JP2016003940A - 原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法 - Google Patents

Abstract

【課題】炉水と接触する、原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着をさらに低減できる原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を提供する。
【解決手段】クロム供給装置３０の循環配管３５をＢＷＲプラントの炭素鋼製の浄化系配管２０に接続する（Ｓ１）。浄化系配管２０の化学除染を実施する（Ｓ２）。循環配管３５に、クロム酸水溶液を注入し（Ｓ４）、酸性亜硫酸ナトリウム水溶液を注入する（Ｓ５）。クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含み、温度が９０℃でｐＨが７である処理液が、浄化系配管２０に供給され、浄化系配管２０の内面にＣｒ粒子が付着される。その後、クロム供給装置３０を浄化系配管２０から取り外し（Ｓ８）、原子炉を起動する（Ｓ９）。亜鉛イオンを炉水に注入し（Ｓ１０）、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）が浄化系配管２０の内面に形成される。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法に関する。

原子力発電プラントとして、例えば、沸騰水型原子力発電プラント（以下、ＢＷＲプラントという）及び加圧水型原子力発電プラント（以下、ＰＷＲプラントという）が知られている。例えば、ＢＷＲプラントは、原子炉圧力容器（ＲＰＶと称する）内に炉心を内蔵した原子炉を有する。再循環ポンプ（またはインターナルポンプ）によって炉心に供給された冷却水は、炉心内に装荷された燃料集合体内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、原子炉からタービンに導かれ、タービンを回転させる。タービンから排出された蒸気は、復水器で凝縮され、水になる。この水は、給水として給水配管を通して原子炉に供給される。給水は、原子炉内での放射性腐食生成物の発生を抑制するため、給水配管に設けられたろ過脱塩装置で主として金属不純物が除去される。

ＢＷＲプラント及びＰＷＲプラント等の発電プラントでは、原子炉圧力容器などの主要な構成部材は、水と接触する表面の腐食を抑制するために、ステンレス鋼及びニッケル基合金などを用いている。また、原子炉冷却材浄化系、余熱除去系、原子炉隔離時冷却系、炉心スプレイ系、給水系及び復水系などの構成部材は、プラントの製造所要コストを低減する観点、及び給水系や復水系を流れる高温水に起因するステンレス鋼の応力腐食割れを避ける観点などから、主として炭素鋼部材が用いられる。

また、放射性腐食生成物の元となる腐食生成物は、ＲＰＶ及び再循環系配管などの構造部材の炉水と接触する部分でも発生することから、主要な一次系の構成部材には腐食の少ないステンレス鋼及びニッケル基合金などの不銹鋼が使用されている。また、低合金鋼製のＲＰＶは内面にステンレス鋼の肉盛りが施され、その低合金鋼が、ＲＰＶ内に存在する冷却水である炉水と、直接、接触することを防止している。さらには、炉水の一部を原子炉浄化系のろ過脱塩装置によって浄化し、炉水中に僅かに存在する金属不純物を積極的に除去している。

しかし、上述のような腐食対策を講じても、炉水中における極僅かな金属不純物の存在は避けられないため、一部の金属不純物が、金属酸化物として、燃料集合体に含まれる燃料棒の表面に付着する。燃料棒表面に付着した金属不純物（例えば、金属元素）は、燃料棒内の核燃料から放出される中性子の照射により原子核反応を起こし、コバルト６０、コバルト５８、クロム５１、マンガン５４等の放射性核種になる。これらの放射性核種は、大部分が酸化物の形態で燃料棒表面に付着したままであるが、一部の放射性核種は、取り込まれている酸化物の溶解度に応じて炉水中にイオンとして溶出したり、クラッドと呼ばれる不溶性固体として炉水中に再放出されたりする。炉水に含まれている放射性物質は、原子炉浄化系のろ過脱塩装置によって取り除かれる。しかしながら、除去されなかった放射性物質は炉水とともに再循環系などを循環している間に、ＢＷＲプラントの構成部材の炉水と接触する表面に蓄積される。この結果、構成部材の表面に蓄積された放射性物質から放射線が放射され、定検作業時の従事者の放射線被曝の原因となる。その従業者の被曝線量は、従事者ごとに規定値を超えないように管理されている。近年この規定値が引き下げられ、各従事者の被曝線量を経済的に可能な限り低くする必要が生じている。

そこで、配管への放射性核種の付着を低減する方法、及び炉水における放射性核種の濃度を低減する方法が、種々、検討されている。例えば、ＢＷＲプラントにおいて、亜鉛などの金属イオンを炉水に注入して、炉水と接触する再循環系配管の内面に亜鉛を含む緻密な酸化皮膜を形成させることにより、酸化皮膜内へのコバルト６０及びコバルト５８等の放射性核種の取り込みを抑制する方法が提案されている（特開昭５８−７９１９６号公報参照）。

化学除染後において原子力プラントのステンレス鋼製の構成部材表面にフェライト皮膜としてマグネタイト皮膜を形成することによって、原子力プラントの運転後でその構成部材表面に放射性核種が付着することを抑制する方法が、特開２００６−３８４８３号公報に提案されている。この方法は、鉄（II）イオンを含むギ酸水溶液、過酸化水素及びヒドラジンを含み、ｐＨが５．５〜９．０の範囲内に調整されて常温から１００℃の範囲に加熱された皮膜形成液を、その構成部材表面に接触させ、その表面にフェライト皮膜を形成するものである。

緻密なフェライト皮膜（例えば、マグネタイト皮膜、ニッケルフェライト皮膜）を沸騰水型原子力プラントの構成部材である炭素鋼部材の表面に形成することも提案されている（例えば、特開２００７−１８２６０４号公報及び特開２００７−１９２６７２号公報参照）。具体的には、沸騰水型原子力プラントの停止中で、フェライト皮膜の形成において、鉄（II）イオン及び有機酸（例えば、ギ酸）を含む薬剤、鉄（II）イオンを鉄（III）イオンに酸化する酸化剤、及びｐＨを調整するｐＨ調整剤を含み、ｐＨが５．５〜９．０の範囲内に調整された皮膜形成液を用いて、炭素鋼部材の表面にフェライト皮膜を形成している。このフェライト皮膜は、炭素鋼部材の表面に冷却水が接触するのを遮断する保護膜になるので、炭素鋼部材の冷却水と接する表面の腐食が抑制される。

特開２００１−９１６８８号公報は、応力腐食割れの発生及び応力腐食割れによるき裂の進展を抑制する目的で、亜鉛クロマイト（ＺｎＣｒ₂Ｏ₄）とクロム酸化物（Ｃｒ₂Ｏ₃）が混在する亜鉛とクロムの複合酸化物層を、原子力発電プラントの構造部材の炉水と接液する表面に形成している。

特開２０１１−２４２１８６号公報では、原子力発電プラントの構造部材の炉水と接液する表面、例えば、再循環系配管の内面にＦｅ_3-xＣｒ_xＯ皮膜（ただし、０＜ｘ≦０．１）を形成している。Ｆｅ_3-xＣｒ_xＯ皮膜（ただし、０＜ｘ≦０．１）の配管内面への形成は、フェライト皮膜の形成に要する時間を短縮することができる。

特開２０１３−２５０１０９号公報は、酸化亜鉛ペレットを炭酸水溶液で溶解して亜鉛イオンを含む炭酸水溶液を生成する亜鉛注入装置を記載している。生成された亜鉛イオンを含む炭酸水溶液が原子炉圧力容器内の炉水に注入される。

特開昭５８−７９１９６号公報 特開２００６−３８４８３号公報 特開２００７−１８２６０４号公報 特開２００７−１９２６７２号公報 特開２００１−９１６８８号公報 特開２０１１−２４２１８６号公報 特開２０１３−２５０１０９号公報

特開昭５８−７９１９６号公報に記載されたように、原子炉圧力容器内に存在する炉水に亜鉛を注入することによって、亜鉛を含む炉水が再循環系配管等のステンレス鋼製配管の内面に接触することによって、炉水に含まれている放射性核種（例えば、Ｃｏ―６０）ステンレス鋼製の配管の内面への付着が抑制される。この結果、原子炉圧力容器に接続されたステンレス鋼製の配管の表面線量率が低下し、このステンレス鋼製配管の周囲で保守点検を行う従事者の被ばく線量が低減される。

しかしながら、炉水への亜鉛注入による、原子炉圧力容器に接続される炭素鋼製配管（例えば、原子炉浄化系及び残留熱除去系等の各配管）の内面への放射性核種の付着効果は、ステンレス鋼製配管の内面へのその効果よりも低減される。原子炉圧力容器に接続される炭素鋼製配管、すなわち、原子力発電プラントの、炉水と接触する炭素鋼製部材への放射性核種の付着をさらに抑制することが望まれる。

