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TWI401699B - Adhesion inhibition method for radioactive material and attachment inhibition device - Google Patents

Adhesion inhibition method for radioactive material and attachment inhibition device Download PDF

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TWI401699B
TWI401699B TW097132181A TW97132181A TWI401699B TW I401699 B TWI401699 B TW I401699B TW 097132181 A TW097132181 A TW 097132181A TW 97132181 A TW97132181 A TW 97132181A TW I401699 B TWI401699 B TW I401699B
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adhesion
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inhibiting
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atomic
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TW097132181A
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Seiji Yamamoto
Masami Enda
Hiromi Aoi
Yutaka Uruma
Original Assignee
Toshiba Kk
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Publication date
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Description

放射性物質之附著抑制方法及附著抑制裝置
本發明係有關用於抑制對原子動力廠之構件之金屬材料之放射性物質之附著的放射性物質之附著抑制方法以及附著抑制裝置。
在利用水做為冷卻水之輕水原子爐(LWR)中，降低檢查(定期檢查)作業或預防保全工程等的作業員之放射線的對策漸趨重要。做為其對策之一環是，對原子爐結構材料(原子爐壓力容器，爐內構造物)或配管逐漸頻煩使用化學除污。在化學除污上，藉由組合使用化學藥品之還原溶解，氧化溶解等，去除形成於原子爐結構材料或配管之金屬材料表面之氧化膜，藉此，清除金屬材料表面之包覆(Clad)或氧化膜中之鈷60與鈷58等之放射性物質。
惟若除污後再啟動原子爐時，放射性物質會再度附著於原子爐結構材料或配管之金屬材料表面。該項放射性物質之附著與氧化膜的產生同時發生。由於在除污後之金屬新生面氧化膜的成長速度很快，放射性物質的吸收特別快速，其結果是，在除污後的短暫周期中，金屬材料表面之劑量率會再度升高。
為解決該項問題，已知有對原子動力發電廠的機器與配管交互重複注入氧化劑與還原劑，俾在除污後之上述機器與配管之金屬材料表面形成氧化膜以抑制放射性物質之 附著之技術(專利文獻1)。
另外，已知也有使高温之氧氣或臭氧接觸除污後之餘熱排除系統配管俾在配管表面形成氧化膜以抑制放射性物質之附著之技術(專利文獻2)。
此外，已知有使含有鐵離子的藥劑接觸構成原子動力廠之金屬構件表面俾在上述表面形成鐵素體膜以抑制放射性物質之附著之技術(專利文獻3)。
再者，已知有在原子動力發電廠之原子爐構件表面形成含有具P型半導體性質之氧化物的氧化膜，而在該氧化膜上附著具有N型半導體性質之觸媒物質以抑制應力腐蝕開裂之發生的技術(專利文獻4)。
(專利文獻1)特開2004-294393號公報
(專利文獻2)特開2002-236191號公報
(專利文獻3)特開2006-38483號公報
