程度の微量のＮｂ，Ｙ等の３価の金
属のうちの少なくとも一つをドープしたものであるこ
と、そして、厚さが１００〜５００μｍ程度有している
ことが望ましい。構造材の対象材料は、ステンレス鋼、
インコネル材及び低合金鋼等が適用され、チタン酸化物
の付着及び溶着性を向上させるための前処理として、シ
ョットブラストが実施され、構造材表面に形成されてい
る１μｍ程度までの酸化皮膜や不働態化皮膜を除去して
おくことが望ましい。構造材の対象は、炉心を囲むシュ
ラウドその他の構造材とされ、チタン酸化物半導体層
が、構造材の表面の全部または一部を覆うように形成さ
れる。構造材における適用箇所は、溶接部、その近傍、
粒界腐食割れ対策箇所及び応力腐食割れ対策箇所等とさ
れる。[Means for Solving the Problems] As means for improving the corrosion resistance of a reactor structural material disposed inside the reactor cooling water,
Anticorrosion is performed by utilizing the photoelectrode reaction. The photoelectrode reaction causes a non-consumable anodic reaction when the titanium oxide semiconductor layer is irradiated with light having a shorter wavelength than visible light and radiation, and the potential of the metal in contact with the titanium oxide semiconductor layer is changed. When the photoelectrode reaction occurs, the anticorrosion effect is improved by exposing the condition that the contact metal material is not easily corroded, in addition to the corrosion resistance by the titanium oxide. On the other hand, during the operation of the nuclear reactor, a large amount of radiation such as neutrons and gamma rays and Cherenkov radiation are generated from the core and emitted toward each direction. Therefore, in the present invention, the corrosion resistance of the reactor structural material is improved by utilizing these phenomena, and as a means for effectively carrying out these, the titanium oxide semiconductor is exposed on the surface of the structural material exposed to the irradiation atmosphere of synchrotron radiation. Apply the technique of placing the layers together. At that time, by spraying titanium oxide powder on the surface of the structural material in a reducing atmosphere,
It is effective to integrally form a titanium oxide semiconductor layer having an oxygen deficiency structure. In addition, as another means, the titanium oxide semiconductor layer is formed by sputtering or coating and firing of titanium oxide, and the formed titanium oxide semiconductor layer is placed in a reducing atmosphere of hydrogen gas at a temperature of 700 to 1000 ° C. By processing for about 1 hour,
A technique for forming an oxygen vacancy structure in the titanium oxide semiconductor layer is adopted. The titanium oxide semiconductor layer is made of titanium oxide doped with at least one of trivalent metals such as Nb and Y in an amount of about 1% by weight based on the total amount, and has a thickness of 100. It is desirable to have about 500 μm. The target material of the structural material is stainless steel,
Inconel material and low alloy steel are applied, and shot blasting is carried out as a pretreatment for improving the adhesion and weldability of titanium oxide, and oxide films and defects up to about 1 μm formed on the surface of the structural material It is desirable to remove the activated film. The target of the structural material is a shroud or other structural material surrounding the core, and the titanium oxide semiconductor layer is formed so as to cover all or part of the surface of the structural material. Applicable points in structural materials are welded parts, their vicinity,
It is considered to be the intergranular corrosion crack countermeasure point and the stress corrosion crack countermeasure point.
【０００６】[0006]
【作用】原子炉の運転時には、炉心から大量の放射線や
チェレンコフ放射光が発生する。チタン酸化物半導体層
は、放射光の照射時に、光電極反応である非消耗型のア
ノード反応を生じて半導体層近傍の原子炉構造材の表面
の腐食電位を下げ、金属が腐食され難い条件、防食効果
が出現する。この際のチタン酸化物半導体層における光
電極反応は、層の厚さと放射線及び光の波長とが密接に
拘わり合うことが明かとなりつつあり、チタン酸化物半
導体層が例えば１μｍ程度である場合には、可視光線に
近い波長のチェレンコフ放射光に対して有効性が認めら
れ、チタン酸化物半導体層が例えば１００〜５００μｍ
程度である場合には、これに加えて０．１ｎｍ程度もし
くは以下の波長の放射線に対しても有効性が認められ
る。チタン酸化物半導体層は、酸素欠損構造を有する場
合に、光電極反応が頻繁に発生する。酸素欠損構造は、
高温の水素ガス中の還元雰囲気中でチタン酸化物の粉末
溶射を行なって、チタン酸化物半導体層を形成した場合
に生じ易く、チタン酸化物に、微量のＮｂ，Ｙ等の３価
の金属をドープしたものである場合にも、光電極反応が
顕著になる現象が認められる。適用箇所が、構造材にお
ける溶接部、その近傍、粒界腐食割れ対策箇所及び応力
腐食割れ対策箇所等である場合に特に有効であり、原子
炉冷却水の腐食因子、引っ張り応力の存在、金属材料の
鋭敏化、クロム炭化物の生成や拡散に基づくクロム欠乏
状態等の要因が重畳した場合にあっても、光電極反応に
より構造材の表面の腐食電位を下げて、防食効果が高め
ることができる。また、原子炉の運転停止により、放射
線の照射がなくなった場合にあっても、酸素欠損構造を
有するチタン酸化物半導体層は、２０時間程度原子炉構
造材の表面の腐食電位を下げる効果を保持する。したが
って、この時間内に、原子炉冷却水の温度を常温程度ま
で下げるか入れ替える運用を行なうことにより、原子炉
構造材の腐食低減を図ることが容易である。[Operation] During operation of the reactor, a large amount of radiation and Cherenkov radiation are generated from the core. The titanium oxide semiconductor layer, when irradiated with radiant light, causes a non-consumable anodic reaction that is a photoelectrode reaction to lower the corrosion potential of the surface of the reactor structural material in the vicinity of the semiconductor layer, and conditions under which the metal is unlikely to corrode, Anticorrosion effect appears. In the photoelectrode reaction in the titanium oxide semiconductor layer at this time, it is becoming clear that the thickness of the layer and the wavelengths of radiation and light are closely related to each other. When the thickness of the titanium oxide semiconductor layer is, for example, about 1 μm, , The effectiveness against Cerenkov radiation of a wavelength close to visible light is recognized, and the titanium oxide semiconductor layer has a thickness of, for example, 100 to 500 μm.