本発明の目的は、炉水と接触する、原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着をさらに低減することができる原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子力プラントの運転が停止されているとき、原子力プラントを構成する炭素鋼部材の、炉水と接触する表面にクロムを付着させ、
原子力プラントを起動した後、炉水に亜鉛を注入して亜鉛を含む炉水を炭素鋼部材に付着したクロムに接触させ、
炭素鋼部材に付着したクロムが亜鉛、炉水に含まれるニッケル及び溶存酸素、及び炭素鋼部材に含まれる鉄と反応して生成される（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を炭素鋼部材の表面に形成することにある。

炭素鋼部材の炉水と接触する表面に（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を形成するため、放射性核種がその表面に付着することを抑制することができる。

好ましくは、原子力プラントの炭素鋼部材の炉水と接触する表面のＦｅに対してＣｒを２２％以上付着させて、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）をその表面に形成することが望ましい。これによって、炭素鋼部材の、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を形成した部分への放射性核種の付着を著しく低減することができる。

本発明によれば、炉水と接触する、原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種の付着をさらに低減することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法の手順を示すフローチャートである。 図１に示す原子力原子力プラントにおける炭素鋼部材へのフェライト皮膜形成方法を実施する際に用いられるクロム供給装置を沸騰水型原子力発電プラントの原子炉浄化系の浄化系配管に接続した状態を示す説明図である。 図２に示すクロム供給装置の詳細構成図である。 炭素鋼部材の腐食量と炭素鋼部材への放射性核種付着量の関係を示す説明図である。 クロムを表面に付着していない炭素鋼製試験片及びクロムを表面に付着している炭素鋼製試験片のそれぞれへの放射性コバルトの付着量を示す説明図である。 各炭素鋼製試験片のラマン分光の測定結果を示す説明図である。 本発明の他の好適な実施例である実施例２の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法において、クロム供給装置を沸騰水型原子力発電プラントの残留熱除去系の残留熱除去系配管に接続した状態を示す説明図である。 本発明の他の好適な実施例である実施例４の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法の手順を示すフローチャートである。 本発明の他の好適な実施例である実施例５の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法に用いられるクロム供給装置の詳細構成図である。

原子力発電プラントを対象にした亜鉛を炉水に注入する放射性核種付着抑制方法では、ステンレス鋼製の構造部材の炉水と接触する表面に亜鉛を含む酸化皮膜を形成することによってその構造部材の腐食を抑制し、その構造部材への放射性核種の付着を抑制している。しかしながら、炉水への亜鉛注入による構造部材への放射性核種の付着抑制効果は、前述したように、ステンレス鋼製の構造部材よりも、炭素鋼製の構造部材（以下、炭素鋼部材という）で低下する。

そこで、発明者らは、炭素鋼部材の水の接する表面への放射性核種の付着を抑制するために種々の検討を行った。この検討結果を以下に説明する。

まず、原子力発電プラントの運転時における炉水環境での炭素鋼部材の腐食について調べた。原子力発電プラントの運転時の炉水を模擬した、約２８０℃でＣｏ−６０を含む純水をビーカー内に入れ、この純水中に３個の炭素鋼製の試験片を浸漬させた。各試験片の浸漬時間は異なっている。それぞれの浸漬時間が経過した後、各炭素鋼製試験片をその純水から取り出し、それぞれの炭素鋼製試験片の表面に形成された酸化皮膜の量及びその表面に付着したＣｏ−６０の量を測定した。浸漬時間が長いほど、表面に形成された酸化皮膜の量が多くなり、酸化皮膜の量が多くなるほど、炭素鋼試験片への放射性核種（Ｃｏ−６０）の付着量が増加した（図４参照）。この結果に基づいて、発明者らは、原子力発電プラントの炭素鋼部材の腐食量を抑制すれば、炭素鋼部材への放射性核種の付着量も低減できると考えた。

次に、発明者らは、上記の検討結果を踏まえ、原子力発電プラントの運転条件における、原子力発電プラントの炭素鋼部材の腐食を抑制する対策を検討した。

Ｃｒイオンを含む水溶液（例えば、クロム酸水溶液）、例えば、クロム酸水溶液をビーカー内に入れ、炭素鋼製試験片をビーカー内のクロム酸水溶液に浸漬させて炭素鋼製試験片の表面にクロム酸水溶液を接触させた。ビーカー内のクロム酸水溶液は、クロムを５０ｐｐｍ含んでおり、そのクロム酸水溶液のｐＨは２〜４の範囲内にある。クロム酸水溶液は、６０℃〜１００℃の範囲内の、例えば、９０℃に加熱される。また、還元剤である酸性亜硫酸ナトリウム（ＮａＨＳＯ₃）の水溶液をビーカー内のクロム酸水溶液に添加し、酸性亜硫酸ナトリウムを含むクロム酸水溶液のｐＨを、５〜８の範囲内の７にした。炭素鋼製試験片はそのクロム酸水溶液に２時間浸漬され、Ｃｒを含む粒子が炭素鋼製試験片の表面に付着された（またはＣｒ皮膜が炭素鋼製試験片の表面に形成された）。なお、炭素鋼製試験片の表面に接触されるＣｒイオンを含む水溶液は、ｐＨが２〜４の範囲内にあり、温度が６０℃〜１００℃の範囲内にあった。

発明者らは、原子力発電プラントの運転時において、Ｃｒを含む粒子が表面に付着された炭素鋼製試験片の表面に、どのような皮膜が形成されるのかを確認する実験を行った。この実験には、ステンレス鋼製配管、このステンレス鋼製配管に設けられたポンプ、そのステンレス鋼製配管の両端部が接続された容器及びこの容器に設けられたヒーターを有する実験装置が用いられた。原子力発電プラントの原子炉圧力容器内の炉水を模擬した純水が、容器及びステンレス鋼製配管内に充填されている。原子力発電プラントの運転時における亜鉛を注入した炉水を模擬するように、その純水は、５ｐｐｂの亜鉛を含んでおり、ヒーターにより加熱されて温度が約２８０℃になっている。亜鉛を５ｐｐｂ含んで約２８０℃の温度の純水が、ポンプの駆動によって、上記のステンレス鋼製配管及び容器により形成される閉ループ内を循環している。原子力発電プラントの炭素鋼製の構造部材を模擬した、Ｃｒを含む粒子が表面に付着された炭素鋼製試験片が、ステンレス鋼製配管内に設置される。このステンレス鋼製配管内を流れる、亜鉛を５ｐｐｂ含んで約２８０℃の温度の純水が、ステンレス鋼製配管内に設置されたその炭素鋼製試験片の表面に接触する。

この炭素鋼製試験片を亜鉛が含まれるその純水に接触させることは、原子力発電プラントの運転時において、亜鉛が注入された約２８０℃の炉水が原子力発電プラントの炭素鋼部材の表面（例えば、炭素鋼製配管の内面）に接触する状態を模擬している。この結果、炭素鋼製試験片の表面に、その表面に付着されたＣｒを含む粒子（またはＣｒ皮膜）中のＣｒ、純水に含まれるＺｎ及びＮｉ、及び炭素鋼に含まれるＦｅが反応して不動態皮膜が形成された。また、発明者らは、この不動態皮膜の形成によって、炭素鋼製試験片の腐食が抑制されることを確認した。

なお、そのＮｉは、ステンレス鋼製配管の母材からこのステンレス鋼製配管内を流れる純水中に溶出する。原子力発電プラントにおいても、原子炉圧力容器に接続されて内部に炉水が流れるステンレス鋼製配管が存在し、原子力発電プラントの運転時において、ステンレス鋼製配管の母材に含まれるＮｉが、少ない量ではあるが、ステンレス鋼製配管の内面に接触して流れる炉水中に溶出している。

発明者らは、さらに、Ｃｒを含む粒子を表面に付着させた炭素鋼製試験片を用いて、放射性核種であるＣｏ―６０のこの炭素鋼製試験片の表面への付着を確認する実験を行った。この実験は、上記の実験装置を用い、さらに、３つの炭素鋼製試験片を用いて行われた。第１の炭素鋼製試験片は、表面にＣｒを含む粒子を付着していなく、亜鉛を含む純水にも浸漬していない炭素鋼製試験片である。この炭素鋼製試験片を未処理試験片という。第２の炭素鋼試験片は、炭素鋼製試験片の表面のＦｅに対してＣｒを２２％未満の割合で付着させ、亜鉛を含む純水に浸漬させた炭素鋼製試験片である。第３の炭素鋼試験片は、炭素鋼製試験片の表面のＦｅに対してＣｒを２２％以上の割合で付着させ、亜鉛を含む純水に浸漬させた炭素鋼製試験片である。これらの３つの炭素鋼製試験片を、上記の実験装置のステンレス鋼製配管内に配置し、ステンレス鋼製配管内を流れて、放射性核種であるＣｏ−６０を含んでいる約２８０℃の純水に接触させた。所定時間経過後に各炭素鋼製試験片をそのステンレス鋼製配管から取り出してそれぞれの炭素鋼試験片へのＣｏ−６０の付着量を求めた。

この試験によって、各炭素鋼製試験片に対して図５に示す結果が得られた。Ｃｒを含む粒子を表面に付着している第２および第３の各炭素鋼試験片は、Ｃｒを含む粒子を表面に付着していない第１の炭素鋼試験片に比べて、Ｃｏ―６０付着量が大幅に低減された。さらに、Ｃｒを含む粒子を炭素鋼製試験片の表面に存在するＦｅに対してＣｒを２２％以上の割合で付着させた第３の炭素鋼製試験片は、Ｃｒを含む粒子を炭素鋼製試験片の表面のＦｅに対してＣｒを２２％未満の割合で付着させた第２の炭素鋼製試験片よりもＣｏ―６０付着量がさらに大幅に低減された。

第３の炭素鋼製試験片が第２の炭素鋼製試験片よりもＣｏ―６０付着量が低減される理由を確認するために、発明者らは、これらの２つの炭素鋼製試験片の各表面をラマン分光によって分析した。この分析結果を図６に示す。表面のＦｅに対してＣｒを２２％未満の割合で付着させ、亜鉛を含む純水に浸漬させた第２の炭素鋼製試験片には、ＮｉＦｅ_２Ｏ_４のピークが存在するため、表面に主にＮｉＦｅ_２Ｏ_４の皮膜が形成されている。これに対して、表面のＦｅに対してＣｒを２２％以上の割合で付着させ、亜鉛を含む純水に浸漬させた第３の炭素鋼製試験片には、主にＺｎＣｒ_２Ｏ_４及びＮｉＦｅ_２Ｏ_４の２層の皮膜、すなわち、前述の不動態皮膜である（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜が形成される。ここで、ｘは０＜ｘ＜１を満たし、ｙは０＜ｙ＜２を満たしている。この結果、表面のＦｅに対してＣｒを２２％以上付着させることによって、第３の炭素鋼製試験片では皮膜表面にＺｎＣｒ_２Ｏ_４が主に形成されるため、Ｃｏ―６０付着量が抑制されると、発明者らは考えた。なお、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄に含まれる酸素は、亜鉛を含む約２８０℃の純水中の溶存酸素である。（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄は、亜鉛、ニッケル及びクロムを含む鉄酸化物である。（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄において、Ｆｅ_1-xＺｎ_xはＦｅの一部であるｘがＺｎに置き換わったことを表し、Ｎｉ_1-xＺｎ_xはＮｉの一部であるｘがＺｎに置き換わったことを表し、Ｃｒ_2-yＦｅ_yはＣｒの一部であるｙがＦｅに置き換わったことを表している。

そのＣｒを含む粒子の炭素鋼部材への付着方法としては、蒸着及びスパッタリングによってＣｒをコーティングすることが知られている。しかし、原子力発電プラントの運転によって原子力発電プラントの機器及び配管の炉水と接触する表面には、腐食により生成した酸化皮膜が形成されているため、炭素鋼部材に対して化学除染を実施した後で、この炭素鋼部材の表面に、表面のＦｅに対してＣｒを２２％以上の割合で付着させることが望ましい。Ｃｒを含む粒子の炭素鋼部材への付着は、具体的には、化学除染工程が終了した段階から原子力発電プラントの起動までの間に行うとよい。

化学除染とは、原子力発電プラントの炭素鋼部材の炉水と接触する表面に形成された放射性核種を含む酸化皮膜を化学除染液（例えば、シュウ酸水溶液）で溶解して除去する方法である。したがって、化学除染によってその炭素鋼部材の表面が露出した状態で、この表面に前述したＣｒを含む粒子を付着させるとよい。

以上の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を、図１、図２及び図３を用いて説明する。本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法は、沸騰水型原子力発電プラント（以下、ＢＷＲプラントいう）の原子炉浄化系の浄化系配管に適用される。

原子力発電プラントであるＢＷＲプラントは、原子炉１、タービン３、復水器４、再循環系、原子炉浄化系及び給水系等を備えている。原子炉１は、炉心１３を内蔵する原子炉圧力容器(以下、ＲＰＶという)１２を有し、ＲＰＶ１２内にジェットポンプ１４を設置している。炉心１３には多数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットが充填された複数の燃料棒を含んでいる。炉心１３は、原子炉圧力容器１２内に配置された円筒状のステンレス鋼製の炉心シュラウド（図示せず）によって取り囲まれている。再循環系は、ステンレス鋼製の再循環系配管２２、及び再循環系配管２２に設置された再循環ポンプ２１を有している。給水系は、復水器４とＲＰＶ１２を連絡する炭素鋼製の給水配管１０に、復水ポンプ５、復水浄化装置（例えば、復水脱塩器）６、低圧給水加熱器７、給水ポンプ８及び高圧給水加熱器９を、復水器４からＲＰＶ１２に向って、この順に設置して構成されている。原子炉浄化系は、再循環系配管２２と給水配管１０を連絡する炭素鋼製の浄化系配管２０に、浄化系ポンプ２４、再生熱交換器２５、非再生熱交換器２６及び炉水浄化装置２７をこの順に設置している。浄化系配管２０は、再循環ポンプ２１の上流で再循環系配管２２に接続される。原子炉１は、原子炉建屋（図示せず）内に配置された原子炉格納容器１１内に設置されている。

ＲＰＶ１２内の冷却水（以下、炉水という）は、再循環ポンプ２１で昇圧され、再循環系配管２２を通ってジェットポンプ１４内に噴出される。ジェットポンプ１４のノズルの周囲に存在する炉水も、ジェットポンプ１４内に吸引されて炉心１３に供給される。炉心１３に供給された炉水は、燃料棒内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱される。加熱された一部の炉水が蒸気になる。この蒸気は、ＲＰＶ１２から主蒸気配管２を通ってタービン３に導かれ、タービン３を回転させる。タービン３に連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。タービン３から排出された蒸気は、復水器４で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管１０を通りＲＰＶ１２内に供給される。給水配管１０を流れる給水は、復水ポンプ５で昇圧され、復水浄化装置６で不純物が除去され、給水ポンプ８でさらに昇圧される。給水は、低圧給水加熱器７及び高圧給水加熱器９で加熱されてＲＰＶ１２内に導かれる。抽気配管１５でタービン３から抽気された抽気蒸気が、低圧給水加熱器７及び高圧給水加熱器９にそれぞれ供給され、給水の加熱源となる。

再循環系配管２２内を流れる炉水の一部は、浄化系ポンプ２４の駆動によって原子炉浄化系の浄化系配管２０内に流入し、再生熱交換器２５及び非再生熱交換器２６で冷却された後、炉水浄化装置２７で浄化される。浄化された炉水は、再生熱交換器２５で加熱されて浄化系配管２０及び給水配管１０を経てＲＰＶ１２内に戻される。

ＢＷＲプラントは亜鉛注入装置５２を有する。この亜鉛注入装置５２は、注入ポンプ２８及び弁５１を有する注入配管２９によって、浄化系配管２０のうち再生熱交換器２５で加熱された炉水が流れる部分に接続されている。亜鉛注入装置５２は、例えば、特開２０１３−２５０１０９号公報の図１に示された亜鉛注入装置の構成を有する。注入ポンプ２８及び弁５１を有する注入配管２９は、特開２０１３−２５０１０９号公報の図１に示された、注入ポンプ２０を有する亜鉛注入配管２２に相当する。

本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法に適用されるクロム供給装置の詳細な構成を、図３を用いて説明する。

クロム供給装置３０は、サージタンク３１、循環ポンプ３２，５３、循環配管３５、エゼクタ３７、クロムイオン注入装置３８、還元剤注入装置４３、酸化剤注入装置４８、加熱器５４、冷却装置５５、カチオン交換樹脂塔５６、混床樹脂塔５７及び分解装置５８及びエゼクタ３７を備えている。