In the case of the degree, in addition to this, the effectiveness is recognized even for radiation having a wavelength of about 0.1 nm or below. When the titanium oxide semiconductor layer has an oxygen deficiency structure, a photoelectrode reaction frequently occurs. The oxygen deficiency structure is
This tends to occur when a titanium oxide semiconductor layer is formed by performing powder spraying of titanium oxide in a reducing atmosphere in high-temperature hydrogen gas, and a slight amount of trivalent metal such as Nb and Y is added to titanium oxide. Even in the case of being doped, the phenomenon that the photoelectrode reaction becomes remarkable is recognized. It is especially effective when the application site is the welded part in the structural material, its vicinity, the intergranular corrosion crack countermeasure site, the stress corrosion crack countermeasure site, etc., and the corrosion factor of the reactor cooling water, the presence of tensile stress, the metal material Even when factors such as sensitization of Cr, chrome deficiency state due to generation and diffusion of chromium carbide are superposed, the corrosion potential of the surface of the structural material can be lowered by the photoelectrode reaction, and the anticorrosion effect can be enhanced. Even when the irradiation of radiation is stopped due to the shutdown of the reactor, the titanium oxide semiconductor layer having an oxygen deficiency structure retains the effect of lowering the corrosion potential of the surface of the reactor structural material for about 20 hours. To do. Therefore, during this time, it is easy to reduce the corrosion of the reactor structural material by lowering or changing the temperature of the reactor cooling water to about room temperature.
【０００７】[0007]
【実施例】以下、本発明に係る原子炉構造材及びその防
食方法の実施例について、図１ないし図４に基づいて説
明する。これらの各図にあって、符号１は原子炉圧力容
器、２は炉心、３はシュラウド、Ｘは構造材、Ｗは溶接
部、Ｙはチタン酸化物半導体層、Ｒは原子炉冷却水であ
る。EXAMPLES Examples of a nuclear reactor structural material and a corrosion protection method therefor according to the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 to 4. In each of these figures, reference numeral 1 is a reactor pressure vessel, 2 is a core, 3 is a shroud, X is a structural material, W is a welded portion, Y is a titanium oxide semiconductor layer, and R is reactor cooling water. .
【０００８】図１は、軽水型原子炉の構造例を示すもの
で、原子炉圧力容器１の内部において、炉心２の回りに
配されるシュラウド３等の構造材Ｘは、ＳＵＳ３０４ス
テンレス鋼，インコネル６００材等の吟味した材料によ
って構成されるものの、前述したように高温状態の原子
炉冷却水中に配されるとともに、炉心２からの放射線照
射に晒されるために、耐食性の確保に加えて、放射線の
水分解による影響を考慮する必要がある。さらに、図２
に示すように、構造材Ｘは、各所に溶接部Ｗを有してい
るために、該溶接部Ｗ及びその近傍に溶接による引っ張
り残留応力が付与されるとともに、熱影響部が生成され
た状態となり易い。FIG. 1 shows an example of the structure of a light water reactor. The structural material X such as the shroud 3 arranged around the core 2 inside the reactor pressure vessel 1 is made of SUS304 stainless steel, Inconel. Although it is composed of 600 examined materials, it is placed in the high temperature reactor cooling water as described above and exposed to the radiation from the core 2. Therefore, in addition to ensuring corrosion resistance, It is necessary to consider the effect of water decomposition of. Furthermore, FIG.
As shown in FIG. 3, since the structural material X has welded portions W at various places, a tensile residual stress due to welding is applied to the welded portions W and the vicinity thereof, and a heat-affected zone is generated. It is easy to become.
【０００９】そこで、構造材Ｘの表面には、例えば粉末
プラズマ溶射により、厚さ１００〜５００μｍ程度のチ
タン酸化物半導体層Ｙが形成されるとともに、該チタン
酸化物半導体層Ｙが酸素欠損構造を有するように設定さ
れる。Therefore, a titanium oxide semiconductor layer Y having a thickness of about 100 to 500 μm is formed on the surface of the structural material X by, for example, powder plasma spraying, and the titanium oxide semiconductor layer Y has an oxygen deficient structure. Set to have.