開閉弁６０、循環ポンプ５３、弁６２、加熱器５４、弁６３，６４及び６５、サージタンク３１、循環ポンプ３２、弁３３及び開閉弁３４が、上流よりこの順に循環配管３５に設けられている。弁６２をバイパスして循環配管３５に両端部が接続される配管６６に、弁６７及びフィルタ５９が設置される。加熱器５４及び弁６３をバイパスする配管６８の両端部が循環配管３５に接続され、冷却器５５及び弁６９が配管６８に設置される。両端が循環配管３５に接続されて弁６４をバイパスする配管７０に、カチオン交換樹脂塔５６及び弁７１が設置される。両端部が配管７０に接続されてカチオン交換樹脂塔５６及び弁７１をバイパスする配管７２に、混床樹脂塔５７及び弁７３が設置される。カチオン交換樹脂塔４８は陽イオン交換樹脂を充填しており、混床樹脂塔４９は陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂を充填している。

分解装置５８及び弁７５が設置される配管７４が弁６５をバイパスして循環配管３５に接続される。分解装置５０は、内部に、例えば、ルテニウムを活性炭の表面に添着した活性炭触媒を充填している。サージタンク３１が弁６５と循環ポンプ３２の間で循環配管３５に設置される。弁３６及びエゼクタ３７が設けられる配管７６が、循環ポンプ３２と弁３３の間で循環配管３５に接続され、さらに、サージタンク３１に接続されている。浄化系配管２０の内面の汚染物を還元溶解するために用いるシュウ酸（還元除染剤）をサージタンク３１内に供給するためのホッパ（図示せず）がエゼクタ３７に設けられている。

クロムイオン注入装置３８が、薬液タンク３９、注入ポンプ４０及び注入配管４２を有する。薬液タンク３９は、注入ポンプ４０及び弁４１を有する注入配管４２によって循環配管３５に接続される。注入配管４２の循環配管３５への接続点は、弁３３よりも下流に位置している。薬液タンク３９には、クロムイオンを含む水溶液である、クロム酸を水に溶解して調製したクロム酸水溶液が充填されている。このクロム酸水溶液は、クロムを例えば５００ｐｐｍ含んでいる。

還元剤注入装置４３が、薬液タンク４４、注入ポンプ４５及び注入配管４６を有する。薬液タンク４４は、注入ポンプ４５及び弁４７を有する注入配管４６によって循環配管３５に接続される。注入配管４６の循環配管３５への接続点は、注入配管４６と循環配管３５の接続点よりも下流で開閉弁３４よりも上流に位置している。薬液タンク３９には還元剤である酸性亜硫酸ナトリウムが充填されている。

酸化剤注入装置４８が、薬液タンク４９、注入ポンプ５０及び注入配管７８を有する。薬液タンク４９は、注入ポンプ５０及び弁７７を設けた注入配管７８によって分解装置５８よりも上流で配管７４に接続される。薬液タンク４９には酸化剤である過酸化水素が充填される。酸化剤としては、オゾンを溶解した水を用いてもよい。

図示されていないが、ｐＨ調整剤注入装置が循環配管３５に接続される。ｐＨ調整剤注入装置は、ｐＨ調整剤であるヒドラジンを充填した薬液タンクを有しており、この薬液タンクが、弁を有する注入配管によって循環配管３５に接続される。また、導電率計７３が、注入配管４２と循環配管３５の接続点と弁３３の間で循環配管３５に取り付けられる。ｐＨ計８０が注入配管４６と循環配管３５の接続点と開閉弁３４の間で循環配管３５に取り付けられる。

本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を、図１を用いて詳細に説明する。

まず、クロム供給装置をクロム付着対象物である配管系に接続する（ステップＳ１）。或る一つの運転サイクルでのＢＷＲプラントの運転が炉心内の燃料集合体の交換のために停止された後のＢＷＲプラントの運転停止期間において、前述したように、仮設設備であるクロム供給装置３０の循環配管３５の両端部が、クロム付着対象物の配管系である浄化系配管（原子力プラントの構成部材である炭素鋼部材）２０に接続される。すなわち、ＢＷＲプラントの運転停止後に、例えば、浄化系ポンプ２４と再生熱交換器２５の間で浄化系配管２０に設けられている弁１５のボンネットを開放してこのボンネットの浄化系ポンプ２４側を封鎖すると共に、弁１５のフランジを用いてクロム供給装置３０の循環配管３５の一端を、浄化系ポンプ２４と再生熱交換器２５の間で浄化系配管２０に接続する。さらに、再生熱交換器２５と非再生熱交換器２６の間で浄化系配管２０に設けられている弁１６のボンネットを開放し、このボンネットの非再生熱交換器２６側を封鎖する。弁１６のフランジを用いてクロム供給装置３０の循環配管３５の他端を、再生熱交換器２５と非再生熱交換器２６の間で浄化系配管２０に接続する。循環配管３５の両端が浄化系配管２０に接続され、給水配管１０及び循環配管３５を含む閉ループが形成される。

クロム付着対象物に対する化学除染を実施する（ステップＳ２）。運転を経験したＢＷＲプラントのクロム付着対象物である浄化系配管２０の内面に鉄酸化物の皮膜が形成され、この鉄酸化物の皮膜には放射性核種が含まれている。このため、放射性核種を含んでいる鉄酸化物の皮膜を、化学除染により除去する。炭素鋼製の浄化系配管２０の内面にはクロム酸化物の皮膜が形成されていないので、ステップＳ２では、鉄酸化物の皮膜を除去する、特開２０００−１０５２９５号公報に記載された化学除染の一種である還元除染が行われる。本実施例のステップＳ２では、過マンガン酸カリウム水溶液を用いた酸化除染は実施されない。

その還元除染について簡単に説明する。まず、弁６０，６２，６３，６４，６５，３３及び３４をそれぞれ開き、他の弁を閉じた状態で、循環ポンプ３２及び５３を駆動する。これにより、循環配管３５を通して浄化系配管２０内にサージタンク３１内の水を循環させる。加熱器５４により循環する水を加熱し、この水の温度が９０℃になったときに弁３６を開く。エゼクタ３７から供給されるシュウ酸が配管７６内を流れる水によりサージタンク３１内に導かる。このため、サージタンク３１内でシュウ酸水溶液（還元除染液）が生成される。循環ポンプ３２により昇圧されたシュウ酸水溶液が、循環配管３５を通って還元除染を実施する浄化系配管２０に供給される。浄化系配管２０に供給される前に、前述したｐＨ調整剤注入装置の薬液タンク内のヒドラジン水溶液が、が循環配管３５内を流れるシュウ酸水溶液に注入され、このシュウ酸水溶液のｐＨが２．５に調節される。ｐＨ調整剤注入装置から注入されるヒドラジン水溶液の量は、ｐＨ計８０で測定されたｐＨが２．５になるように注入ポンプの回転速度を制御することにより調節される。

ｐＨが２．５のシュウ酸水溶液は、浄化系配管２０の化学除染対象個所の内面に接触してこの内面に形成されている鉄酸化物の皮膜を溶解し、鉄酸化物の皮膜を浄化系配管２０の内面から除去する。このとき、弁６４の開度が一部減少されて弁７１が開いている。浄化系配管２０から循環配管３５に戻されたシュウ酸水溶液の一部が、配管７０を通してカチオン交換樹脂塔５６に導かれる。シュウ酸水溶液に含まれている鉄イオン等の金属陽イオンがカチオン交換樹脂塔５６内の陽イオン交換樹脂に吸着されて除去される。

浄化系配管２０の還元除染が終了した後、シュウ酸水溶液に含まれているシュウ酸及びヒドラジンが分解される。これらの分解は、分解装置５８で行われる。弁６５の開度を一部低減圧せ、弁７５を開く。浄化系配管２０から循環配管３５に戻されたシュウ酸水溶液の一部が、配管７４を通して分解装置５８に導かれる。このとき、弁７７を開いて注入ポンプ５０を駆動することにより、酸化剤注入装置４８の薬液タンク４９内の過酸化水素が注入配管７８を通して分解装置５８に供給される。シュウ酸及びヒドラジンは分解装置５８内で活性炭触媒及び過酸化水素の作用により分解される。シュウ酸及びヒドラジンの分解後（ただし、シュウ酸は１０ｐｐｍ以下）、弁６５，６９，７３を開いて弁６３，７１，７５を閉じ、シュウ酸水溶液を冷却器５５で冷却して温度を６０℃まで低下させる。その後、このシュウ酸水溶液が混床樹脂塔６２に導かれ、シュウ酸水溶液に残留している陰イオン及び陽イオンが混床樹脂塔６２で除去される。

処理液の温度を調節する（ステップＳ３）。シュウ酸水溶液の混床樹脂塔６２での浄化が終了した後、弁６７を開いて弁６２を閉じ、フィルタ５９への通水を開始する。そして、弁６４を開いて弁７３を閉じることにより、混床樹脂塔５７への通水を停止する。フィルタ５９への通水は、水中に残留している微細な固形物をフィルタ５９で除去する。この固形物の除去は、固形物の表面にクロムが付着するという、クロムイオン水溶液の注入により循環配管３５に注入されたクロムイオンの無駄な使用を防止するためである。

混床樹脂塔６２による陰イオン及び陽イオンの除去が終了したとき、シュウ酸水溶液は実質的に水になる。その後、弁６３を開いて弁６９を閉じる。循環配管３５及び浄化系配管２０を含む閉ループ内を循環する水が、加熱器５４により６０℃〜１００℃の範囲内の温度、例えば、９０℃に加熱される。処理液の温度は、クロム付着対象物である、原子炉圧力容器１２に連絡されて炉水が流れる炭素鋼製の配管、例えば、浄化系配管２０の内面へのクロム粒子の付着速度（またはクロム皮膜の生成速度）が実用範囲になる６０℃以上が好ましい。処理液の温度が１００℃を越えた場合には処理液が沸騰する。処理液の沸騰を抑制するためには、加圧する必要があり、クロム供給装置３０を耐圧構造にする必要がある。このため、クロム付着対象物である浄化系配管２０に供給される処理液の温度は、６０℃〜１００℃の範囲内に制御することが望ましい。

クロムイオンを注入する（ステップＳ４）。クロムイオン注入装置３８から循環配管３５内にクロム酸水溶液が注入される。具体的には、弁４１を開いて注入ポンプ４０を駆動することにより薬液タンク３９内の、ｐＨが２〜４の範囲内にあるクロム酸水溶液が、注入配管４２を通って、循環配管３５内を流れる水に注入され、循環配管３５内で処理液が生成される。クロム酸水溶液の注入により生成された循環配管３５内の処理液のｐＨは３になり、その処理液のクロムイオン濃度が５００ｐｐｍである。

還元処理を実行する（ステップＳ５）。本実施例におけるクロムイオンの還元処理は、処理液に還元剤の水溶液、例えば、酸性亜硫酸ナトリウム水溶液を注入することによって行われる。ｐＨが３、温度が９０℃でクロムイオンを５００ｐｐｍ含んでいる、循環配管３５内の処理液に、還元剤注入装置４３から還元剤である酸性亜硫酸ナトリウムを水溶液の状態で注入する。具体的には、弁４７を開いて注入ポンプ４５を駆動することにより薬液タンク４４内の酸性亜硫酸ナトリウムの水溶液が、注入配管４６を通って、循環配管３５内を流れる処理液に注入される。ｐＨ計８０によって循環配管３５内を流れる処理液のｐＨが測定され、測定されたｐＨが例えば７になるように、ポンプ４５の回転速度を制御して循環配管３５内に注入される酸性亜硫酸ナトリウム水溶液の注入量を調節する。

クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含み、温度が９０℃でｐＨが７である処理液は、駆動している循環ポンプ３２，５３によって昇圧され、循環配管３５を通して浄化系配管２０内に供給される。処理液に含まれるクロムイオンは浄化系配管２０の内面に吸着され、処理液に含まれている酸性亜硫酸ナトリウムによる還元作用によって吸着されたクロムイオンが金属クロムに還元される。処理液に含まれるクロムイオンも、酸性亜硫酸ナトリウムの還元作用により還元されて金属クロムになる。処理液中の金属クロムは、浄化系配管２０の内面に付着する。

浄化系配管２０の内面に吸着されたクロムイオンの金属クロムへの還元、及び処理液中の金属クロムの浄化系配管２０の内面への付着によりクロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムのそれぞれの濃度が減少した状態で、浄化系配管２０に供給された処理液が開閉弁６０側から循環配管３５に戻される。戻された処理液を加熱器５４で加熱して９０℃にし、この処理液に、前述したように、クロムイオン注入装置３８からクロム酸水溶液を注入し、さらに、還元剤注入装置４３から酸性亜硫酸ナトリウム水溶液を注入する。５００ｐｐｍのクロムイオン、及び酸性亜硫酸ナトリウムを含み、温度が９０℃でｐＨが７である処理液が、循環配管３５を通して、再び、浄化系配管２０に供給される。処理液は、このように、循環配管３５及び浄化系配管２０を含む閉ループ内を循環する。

上記のように、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液を循環配管３５から浄化系配管２０に継続して供給することにより、浄化系配管２０の内面に付着する金属クロムの量が増加する。金属クロムの粒子がその内面に付着する。クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液の浄化系配管２０への供給時間が長くなると、浄化系配管２０の内面に付着した金属クロムの粒子は金属クロムの皮膜に成長し、その内面にクロム皮膜が形成される。

クロム付着対象物へのクロムの付着が完了したかが判定される（ステップＳ６）。浄化系配管２０へのクロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液の供給は、浄化系配管２０の、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液が接触する内面に、この内面に存在するＦｅに対してクロムの割合が２２％以上の範囲内に存在する設定クロム割合のクロムが付着したときに停止される。本実施例では、設定クロム割合は、例えば、８０％である。

浄化系配管２０の内面に存在するＦｅに対してクロムの割合が、設定クロム割合である８０％になったかの判定は、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液の浄化系配管２０への供給開始時からの経過時間に基づいて判定される。この経過時間は、５００ｐｐｍのクロムイオン、及び酸性亜硫酸ナトリウムを含み、温度が９０℃でｐＨが７である処理液を、炭素鋼製のクロム付着対象物の表面に接触させてから、その表面に存在するＦｅに対してクロムの割合が８０％になるまでに要する時間（以下、設定経過時間という）を実験等で予め求めることによって設定することができる。供給される処理液のクロムイオン濃度が５００ｐｐｍの場合には、設定経過時間は３時間になる。

クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液の浄化系配管２０への供給開始時からの経過時間が設定経過時間に達していないときは、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液が供給されている浄化系配管２０の内面に存在するＦｅに対してクロムの割合が８０％になっていなく、浄化系配管２０の内面へのクロムの付着が完了していないと判定される。すなわち、ステップＳ６の判定が「Ｎｏ」となり、ステップＳ４におけるクロムイオン水溶液の注入、及びステップＳ５における酸性亜硫酸ナトリウム水溶液の注入が継続される。なお、浄化系配管２０の内面に存在するＦｅに対してクロムの割合が１００％になった場合には、浄化系配管２０の、処理液に接触している内面全体に亘ってクロムの皮膜が形成される。

クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液の浄化系配管２０への供給開始時からの経過時間が設定経過時間に達したとき、浄化系配管２０の内面へのクロムの付着が完了したと判定され、ステップＳ６の判定が「Ｙｅｓ」となる。このとき、制御装置（図示せず）が注入ポンプ４０，４５を停止させ、弁４１，４７を閉じる。この結果、循環配管３５へのクロム酸水溶液及び酸性亜硫酸ナトリウム水溶液のそれぞれの注入が停止される。これによって、浄化系配管２０の内面へのクロム付着作業が終了する。

廃液の処理を実施する（ステップＳ７）。浄化系配管２０の内面へのクロム付着作業が終了したときに循環配管３５及び浄化系配管２０を含む閉ループ内に存在する処理液は、廃液になる。この廃液に残留している金属クロム、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを除去する必要がある。このため、弁６７，６９，７１，７３が開いて弁６２，６３，６４が閉じられる。浄化系配管２０から循環配管３５に排出された処理液は、フィルタ５９に供給され、その後、冷却器５５によって６０℃まで冷却される。６０℃の処理液は、さらに、カチオン交換樹脂塔５６及び混床樹脂塔５７のそれぞれに供給される。

処理液に含まれる金属クロムはフィルタ５９で除去される。処理液に含まれるクロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムのナトリウムイオンは、カチオン交換樹脂塔５６及び混床樹脂塔５７のそれぞれに存在する陽イオン交換樹脂に吸着されて除去される。酸性亜硫酸ナトリウムの亜硫酸イオン（ＨＳＯ₃ ^-）は、混床樹脂塔５７内の陰イオン交換樹脂に吸着されて除去される。フィルタ５９から排出された処理液に残存する金属クロムは、カチオン交換樹脂塔５６内に充填された陽イオン交換樹脂の層によるフィルタ作用、及び混床樹脂塔５７内に混合されて充填された陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂の層によるフィルタ作用によって除去される。