【００１０】図３は、プラズマ溶射装置１０を使用し
て、構造材Ｘの表面にチタン酸化物半導体層Ｙを形成す
る場合の実施例を示している。該プラズマ溶射装置１０
では、キャリアガス供給口１１からＡｒガス（流量：４
０リットル／分）とＨ2 ガス（流量：１３リットル／
分）とを、プラズマ発生部１２に供給してプラズマ化す
るとともに、チタン酸化物供給口１３からＴｉＯ2 粉末
（粒径：１０〜４０μｍ）を供給してプラズマ流に乗
せ、距離１２０ｍｍ離れた構造材Ｘの表面に溶射付着さ
せ、厚さ１００〜５００μｍ程度のチタン酸化物半導体
層Ｙを形成する。この際のプラズマ発生部１２の出力
は、６００アンペア，７０ボルトに設定した。FIG. 3 shows an embodiment in which the titanium oxide semiconductor layer Y is formed on the surface of the structural material X using the plasma spraying apparatus 10. The plasma spraying device 10
Then, Ar gas (flow rate: 4
0 liter / min) and H 2 gas (flow rate: 13 liter / min)
Is supplied to the plasma generation part 12 to generate plasma, and TiO2 powder (particle size: 10 to 40 μm) is supplied from the titanium oxide supply port 13 to be placed on the plasma flow, and the structural material separated by a distance of 120 mm. The titanium oxide semiconductor layer Y having a thickness of about 100 to 500 μm is formed by spraying and adhering to the surface of X. The output of the plasma generator 12 at this time was set to 600 amps and 70 volts.
【００１１】図４は、スパッタリング装置２０を使用し
て、構造材Ｘの表面にチタン酸化物半導体層Ｙを形成す
る場合の実施例を示している。該スパッタリング装置２
０では、ケーシング２１の中にアノード電極２２及びカ
ソード電極２３を配し、アノード電極２２にチタン酸化
物（ＴｉＯ2 ）のターゲット２４を取り付けるととも
に、カソード電極２３に構造材Ｘを取り付けておいて、
ガス供給口２５から流量：２２ミリリットル／分のＡｒ
ガスを供給して、Ａｒ雰囲気中で構造材Ｘの表面にチタ
ン酸化物を溶着し、厚さ１００〜５００μｍ程度のチタ
ン酸化物半導体層Ｙを形成し、次いで、ケーシング２１
の中に水素を供給して、７００〜１０００℃の温度の水
素ガスの還元雰囲気中でチタン酸化物半導体層Ｙを１時
間程度処理することにより、チタン酸化物半導体層Ｙ中
に酸素欠損構造が介在するようにしたものである。この
際のスパッタリング処理は、電気出力２００ワットのと
き、スパッタリング速度４ｎｍ／分に設定した。FIG. 4 shows an embodiment in which the titanium oxide semiconductor layer Y is formed on the surface of the structural material X using the sputtering apparatus 20. The sputtering device 2
In No. 0, the anode electrode 22 and the cathode electrode 23 are arranged in the casing 21, the titanium oxide (TiO 2 ) target 24 is attached to the anode electrode 22, and the structural material X is attached to the cathode electrode 23.
Flow rate from gas supply port 25: Ar 22 ml / min
Gas is supplied to deposit titanium oxide on the surface of the structural material X in an Ar atmosphere to form a titanium oxide semiconductor layer Y having a thickness of about 100 to 500 μm, and then the casing 21.
By supplying hydrogen into the titanium oxide and treating the titanium oxide semiconductor layer Y for about 1 hour in a reducing atmosphere of hydrogen gas at a temperature of 700 to 1000 ° C., an oxygen deficient structure is formed in the titanium oxide semiconductor layer Y. It is designed to intervene. The sputtering process at this time was set to a sputtering rate of 4 nm / min when the electric output was 200 watts.
【００１２】上述の図３及び図４の実施例において、Ｔ
ｉＯ2 粉末の純度を９９．６％及び９９．９９％とする
とともに、ＴｉＯ2 粉末に、３価の金属元素であるＮｂ
またはＹを全量の１重量％程度ドープしたものも作成し
た。In the embodiment of FIGS. 3 and 4 described above, T
The purity of the iO 2 powder is set to 99.6% and 99.99%, and the TiO 2 powder contains Nb which is a trivalent metal element.
Alternatively, a material in which Y is doped in an amount of about 1% by weight is also prepared.
【００１３】また、チタン酸化物半導体層Ｙの付着及び
溶着性を向上させるための前処理として、ショットブラ
スト処理を実施した。該ショットブラスト処理では、構
造材Ｘの表面を１μｍ程度研削して、酸化皮膜や不働態
化皮膜を除去するようにした。Shot blasting was performed as a pretreatment for improving the adhesion and weldability of the titanium oxide semiconductor layer Y. In the shot blast treatment, the surface of the structural material X was ground by about 1 μm to remove the oxide film and the passivation film.
【００１４】このような処理を施した原子炉構造材（チ
タン酸化物半導体層Ｙを付着した構造材Ｘ）であると、
原子炉を運転状態にすると、構造材Ｘが炉心２から発生
する大量の放射線やチェレンコフ放射光により照射さ
れ、光電極反応である非消耗型のアノード反応を生じ
て、チタン酸化物半導体層Ｙ近傍の構造材Ｘの表面の腐
食電位を下げ、金属が腐食され難い条件、防食効果が出
現すると期待される。The reactor structural material (structural material X to which the titanium oxide semiconductor layer Y is attached) which has been subjected to such treatment,
When the nuclear reactor is put into an operating state, the structural material X is irradiated with a large amount of radiation or Cherenkov radiant light generated from the core 2, and a non-consumable anodic reaction which is a photoelectrode reaction occurs, and the vicinity of the titanium oxide semiconductor layer Y is generated. It is expected that the corrosion potential of the surface of the structural material X will be lowered, and the condition that the metal is unlikely to be corroded and the anticorrosion effect will appear.
【００１５】図５は、光電極反応の原理を示しており、
アノード反応とカソード反応との交点Ｃに対して、イン
コネル６００材にチタン酸化物半導体層をプラズマ溶射
した場合には、電流密度：０．１Ａ／ｍ2 以下で電位が
低く（卑に）なっており、構造材Ｘの表面の腐食電位が
下がることが明らかである。FIG. 5 shows the principle of the photoelectrode reaction,
When the titanium oxide semiconductor layer is plasma-sprayed on the Inconel 600 material with respect to the intersection C of the anode reaction and the cathode reaction, the potential becomes low (base) at a current density of 0.1 A / m 2 or less. It is clear that the corrosion potential on the surface of the structural material X is lowered.
【００１６】図６は、光電極反応の実験例１を示してい
る。インコネル６００材，チタン酸化物半導体層のプラ
ズマ溶射インコネル６００材（ＴｉＯ2 溶射材），チタ
ン酸化物半導体層のスパッタリングインコネル６００材
（ＴｉＯ2 スパッタ材）との比較では、放射線照射開始
後に、ＴｉＯ2 溶射材及びＴｉＯ2 スパッタ材ともに、
インコネル６００材（構造材）よりも電位（腐食電位）
が低下しており、７２０００秒（２０時間）後に放射線
照射を停止したところ、ＴｉＯ2 スパッタ材にあって
は、速やかに電位がインコネル６００材と同レベルまで
回復したが、ＴｉＯ2 溶射材にあっては、電位の回復が
７２０００秒（２０時間）程度遅れる現象が発生した。
言い換えると、ＴｉＯ2 溶射材は、放射線照射を停止し
た後も、２０時間程度は腐食電位が低い（耐腐食性）環
境を維持している。ただし、試験条件として、２５℃：
０．１ミリモル／リットルのＨＣＯ3 溶液中に上述の材
料を浸し、放射線源として１６ワットの紫外線ランプ
（波長３３５〜３８０ｎｍ程度）を使用して計測した。FIG. 6 shows an experimental example 1 of the photoelectrode reaction. In comparison with Inconel 600 material, plasma sprayed Inconel 600 material of titanium oxide semiconductor layer (TiO 2 sprayed material), and sputtering Inconel 600 material of titanium oxide semiconductor layer (TiO 2 sputtered material), TiO 2 For both thermal spray material and TiO 2 sputter material,
More potential (corrosion potential) than Inconel 600 material (structural material)
There has decreased, was stopped irradiated after 72000 seconds (20 hours), in the TiO 2 sputtering material, immediately the potential has been restored to Inconel 600 material the same level, there to TiO 2 spraying material As a result, the phenomenon that the potential recovery is delayed by about 72000 seconds (20 hours) occurred.
In other words, the TiO 2 thermal spray material maintains an environment with a low corrosion potential (corrosion resistance) for about 20 hours even after the irradiation with radiation is stopped. However, as test conditions, 25 ° C:
The above materials were immersed in a 0.1 mmol / liter HCO 3 solution, and a 16-watt ultraviolet lamp (wavelength: about 335 to 380 nm) was used as a radiation source for measurement.
【００１７】図７は、光電極反応の実験例２を示すもの
で、ＴｉＯ2 単結晶形成後水素還元処理したインコネル
６００材（単結晶還元処理材），Ｔｉ高温酸化皮膜後水
素還元処理したインコネル６００材（高温酸化皮膜還元
処理材），ＮｂドープＴｉＯ2 単結晶形成インコネル６
００材（ＮｂドープＴｉＯ2 単結晶材）との比較では、
放射線照射開始後に、三つの材料それぞれの電位が顕著
に低下する結果が得られ、７２０００秒間の放射線照射
の停止後に、それぞれ電位が回復している。これらの材
料は、図６例と比較して、それぞれ放射線照射時の電位
低下が顕著になる傾向を有しており、言い換えると、こ
れらは図７例の処理をすると、いずれも放射線照射によ
り腐食電位を低くすることができる。なお、図７の実験
例２における試験条件は、図６例と同一とした。ただ
し、単結晶還元処理材にあっては、ＴｉＯ2 単結晶形成
後に、温度：１０００℃でＨ2 ガスを含む還元ガスで還
元処理を行なったものとし、高温酸化皮膜還元処理材に
あっては、Ｔｉの表面を９００℃の温度で大気中熱処理
して形成した約１７０μｍのＴｉＯ2 皮膜に、上述のＨ
2 ガス還元処理を行なったものとし、ＮｂドープＴｉＯ
2 単結晶材にあっては、１重量％程度のＮｂをドープし
たＴｉＯ2 単結晶を成長させて得られたものとしてい
る。FIG. 7 shows an experimental example 2 of the photoelectrode reaction. Inconel 600 material (single crystal reduction treated material) subjected to hydrogen reduction treatment after forming TiO 2 single crystal, Inconel subjected to hydrogen reduction treatment after Ti high temperature oxide film. 600 material (high temperature oxide film reduction treated material), Nb-doped TiO2 single crystal forming Inconel 6
In comparison with the No. 00 material (Nb-doped TiO 2 single crystal material),
The result shows that the electric potentials of the three materials are remarkably lowered after the start of the irradiation, and the electric potentials are recovered after the irradiation for 72,000 seconds is stopped. Compared with the example of FIG. 6, each of these materials tends to have a noticeable decrease in the potential upon irradiation with radiation. In other words, when the treatment of the example of FIG. The potential can be lowered. The test conditions in Experimental Example 2 in FIG. 7 were the same as those in FIG. However, in the single crystal reduction treatment material, it is assumed that after the TiO 2 single crystal is formed, the reduction treatment is performed with a reducing gas containing H 2 gas at a temperature of 1000 ° C. , Ti surface was heat-treated in the atmosphere at a temperature of 900 ° C. to form a TiO 2 film having a thickness of about 170 μm.