循環配管３５及び浄化系配管２０内に存在する廃液が、循環配管３５及び浄化系配管２０を含む閉ループを循環され、循環する廃液に残留する金属クロム、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムが上記のように除去されて廃液は水になり、廃液の処理が終了する。廃液の処理が終了した後、循環配管３５及び浄化系配管２０内に存在する水が貯蔵タンク内に排出される。

クロム供給装置を配管系から取り外す（ステップＳ８）。クロム供給装置３０の循環配管３５の両端を弁１５及び１６のそれぞれから取り外す。弁１５及び１６のそれぞれの封鎖を解除し、これらの弁を復旧させて弁１５及び１６のそれぞれと浄化系配管２０の接続状態を正常な状態に戻す。

原子炉の運転を再開する（ステップＳ９）。炉心１３内の燃料集合体の交換が終了した後、または、ＢＷＲプラントの運転停止期間においてＢＷＲプラントの保守点検も行う場合には燃料集合体の交換及びＢＷＲプラントの保守点検の終了後、次の新たな一つの運転サイクルにおける原子炉、すなわち、ＢＷＲプラントを起動する。炉心に炉水を供給しながら原子炉出力が上昇し、やがて、原子炉出力が定格出力である１００％に到達する。このとき、原子炉圧力容器１２内の炉水の温度が約２８０℃になる。

亜鉛注入を実施する（ステップＳ１０）。ＢＷＲプラントが定格出力で運転されているとき、原子炉圧力容器１２内の炉水に亜鉛イオンが注入される。亜鉛イオンの注入には、亜鉛注入装置５２が用いられる。亜鉛注入装置５２では、特開２０１３−２５０１０９号公報に記載されているように、炭酸ガス溶解槽内の水にバブリングされた炭酸ガスを溶解させて炭酸ガス溶解槽内で炭酸水溶液を生成し、この炭酸水溶液により亜鉛溶解槽内に充填した酸化亜鉛ペレットを溶解し、亜鉛イオンを含む炭酸水溶液を生成する。

亜鉛注入装置５２で生成された、３５０ｐｐｍの亜鉛イオンを含む炭酸水溶液が、亜鉛注入装置５２に接続された注入配管２９に設けられた弁５１を開いて注入ポンプ２８を駆動することにより、注入配管２９を通って３．５ｋｇ／ｈで浄化系配管２０の、再生熱交換器２５で加熱された炉水が流れる部分に供給される。亜鉛注入装置５２から注入配管２９による浄化系配管２０への亜鉛イオンの供給速度は、１．２ｇ／ｈになる。注入された亜鉛イオンは、浄化系配管２０内を流れる炉水に混合されて給水配管１０内を流れる給水と共に、原子炉圧力容器１２内の炉水に注入される。給水配管１０により原子炉圧力容器１２に供給される給水（浄化系配管２０より給水配管１０に供給される炉水を含む）の亜鉛イオンの濃度は、０．２ｐｐｂである。

炉水は、原子炉圧力容器１２内で放射線を照射されて放射線分解により水素及び酸素に分解される。酸素の一部は炉水に溶解する。また、炉水は、前述したように、再循環系配管２２内を流れる。ステンレス鋼製の再循環配管（ステンレス鋼部材）２２の母材に含まれているＮｉは、僅かであるが、再循環系配管２２内を流れる炉水に溶出する。また、他のステンレス鋼部材であるステンレス鋼製の炉心シュラウドからも、炉水中に僅かのＮｉが溶出する。この結果、炉水は、少量ではあるが、Ｎｉを含んでいる。亜鉛イオン、溶存酸素及びＮｉを含む約２８０℃の炉水が、原子炉圧力容器１２内から再循環系配管２２を経て浄化系配管２０内に流入し、浄化系配管２０の、クロム粒子が付着した内面に接触する。その処理液は、浄化系配管２０のクロム粒子に接触する。この結果、亜鉛イオン、Ｎｉ、溶存酸素及び浄化系配管２０の母材に含まれるＦｅが反応し、浄化系配管２０の内面に不動態皮膜である（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）が形成される。

本実施例では、亜鉛注入装置５２から原子炉圧力容器１２内への亜鉛の注入は、前述の新たな一つの運転サイクルにおけるＢＷＲプラントの運転が停止されるまで継続して行われる。

本実施例によれば、ＢＷＲプラントの運転停止中に、ＢＷＲプラントの炭素鋼部材である炭素鋼製の浄化系配管２０に、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む９０℃の処理液を供給して浄化系配管２０の内面にＣｒ粒子を付着させ、ＢＷＲプラントの運転再開後に、原子炉圧力容器１２内の炉水に亜鉛イオンを注入し、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を、浄化系配管２０の、Ｃｒ粒子を付着した内面に形成するため、浄化系配管２０の、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を形成した部分への放射性核種（例えば、Ｃｏ−６０）の付着量が減少する。このため、ＢＷＲプラントの保守点検時における作業員の被ばくを低減することができる。Ｃｏ−６０以外の放射性核種であるＣｏ−５８及びＭｎ−５４等の付着も、浄化系配管２０の内面に、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を形成することによって抑制することができる。

（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を浄化系配管２０の内面に形成するため、浄化系配管２０、すなわち、炭素鋼部材の腐食を抑制することができる。

特に、本実施例では、浄化系配管２０の炉水と接触する内面のＦｅに対してＣｒを２２％以上である８０％付着させて、不動態皮膜である（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）をその内面に形成しているので、浄化系配管２０の、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を形成した部分への放射性核種の付着を著しく低減することができる。

本実施例では、炭素鋼製配管である浄化系配管２０の内面にＣｒ粒子を付着させるために使用されるＣｒイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含む処理液は塩素を含んでいなく、炉水への亜鉛注入に使用される亜鉛イオンを含む炭酸水溶液も塩素を含んでいない。このため、ＢＷＲプラントの炉水に接触する、配管の内面が塩素で腐食されることがなく、ＢＷＲプラントの炉水に接触する構造部材の健全性を長期間に亘って維持することができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例２の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を、図７を用いて説明する。本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法は、ＢＷＲプラントの残留熱除去系の残留熱除去系配管に適用される。

残留熱除去系は、２系統設けられ、２系統の再循環系の再循環系配管２２のそれぞれに接続されている。各残留熱除去系は、残留熱除去系配管８６、残留熱除去系配管８６に設けられたポンプ８７、及びこのポンプ８７の下流で残留熱除去系配管８６に設けられた熱交換器（冷却器）８８を有している。残留熱除去系配管は炭素鋼製である。残留熱除去系配管８６の一端は再循環ポンプ２１の上流側で再循環系配管２２に接続され、残留熱除去系配管８６の他端は再循環ポンプ２１の下流側で再循環系配管２２に接続される。残留熱除去系配管８６は原子炉格納容器１１を貫通しており、残留熱除去系配管８６の原子炉格納容器１１の２個所の貫通部において、それぞれ隔離弁が残留熱除去系配管８６に設けられる。一つの貫通部では、原子炉格納容器１１の内側に配置された隔離弁８９Ａが残留熱除去系配管８６に設けられ、原子炉格納容器１１の外側に配置された隔離弁８９Ｂが残留熱除去系配管８６に設けられる。他の貫通部では、原子炉格納容器１１の内側に配置された隔離弁９０Ａが残留熱除去系配管８６に設けられ、原子炉格納容器１１の外側に配置された隔離弁９０Ｂが残留熱除去系配管８６に設けられる。弁９１が隔離弁８９Ｂとポンプ８７の間で残留熱除去系配管８６に設けられる。弁９２が隔離弁９０Ｂと熱交換器８８の間で残留熱除去系配管８６に設けられる。

残留熱除去系は、例えば、ＢＷＲプラントの運転停止後における炉心１３で発生する崩壊熱を除去する。ＢＷＲプラントの運転停止後、その崩壊熱で加熱された原子炉圧力容器１２内の炉水を、ポンプ８７を駆動し、その崩壊熱で加熱された原子炉圧力容器１２内の炉水を再循環系ポンプ２１の上流側で再循環系配管２２から残留熱除去系に導き、熱交換器８８内で冷却する。冷却された炉水は、再循環系ポンプ２１の下流側で再循環系配管２２に流入し、ジェットポンプ１４を通って炉心１３に供給され、炉心１３内の各燃料集合体を冷却する。