Nb-doped TiO with 2 gas reduction treatment
It is assumed that the 2 single crystal material was obtained by growing a TiO 2 single crystal doped with about 1% by weight of Nb.
【００１８】図８は、ＴｉＯ2 溶射ＳＵＳ３０４材，Ｔ
ｉＯ2 溶射インコネル６００材，高温酸化皮膜還元処理
材，単結晶還元処理材，ＮｂドープＴｉＯ2 単結晶材
（Ｎｂドープ単結晶材）の５種類の材料について、活性
化エネルギと電位との関係を示すものであり、これら
は、いずれも８ｐｐｍ，Ｏ2 水中のＳＵＳ３０４単独材
と比較して、電位が低くなっており、耐腐食性を有して
いることが明らかである。ただし、個々に比較すると、
Ｎｂドープ単結晶材，単結晶還元処理材，高温酸化皮膜
還元処理材，ＴｉＯ2 溶射インコネル６００材，ＴｉＯ
2 溶射ＳＵＳ３０４材の順に優れた性質を示しており、
ＴｉＯ2 にＮｂをドープすること、水素還元処理するこ
とが有効な手段であることが明らかである。FIG. 8 shows TiO 2 sprayed SUS304 material, T
The relationship between the activation energy and the potential of five types of materials, iO 2 sprayed Inconel 600 material, high temperature oxide film reduction treatment material, single crystal reduction treatment material, and Nb-doped TiO 2 single crystal material (Nb-doped single crystal material) It is clear that each of them has a lower electric potential and corrosion resistance as compared with the SUS304 single material in 8 ppm, O 2 water. However, when compared individually,
Nb-doped single crystal material, single crystal reduction treatment material, high temperature oxide film reduction treatment material, TiO 2 sprayed Inconel 600 material, TiO 2.
2 Shows excellent properties in the order of sprayed SUS304 material,
It is clear that doping TiO 2 with Nb and hydrogen reduction treatment are effective means.
【００１９】図９及び図１０は、２５℃及び２８８℃に
おける活性化エネルギと光電流との関係を各材料につい
て比較したものである。図９に示す常温（２５℃）にあ
っては、ＳＵＳ３０４材の不働態保持電流に対して、Ｔ
ｉＯ2 溶射ＳＵＳ３０４材，ＴｉＯ2 溶射インコネル６
００材，高温酸化皮膜還元処理材，Ｎｂドープ単結晶材
の光電流が大きくなっており、特に、ＴｉＯ2 溶射イン
コネル６００材，高温酸化皮膜還元処理材，Ｎｂドープ
単結晶材では、光電流が大きく光電極反応が頻繁に発生
して腐食性が高まっている。図１０に示す原子炉運転温
度（２８８℃）にあっては、高温化に基づいて、ＳＵＳ
３０４材の不働態保持電流が常温時よりも大きくなるも
のの、ＴｉＯ2 溶射ＳＵＳ３０４材，高温酸化皮膜還元
処理材，Ｎｂドープ単結晶材の光電流が大きくなってお
り、特に、高温酸化皮膜還元処理材及びＮｂドープ単結
晶材は、ＳＵＳ３０４材の不働態保持電流及び常温時光
電流に対しても、光電流値が大きく光電極反応が頻繁に
発生して、原子炉運転温度での耐食性が高まっているこ
とが明らかである。なお、図９では、試験条件として、
０．１ミリモル／リットルのＨＣＯ3 溶液中，１６ワッ
トの紫外線ランプによる照射としたが、図１０では、
０．０５モル／リットルのＮａ2 ＳＯ4 溶液中，１６ワ
ットの紫外線ランプによる照射としている。この場合、
試験条件の相違による有意義な計測差は無視できる程度
である。FIGS. 9 and 10 compare the relationship between the activation energy and the photocurrent at 25 ° C. and 288 ° C. for each material. At room temperature (25 ° C.) shown in FIG. 9, T
iO 2 spraying SUS304 material, TiO 2 spraying Inconel 6
No. 00 material, high-temperature oxide film reduction treatment material, and Nb-doped single crystal material have large photocurrents. In particular, in TiO 2 sprayed Inconel 600 material, high-temperature oxide film reduction treatment material, and Nb-doped single crystal material, the photocurrent is A large photoelectrode reaction frequently occurs and corrosivity is increased. At the reactor operating temperature (288 ° C.) shown in FIG.
Although the passivation holding current of 304 material is larger than that at room temperature, the photocurrent of TiO 2 sprayed SUS 304 material, high temperature oxide film reduction treated material, Nb-doped single crystal material is large, especially high temperature oxide film reduction treatment. Materials and Nb-doped single crystal materials have a large photocurrent value even with respect to the passive state holding current of SUS304 material and the photocurrent at room temperature, and the photoelectrode reaction frequently occurs, resulting in increased corrosion resistance at the reactor operating temperature. It is clear that In addition, in FIG. 9, as the test conditions,
Irradiation with a 16 watt ultraviolet lamp was performed in a 0.1 mmol / liter HCO 3 solution.
Irradiation is carried out by a 16 watt ultraviolet lamp in a 0.05 mol / liter Na 2 SO 4 solution. in this case,
Significant measurement differences due to different test conditions are negligible.
【００２０】また、ＴｉＯ2 の純度を前述のように変え
た範囲では、有意義差が認められず、そして、通常の紫
外線よりも波長の短い放射線、例えばＸ線やかつそれよ
りも波長の短い放射線であっても、光電極反応が発生す
ることが確認された。No significant difference is observed in the range where the purity of TiO 2 is changed as described above, and radiation having a shorter wavelength than ordinary ultraviolet rays, for example, X-rays and radiation having a shorter wavelength than that. It was confirmed that the photoelectrode reaction occurred even in the case.
【００２１】[0021]
【発明の効果】本発明に係る原子炉構造材及びその防食
方法にあっては、以下のような効果を奏する。 （１） 原子炉構造材として使用されるステンレス鋼、
インコネル材及び低合金鋼等の所望の箇所の表面に、チ
タン酸化物を介在させることにより、光電極反応を利用
して腐食性を付与することができる。 （２） 原子炉から照射される放射線を利用して光電極
反応を生じさせることにより、原子炉の運転中の長期間
にわたって原子炉構造材の防食性を向上させることがで
きる。 （３） 波長の短いガンマ線，制御放射Ｘ線等の放射線
が、原子炉構造材を通過して各所まで照射することを利
用して、原子炉圧力容器の大部分について放射線及び水
中環境における防食を行なうことができる。 （４） チタン酸化物を溶射して構造物に溶着すること
により、新設の構造物に対して防食性を付与するととも
に、既設原子炉構造材に対しても適用することができ
る。 （５） 還元雰囲気で処理することにより、酸素欠陥構
造を有するチタン酸化物層を形成して、腐食性の向上を
図るとともに、防食対策のための施工を容易に行なうこ
とができる。 （６） チタン酸化物層が構造材に付着している間、光
電極反応が生じるため、チタン酸化物層の有無により、
構造材の健全性の確認を行なうことができるとともに、
メンテナンス性を高めることができる。 （７） チタン酸化物半導体層を形成する際に、チタン
酸化物に微量の３価の金属をドープすることにより、光
電極反応を発生し易くし、構造材の防食性を著しく高め
ることができる。 （８） チタン酸化物半導体層の厚さの設定により、波
長の短い放射線に対する光電極反応の発生を促進させ、
運用範囲を拡大することができる。EFFECTS OF THE INVENTION The nuclear reactor structural material and the anticorrosion method thereof according to the present invention have the following effects. (1) Stainless steel used as reactor structural material,
By interposing titanium oxide on the surface of a desired place such as Inconel material and low alloy steel, corrosiveness can be imparted by utilizing the photoelectrode reaction. (2) By causing the photoelectrode reaction by utilizing the radiation emitted from the nuclear reactor, it is possible to improve the corrosion resistance of the nuclear reactor structural material for a long period during the operation of the nuclear reactor. (3) Radiation of short-wavelength gamma rays, controlled radiation X-rays, and other radiation that passes through the reactor structural materials and irradiates various places to prevent radiation in most of the reactor pressure vessel and corrosion protection in the underwater environment. Can be done. (4) By spraying titanium oxide and depositing it on the structure, it is possible to impart corrosion resistance to the newly installed structure and also to apply it to existing reactor structural materials. (5) By treating in a reducing atmosphere, a titanium oxide layer having an oxygen deficiency structure can be formed to improve the corrosiveness, and construction for anticorrosion measures can be easily performed. (6) Since the photoelectrode reaction occurs while the titanium oxide layer is attached to the structural material, depending on the presence or absence of the titanium oxide layer,
While confirming the soundness of the structural material,
Maintainability can be improved. (7) When the titanium oxide semiconductor layer is formed, by doping the titanium oxide with a slight amount of a trivalent metal, the photoelectrode reaction can easily occur and the corrosion resistance of the structural material can be remarkably enhanced. . (8) By setting the thickness of the titanium oxide semiconductor layer, generation of a photoelectrode reaction with respect to radiation having a short wavelength is promoted,
The operational range can be expanded.
【図１】本発明に係る原子炉構造材及びその防食方法を
適用する沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の例を示す正
断面図である。FIG. 1 is a front cross-sectional view showing an example of a reactor pressure vessel of a boiling water reactor to which a reactor structural material and a corrosion protection method therefor according to the present invention are applied.
【図２】図１の原子炉圧力容器の内部の炉内構造物への
チタン酸化物半導体層の形成例を示す一部の記載を省略
した正断面図である。2 is a front cross-sectional view showing an example of forming a titanium oxide semiconductor layer on a reactor internal structure inside the reactor pressure vessel of FIG.
【図３】プラズマ溶射装置によるチタン酸化物半導体層
形成の実施例を示す正断面図である。FIG. 3 is a front sectional view showing an example of forming a titanium oxide semiconductor layer by a plasma spraying apparatus.
【図４】スパッタリング装置によるチタン酸化物半導体
層形成の実施例を示す正断面図である。FIG. 4 is a front sectional view showing an example of forming a titanium oxide semiconductor layer by a sputtering apparatus.