或る一つの運転サイクルでの運転が終了してＢＷＲプラントの運転が停止されている期間において、弁９１のボンネットを開放してこのボンネットの隔離弁８９Ｂ側を封鎖すると共に、弁９１のフランジを用いてクロム供給装置３０の循環配管３５の一端を、隔離弁８９Ｂとポンプ８７の間で残留熱除去系配管８６に接続し、弁９２のボンネットを開放してこのボンネットの隔離弁９０Ｂ側を封鎖すると共に、弁９２のフランジを用いてクロム供給装置３０の循環配管３５の他端を、隔離弁９０Ｂと熱交換器８８の間で残留熱除去系配管８６に接続する（ステップＳ１）。浄化系配管２０の場合と同様に、シュウ酸水溶液を用いて残留熱除去系配管８６の内面の還元除染を行う（ステップＳ２）。その後、ステップＳ３〜Ｓ５の各工程が実施され、クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含み、温度が９０℃でｐＨが７である処理液を、クロム供給装置３０から残留熱除去系配管８６内に供給し、残留熱除去系配管８６の内面にＣｒ粒子を付着させる。Ｃｒは、残留熱除去系配管の内面のＦｅに対して２２％以上の割合で付着される。ステップＳ６の判定がＹＥＳになったとき、ステップＳ７及びＳ８の各工程を実施する。そして、次の新たな一つの運転サイクルでのＢＷＲプラントの運転を開始する（ステップＳ９）。この運転サイクルにおけるＢＷＲプラントの運転時においては、隔離弁８９Ａ，８９Ｂ，９０Ａ，９０Ｂのそれぞれが閉じており、炉水が再循環系配管２２から残留熱除去系配管８６に供給されない。この運転サイクルにおけるＢＷＲプラントを停止するとき、これらの隔離弁が開いて原子炉圧力容器１２内の炉水が残留熱除去系配管８６に供給される。上記の新たな一つの運転サイクルに対するＢＷＲプラントを停止するとき及び上記の新たな一つの運転サイクルの終了後にＢＷＲプラントが停止されているときに、亜鉛注入装置５２から浄化系配管２０への亜鉛イオンを含む炭酸水溶液の注入を停止せず、この炭酸水溶液の注入が継続して行われる（ステップＳ１０）。なお、本実施例での亜鉛注入は、上記の新たな一つの運転サイクルの次の新たな一つの運転サイクルに対するＢＷＲプラントの運転が開始される前に停止される。

亜鉛イオンを含む炭酸水溶液は、実施例１と同様に、浄化系配管２０及び給水配管１０を通して原子炉圧力容器１２内の炉水に注入される。亜鉛イオンを含む炉水が再循環系配管２２を通して残留熱除去系配管８６内に流入する。このため、実施例１の浄化系配管２０と同様に、残留熱除去系配管８６の内面に、残留熱除去系配管８６の内面のＦｅに対して２２％以上の割合でＣｒが付着されており、このＣｒと、炉水に含まれる亜鉛イオン、溶存酸素及びＮｉが反応して残留熱除去系配管８６の内面に、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）が形成される。

残留熱除去系配管８６に設けられた熱交換器８８により炉水が冷却されるため、ＢＷＲプラントの運転が停止された後も、炉心で発生する崩壊熱を除去することができる。（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）は、その熱交換器よりも上流側で残留熱除去系配管の内面に効率良く形成される。

本実施例は、残留熱除去系配管の内面に付着する放射性核種を低減することができ、実施例１で生じる各効果を得ることができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例３の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を説明する。本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法は、ＢＷＲプラントの原子炉浄化系の浄化系配管及び残留熱除去系の残留熱除去系配管に適用される。

或る一つの運転サイクルでの運転が終了した後のＢＷＲプラントの運転停止期間において、本実施例のステップＳ１では、クロム供給装置３０の両端が実施例１と同様に浄化系配管２０に接続され、さらに、他のクロム供給装置３０の両端が実施例２と同様に残留熱除去系配管８６に接続される。浄化系配管２０及び残留熱除去系配管８６のそれぞれの内面が、還元除染される（ステップＳ２）。浄化系配管２０及び残留熱除去系配管８６のそれぞれにおいて、ステップＳ３が実施される。浄化系配管２０及び残留熱除去系配管８６のそれぞれに接続された循環配管３５に、クロム酸水溶液が注入され（ステップＳ４）、酸性亜硫酸ナトリウム水溶液が注入される（ステップＳ５）。クロムイオン及び酸性亜硫酸ナトリウムを含み、温度が９０℃でｐＨが７である処理液が、別々のクロム供給装置３０の各循環系配管３５によって浄化系配管２０及び残留熱除去系配管８６のそれぞれに供給される。この結果、浄化系配管２０及び残留熱除去系配管８６のそれぞれの内面にＣｒ粒子が付着される。各配管において、内面に存在するＦｅに対してクロムの割合が８０％になったとき、ステップＳ６の判定がＹＥＳになり、それぞれの循環配管３５へのクロム酸水溶液及び酸性亜硫酸ナトリウム水溶液のそれぞれの注入が停止される。廃液の処理が実施され（ステップＳ７）、浄化系配管２０及び残留熱除去系配管８６のそれぞれからクロム供給装置３０が取り外される（ステップＳ８）。浄化系配管２０及び残留熱除去系配管８６のそれぞれがもとの状態に復旧される。

燃料集合体の交換が終了し、ＢＷＲプラントの保守点検が終了した後、次の新たな一つの運転サイクルにおけるＢＷＲプラントの運転が開始される（ステップＳ９）。この運転サイクルにおいて原子炉出力が定格出力（１００％出力）になった後、原子炉圧力容器１２内の炉水に亜鉛イオンが注入される（ステップＳ１０）。炉水への亜鉛注入は、実施例１と同様に行われる。ＢＷＲプラントが定格出力で運転されているとき、隔離弁８９Ａ，８９Ｂ，９０Ａ，９０Ｂが閉じられており、炉水が残留熱除去系配管８６に供給されない。亜鉛イオンを含む炉水が、浄化系配管２０に供給され、浄化系配管２０の、Ｃｒ粒子が付着された部分の内面に接触する。この２８０℃の炉水は、亜鉛イオン以外に、前述したように、溶存酸素及びＮｉを含んでいる。このため、浄化系配管２０の内面に付着したＣｒが、溶存酸素、Ｎｉ及び浄化系配管２０の母材に含まれたＦｅと反応し、浄化系配管２０のその内面に、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）が形成される。

上記の新たな一つの運転サイクルにおけるＢＷＲプラントの運転が終了し、ＢＷＲプラントを停止するときに、隔離弁８９Ａ，８９Ｂ，９０Ａ，９０Ｂが開いて亜鉛イオンを含む炉水が残留熱除去系配管８６に供給される。残留熱除去系配管８６の内面に付着しているＣｒは、炉水に含まれた亜鉛イオン、溶存酸素及びＮｉ、及び残留熱除去系配管８６の母材に含まれたＦｅと反応し、残留熱除去系配管８６のその内面に、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）が形成される。亜鉛イオンを含む炉水の残留熱除去系非管８６への供給は、実施例２と同様に行われる。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例では、残留熱除去系配管８６の内面に、（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）が形成されるため、残留熱除去系配管８６の内面への放射性核種の付着も抑制される。

本発明の他の好適な実施例である実施例４の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を、図８を用いて説明する。本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法は、ＢＷＲプラントの原子炉浄化系の浄化系配管に適用される。

新設のプラント、例えば、新設のＢＷＲプラントの炭素鋼製の浄化系配管２０は、内面に放射性核種が付着していないため、実施例１のように、浄化系配管２０の内面に対して、化学除染（ステップＳ２）を実施する必要がない。また、本実施例では、図３に示されたクロム供給装置３０が用いられる。

本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法では、実施例１で行われるステップＳ１及びＳ３〜Ｓ１０の各工程が実施される。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。

ＢＷＲプラントの新規プラントであるとき、実施例２，４及び後述の実施例５において、本実施例と同様に化学除染の工程を省略することができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例５の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法を説明する。本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法は、ＢＷＲプラントの原子炉浄化系の浄化系配管に適用される。

本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法では、図９に示されたクロム供給装置３０Ａが用いられる。