【図５】光電極反応による防食原理を示す電流密度−電
位関係曲線図である。FIG. 5 is a current density-potential relationship curve diagram showing the principle of corrosion protection by photoelectrode reaction.
【図６】光電極反応の実験例１における放射線照射によ
る時間−電位関係曲線図である。FIG. 6 is a time-potential relationship curve diagram by irradiation with radiation in Experimental Example 1 of photoelectrode reaction.
【図７】光電極反応の実験例２における放射線照射によ
る時間−電位関係曲線図である。FIG. 7 is a time-potential relationship curve diagram by irradiation of radiation in Experimental Example 2 of photoelectrode reaction.
【図８】チタン酸化物の処理条件による活性化エネルギ
と電位との関係を示す分布図である。FIG. 8 is a distribution diagram showing the relationship between activation energy and potential depending on the processing conditions of titanium oxide.
【図９】２５℃における活性化エネルギと光電流との関
係を示す分布図である。FIG. 9 is a distribution diagram showing the relationship between activation energy and photocurrent at 25 ° C.
【図１０】２８８℃における活性化エネルギと光電流と
の関係を示す分布図である。FIG. 10 is a distribution diagram showing a relationship between activation energy and photocurrent at 288 ° C.
１ 原子炉圧力容器 ２ 炉心 ３ シュラウド １０ プラズマ溶射装置 １１ キャリアガス供給口 １２ プラズマ発生部 １３ チタン酸化物供給口 ２０ スパッタリング装置 ２１ ケーシング ２２ アノード電極 ２３ カソード電極 ２４ ターゲット ２５ ガス供給口 Ｘ 構造材 Ｗ 溶接部 Ｙ チタン酸化物半導体層 Ｒ 原子炉冷却水 1 Reactor Pressure Vessel 2 Core 3 Shroud 10 Plasma Spraying Device 11 Carrier Gas Supply Port 12 Plasma Generation Part 13 Titanium Oxide Supply Port 20 Sputtering Device 21 Casing 22 Anode Electrode 23 Cathode Electrode 24 Target 25 Gas Supply Port X Structural Material W Welding Part Y Titanium oxide semiconductor layer R Reactor cooling water
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 根崎 孝二 神奈川県横浜市磯子区新中原町１番地 石 川島播磨重工業株式会社技術研究所内 (72)発明者 明石 正恒 東京都江東区豊洲三丁目１番15号 石川島 播磨重工業株式会社技術研究所内 (72)発明者 磯尾 裕幸 東京都江東区豊洲三丁目１番15号 石川島 播磨重工業株式会社技術研究所内 (72)発明者 綾部 統夫 東京都江東区豊洲三丁目１番15号 石川島 播磨重工業株式会社技術研究所内 (72)発明者 久保田 伸彦 東京都江東区豊洲三丁目１番15号 石川島 播磨重工業株式会社技術研究所内 ─────────────────────────────────────────────────── ─── Continuation of the front page (72) Inventor Koji Nezaki 1 Shin-Nakahara-cho, Isogo-ku, Yokohama-shi, Kanagawa Ishi Kawashima Harima Heavy Industries, Ltd. Technical Research Institute (72) Inventor Masatsune Akashi 3-chome, Toyosu, Koto-ku, Tokyo No. 15 Ishikawajima Harima Heavy Industries Co., Ltd. Technical Research Institute (72) Inventor Hiroyuki Isoo 3-15-1, Toyosu Koto-ku, Tokyo No. 15 Ishikawajima Harima Heavy Industries Co., Ltd. Technical Research Center (72) Inventor Nobuo Ayabe Toyosu Mito, Koto-ku, Tokyo 1-15 Ishikawajima Harima Heavy Industries Ltd. Technical Research Laboratory (72) Inventor Nobuhiko Kubota 3-15-15 Toyosu Koto-ku, Tokyo Ishikawajima Harima Heavy Industries Ltd. Technical Research Institute
Claims (7)
子炉構造材であって、放射光の照射雰囲気に晒される構
造材（Ｘ）の表面に、酸素欠損構造のチタン酸化物半導
体層（Ｙ）が配されることを特徴とする原子炉構造材。1. Titanium oxide having an oxygen-deficient structure is formed on the surface of a structural material (X), which is a structural material of a nuclear reactor arranged inside a reactor cooling water (R) and is exposed to a radiation irradiation atmosphere. A nuclear reactor structural material comprising a semiconductor layer (Y).
子炉構造材であって、放射光の照射雰囲気に晒される構
造材（Ｘ）の表面に、微量の３価の金属をドープしたチ
タン酸化物半導体層（Ｙ）が配されることを特徴とする
原子炉構造材。2. A trace amount of a trivalent metal is attached to the surface of a structural material (X) which is disposed inside the reactor cooling water (R) and which is exposed to a radiation irradiation atmosphere. A nuclear reactor structural material comprising a doped titanium oxide semiconductor layer (Y).
３価の金属がドープされていることを特徴とする請求項
１記載の原子炉構造材。3. The nuclear reactor structural material according to claim 1, wherein the titanium oxide semiconductor layer (Y) is doped with a trace amount of a trivalent metal.