クロム供給装置３０Ａは、実施例１で用いられるクロム供給装置３０において還元剤注入装置４３の替りに還元処理装置８１を用いている。循環配管３５は、３つの部分に分割されており、循環配管３５の第１の部分と循環配管３５の第２の部分はフランジ８５で接続されており、循環配管３５の第２の部分と循環配管３５の第３の部分はフランジ８４で接続されている。循環配管３５の第２の部分は、循環配管３５の、開閉弁３４、循環ポンプ３２，５３及び開閉弁６０が設けられたフランジ８５とフランジ８４の間の部分である。循環配管３５の第１の部分は、循環配管３５のフランジ８５よりも下流側の部分である。循環配管３５の第３の部分は、循環配管３５のフランジ８４よりも上流側の部分である。還元処理装置８１は、配線８２によって循環配管３５の第１の部分に接続され、さらに、配線８３によって循環配管３５の第３の部分に接続されている。クロム供給装置３０Ａの他の構成はクロム供給装置３０と同じである。

本実施例の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法では、図１に示されたステップＳ１〜Ｓ１０の各工程が実施される。ステップＳ１〜Ｓ８の各工程は或る一つの運転サイクルでの運転が停止した後の原子力プラントの運転停止期間中に実施され、ステップＳ９及びＳ１０の各工程は、次の新たな一つの運転サイクルにおいて実施される。これらの工程のうち、ステップＳ４では、還元剤注入により還元処理ではなく、クロム供給装置３０Ａの還元処理装置８１を用いた還元処理（電気化学的な還元処理）が実施される。

ステップＳ１では、クロム供給装置３０Ａの循環配管３５の両端部が、実施例１と同様に、浄化系配管２０に接続される。ステップＳ２の化学除染、すなわち、還元除染が浄化系配管２０の内面に実施される。ステップＳ３が実施され、ステップＳ４において、クロムイオン注入装置３８から循環配管３５内にクロム酸水溶液が注入される。クロムイオンを含み、ｐＨが３で９０℃の処理液が、循環配管３５から浄化系配管２０内に供給される。

本実施例におけるステップＳ５で実施される還元処理について説明する。クロムイオンを含み、ｐＨが３で９０℃の処理液（クロムイオン濃度５００ｐｐｍ）が循環配管３５から浄化系配管２０に供給されている間、配線８２，８３によって循環配管３５に接続されている還元処理装置８１から循環配管３５に電流を供給する。循環配管３５の第２の部分に、還元処理装置８１からの電流が供給されないように、循環配管３５の第１の部分と循環配管３５の第２の部分を接続するフランジ８５の間に、電気絶縁材であるゴムシートが配置されている。循環配管３５の第２の部分と循環配管３５の第３の部分を接続するフランジ８４の間にも、ゴムシートが配置されている。これらのゴムシートの中央部には、処理液が流れるように開口部が形成されている。還元処理装置８１から循環配管の第１部分に供給された電流は、循環配管の第１部分、浄化系配管２０、循環配管３５の第３部分及び還元処理装置８１へと流れる。処理液に含まれたクロムイオンは浄化系配管２０の内面に吸着され、吸着されたクロムイオンは、浄化系配管２０を流れる電流から電子の供給を受けて電気化学的に還元され、金属クロムに変化する。このため、浄化系配管２０の内面は、金属クロムの粒子が付着した状態になる。

ステップＳ６で、クロム付着対象物である浄化系配管２０の内面へのクロムの付着が完了したかが判定される。この判定は、処理液が流れている浄化系配管２０への電流の供給時間に基づいて判定される。本実施例では、浄化系配管２０への電流の供給時間が、浄化系配管２０の処理液が接触する内面に存在するＦｅに対してクロムの割合が２２％以上の範囲内である例えば８０％になる設定電流供給時間になったとき、浄化系配管２０の内面へのクロムの付着が完了したと判定される。電流の供給時間が設定電流供給時間になっていない間は、ステップＳのクロム酸水溶液の注入及びステップＳ５の還元処理（浄化系配管２０への電流の供給）が継続して行われる。

ステップＳ６の判定がＹＥＳになったとき、ステップＳ７〜Ｓ１０の各工程が実施される。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、還元処理装置８１から、内面にＦｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を形成する浄化系配管２０に電流を供給するため、クロム供給装置３０Ａをクロム供給装置３０に比べて簡素化することができる。また、実施例１で用いられる酸性亜硫酸ナトリウム水溶液の作製が不要になる。

クロム供給装置３０Ａは、実施例２ないし４のそれぞれの原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法においても使用することができる。

１…原子炉、３…タービン、４…復水器、１０…給水配管、１２…原子炉圧力容器、２０…浄化系配管、３０，３０Ａ…クロム供給装置、３１…サージタンク、３２，５３…循環ポンプ、３５…循環配管、３８…クロムイオン注入装置、４３…還元剤注入装置、４８…酸化剤注入装置、５１…フィルタ、５４…加熱器、５５…冷却器、５６…カチオン交換樹脂塔、５７…混床樹脂塔、５８…分解装置、８１…還元処理装置、８６…残留熱除去系配管。

Claims (12)

1. 原子力プラントの運転が停止されているとき、前記原子力プラントを構成する炭素鋼部材の、炉水と接触する表面にクロムを付着させ、
   前記原子力プラントを起動した後、前記炉水に亜鉛を注入して亜鉛を含む前記炉水を前記炭素鋼部材に付着した前記クロムに接触させ、
   前記炭素鋼部材に付着した前記クロムが前記亜鉛、前記炉水に含まれるニッケル及び溶存酸素、及び前記炭素鋼部材に含まれる鉄と反応して生成される（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を前記炭素鋼部材の表面に形成することを特徴とする原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
2. 前記原子力プラントの運転が停止されているとき、前記炭素鋼部材の前記炉水と接触する表面のＦｅに対してＣｒを２２％以上付着させる請求項１に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
3. 前記炭素鋼部材への前記クロムの付着は、前記炭素鋼部材の炉水と接触する前記表面を化学除染した後に行われる請求項１に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
4. 前記炭素鋼部材への前記クロムの付着は、クロムイオンを含む処理液を前記炭素鋼部材の前記表面に接触させて前記クロムイオンを前記表面に吸着させ、吸着された前記クロムイオンを還元処理によりクロムに変えることによって行われる請求項１ないし３のいずれか１項に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
5. 前記炉水に含まれる前記ニッケルは前記原子力プラントの前記炉水と接触するステンレス鋼部材から炉水に溶出したニッケルであり、前記炉水中の前記溶存酸素は前記炉水の放射線分解で生成された酸素である請求項１に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
6. 前記処理液の温度が、６０℃〜１００℃の範囲内にある請求項４に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
7. 原子力プラントの運転が停止されているとき、前記原子力プラントの原子炉圧力容器に接続される炭素鋼部材である第１配管に、第２配管を接続し、
   前記原子力プラントの運転停止中に、前記第２配管を通して前記第１配管にクロムイオンを含む処理液を供給して前記クロムイオンを前記第１配管の前記炉水と接触する内面に付着させ、
   前記原子力プラントの運転停止中に、前記第１配管の前記内面に付着した前記クロムイオンを還元してクロムに変え、
   前記第２配管を前記第１配管から取り外した後に前記原子力プラントを起動し、
   前記原子力プラントの起動後に、前記炉水に亜鉛を注入して亜鉛を含む前記炉水を前記第１配管の前記内面に付着した前記クロムに接触させ、
   前記第１配管の前記内面に付着した前記クロムが前記亜鉛、前記炉水に含まれるニッケル及び溶存酸素、及び前記第１配管に含まれる鉄と反応して生成される（Ｆｅ，Ｎｉ）_1-xＺｎ_xＣｒ_2-yＦｅ_yＯ₄の皮膜（０＜ｘ＜１、０＜ｙ＜２）を前記第１配管の前記内面に形成することを特徴とする原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
8. 前記原子力プラントの運転が停止されているとき、前記第１配管の前記内面のＦｅに対してＣｒを２２％以上付着させる請求項７に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
9. 前記クロムイオン及び還元剤を含む前記処理液を前記第２配管を通して前記第１配管に供給し、前記第１配管の前記内面に吸着された前記クロムイオンの前記クロムへの還元が前記還元剤によって行われる請求項７または８に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
10. 前記第２配管を通して前記第１配管に供給される前記処理液のｐＨが５〜８の範囲内にある請求項９に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
11. 前記第１配管の前記内面に吸着された前記クロムイオンの前記クロムへの還元が、前記第１配管に電流を供給することによって行われる請求項７または８に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。
12. 前記第１配管が浄化系配管及び残留熱除去系配管の少なくとも１つの配管である請求項７に記載の原子力プラントの炭素鋼部材への放射性核種付着抑制方法。

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