子炉構造材の耐食性を向上させる方法であって、構造材
（Ｘ）の表面にチタン酸化物を溶着して酸素欠損構造の
チタン酸化物半導体層（Ｙ）を一体に配する工程と、該
チタン酸化物半導体層に放射線を照射しアノード反応に
より半導体層近傍の原子炉構造材の表面の腐食電位を下
げる工程とを有することを特徴とする原子炉構造材の防
食方法。4. A method for improving the corrosion resistance of a reactor structural material arranged inside a reactor cooling water (R), comprising a titanium oxide deposited on the surface of the structural material (X) to form an oxygen-deficient structure. The step of integrally arranging the titanium oxide semiconductor layer (Y), and the step of irradiating the titanium oxide semiconductor layer with radiation to lower the corrosion potential of the surface of the reactor structural material near the semiconductor layer by an anode reaction. A method for preventing corrosion of a reactor structural material, which is characterized by the following.
より還元雰囲気中で形成することを特徴とする請求項４
記載の原子炉構造材の防食方法。5. The titanium oxide semiconductor layer (Y) is formed in a reducing atmosphere by thermal spraying.
A method for preventing corrosion of a nuclear reactor structural material as described.
子炉構造材の耐食性を向上させる方法であって、構造材
（Ｘ）の表面にチタン酸化物半導体層（Ｙ）を溶着する
工程と、溶着したチタン酸化物半導体層を還元雰囲気で
処理する工程と、該チタン酸化物半導体層に放射線を照
射しアノード反応により半導体層近傍の原子炉構造材の
表面の腐食電位を下げる工程とを有することを特徴とす
る原子炉構造材の防食方法。6. A method for improving the corrosion resistance of a reactor structural material disposed inside a reactor cooling water (R), comprising depositing a titanium oxide semiconductor layer (Y) on the surface of a structural material (X). And a step of treating the deposited titanium oxide semiconductor layer in a reducing atmosphere, and a step of irradiating the titanium oxide semiconductor layer with radiation to reduce the corrosion potential on the surface of the reactor structural material near the semiconductor layer by an anode reaction. A method for preventing corrosion of a nuclear reactor structural material, comprising:
３価の金属をドープすることを特徴とする請求項４、５
または６記載の原子炉構造材の防食方法。7. The titanium oxide semiconductor layer (Y) is doped with a trace amount of trivalent metal.
Alternatively, the method for preventing corrosion of a nuclear reactor structural material according to item 6.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7012056A JPH08201578A (en) | 1995-01-27 | 1995-01-27 | Structural material for reactor and method for preventing it form corroding |
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7012056A JPH08201578A (en) | 1995-01-27 | 1995-01-27 | Structural material for reactor and method for preventing it form corroding |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08201578A true JPH08201578A (en) | 1996-08-09 |
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| JP7012056A Withdrawn JPH08201578A (en) | 1995-01-27 | 1995-01-27 | Structural material for reactor and method for preventing it form corroding |
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| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08201578A (en) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1999017302A1 (en) * | 1997-10-01 | 1999-04-08 | Hitachi, Ltd. | Nuclear plant and its water quality control method |
| WO2001033574A1 (en) * | 1999-11-02 | 2001-05-10 | Tomoji Takamasa | Method for improving wettability, and element placed under radiation environment |
| US6940939B1 (en) | 1999-06-23 | 2005-09-06 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor structural member and method of suppressing corrosion of the same |
| JP2006226898A (en) * | 2005-02-18 | 2006-08-31 | Tokyo Univ Of Marine Science & Technology | Method for forming functional coating excellent in corrosion resistance |
| JP2011177764A (en) * | 2010-03-02 | 2011-09-15 | Toshiba Corp | Apparatus for modifying surface of structural member and method therefor |
| JP2013092482A (en) * | 2011-10-27 | 2013-05-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor control rod |
| JP2017218658A (en) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | 東京電力ホールディングス株式会社 | Local corrosion inhibition method of stainless steel and storage method of metal container |
| US11189845B2 (en) | 2018-05-18 | 2021-11-30 | Toyota Jidosha Kabushiki Kaisha | Method and device for producing fuel cell separator |
-
1995
- 1995-01-27 JP JP7012056A patent/JPH08201578A/en not_active Withdrawn
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1999017302A1 (en) * | 1997-10-01 | 1999-04-08 | Hitachi, Ltd. | Nuclear plant and its water quality control method |
| US6940939B1 (en) | 1999-06-23 | 2005-09-06 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor structural member and method of suppressing corrosion of the same |
| US7346140B2 (en) | 1999-06-23 | 2008-03-18 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor structural member and method of suppressing corrosion of the same |
| WO2001033574A1 (en) * | 1999-11-02 | 2001-05-10 | Tomoji Takamasa | Method for improving wettability, and element placed under radiation environment |
| JP2006226898A (en) * | 2005-02-18 | 2006-08-31 | Tokyo Univ Of Marine Science & Technology | Method for forming functional coating excellent in corrosion resistance |
| JP4604153B2 (en) * | 2005-02-18 | 2010-12-22 | 国立大学法人東京海洋大学 | Forming functional coatings with excellent anticorrosion properties |
| JP2011177764A (en) * | 2010-03-02 | 2011-09-15 | Toshiba Corp | Apparatus for modifying surface of structural member and method therefor |
| JP2013092482A (en) * | 2011-10-27 | 2013-05-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor control rod |
| JP2017218658A (en) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | 東京電力ホールディングス株式会社 | Local corrosion inhibition method of stainless steel and storage method of metal container |
| US11189845B2 (en) | 2018-05-18 | 2021-11-30 | Toyota Jidosha Kabushiki Kaisha | Method and device for producing fuel cell separator |
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