(專利文獻4)特開2006-162522號公報
可是，如專利文獻1至3所示，在原子動力發電廠之構件之金屬材料表面形成氧化膜或鐵素體膜時，雖然可以抑制金屬材料之初期腐蝕所伴隨之放射性物質之吸收量，但是並非吸收本身被抑制，因此放射性物質會與時俱增。
另外，在專利文獻4係使用氧化鈦做為觸媒物質。惟該專利文獻4係藉由氧化膜與觸媒物質之pn接合以降低腐蝕電位以實現抑制應力腐蝕開裂之發生者，而非以實現 放射性物質之附著抑制為目的者。
本發明為顧及上述問題而完成者，其目的在提供一種放射性物質之附著抑制方法及其附著抑制裝置，其可以抑制放射性物質對原子動力發電廠之構件之金屬材料表面之附著。
本發明之放射性物質之附著抑制方法之特徵係；在原子動力廠之構件上之金屬材料表面設置含有放射性物質之附著抑制物質之鈦化合物物質後，保持於80℃以上。
此外，本發明之放射性物質之附著抑制裝置之特徵係，在原子動力發電廠之構件之金屬材料表面設置含有鈦化合物之層狀放射性物質之附著抑制物質，而上述構件係藉由放射性物質之附著抑制物質與原子爐之一次冷卻水(a primary coolant)接觸。
根據本發明，利用設置於原子動力廠的構件之金屬材料表面以阻礙放射性物質之附著之物質，可以阻礙放射性物質被吸收於形成於上述金屬材料表面之氧化膜中，因此可以抑制放射性物質附著於該金屬材料表面。
 [實施發明之最佳形態]
以下根據圖式說明實施本發明之最佳形態。惟本發明並不侷限於此等實施形態。
[A]第1實施形態(圖1至圖3)
圖1為表示適用本發明之放射性物質之附著抑制方法及其附著抑制裝置之第1實施形態之沸水堆之一次冷卻水系統之系統圖。圖2為表示圖1的原子動力發電廠之構件之配管之一部分的剖面圖。
原子動力發電廠之沸水爐10具備：主蒸氣系統11，冷凝給水系統12，原子爐再循環系統13，餘熱排除系統14，以及原子爐冷卻劑淨化系統15等一次冷卻水系統。
亦即，沸水爐10被構成爐芯17被收容於原子爐壓力容器16內。主蒸氣系統11將該原子爐壓力容器16內所產生之蒸氣透過主蒸氣系統配管18供應至未圖示之蒸氣透平。冷凝給水系統12將送到蒸氣透平工作完畢之蒸氣以冷凝器(未圖示)凝縮成冷凝水之後，透過具備給水泵19與供水加熱器(未圖示)之冷凝給水系統配管20回流至原子爐壓力容器16。
原子爐再循環系統13係用於對爐芯17强制送進冷卻水(冷卻劑)者。亦即，原子爐再循環系統13的構成具備：配置成配設成圍繞爐芯17之爐芯護罩(Shroud)21與原子爐壓力容器16之間的下導管(Down comer)部之多個噴射泵22，以及用於升高由配設於再循環系統配管23之原子爐壓力容器16內取出之冷卻水之壓力的原子爐外部再循環系統泵24所構成。原子爐再循環系統13將以再循環系統泵24升壓之冷卻水引導至噴射泵22，並利用該噴射泵22之作用捲入噴射泵22周圍之冷卻水以强制地送進爐芯17下部。
餘熱排除系統14在再循環系統配管23之再循環系統泵24之上游側連接有餘熱排除系統配管25，而在該餘熱排除系統配管25配設餘熱排除系統泵26與熱交換器27所構成。餘熱排除系統14以熱交換器27冷卻由原子爐再循環系統13被引導至餘熱排除系配管25之冷卻水後，引導至原子爐壓力容器16。
原子爐冷卻劑淨化系統15在餘熱排除系統配管25之餘熱排除系統泵26之上遊側連接有冷卻劑淨化系統配管28，而在該冷卻劑淨化系統配管28配設熱交換器29，冷卻劑淨化系統泵30與過濾脫塩器31而構成。該原子爐冷卻劑淨化系統15以熱交換器29冷卻被由原子爐再循環系統13引導至冷卻劑淨化系系統配管28之冷卻水(冷卻劑)後，引導至過濾脫塩器31淨化，並將該淨化冷卻水引導至冷凝給水系統配管20。
原子動力發電廠之構件，例如原子爐壓力容器16，爐芯護罩21或噴射泵22等之爐內構造物；爐內機器(汽水分離器，蒸氣乾燥器)；一次冷卻系統(主蒸氣系統11，冷凝給水系統12，原子爐再循環系統13，餘熱排除系統14，原子爐冷卻劑淨化系統15等)之泵等機器；或該一次冷卻水系統之配管係曝露於含有放射性物質之高温冷卻水，因此，在其金屬材料表面形成有吸收放射性物質之氧化膜。本實施形態係用於阻止該氧化膜吸收放射性物質，並抑制放射性物質對上述金屬材料表面之附著者。
亦即，圖2所示之配管32為原子動力發電廠的構件 (例如一次冷卻水系統之配管)，內部有沸水爐10之一次冷卻水(以下簡稱冷卻水)流動。該配管32係由不锈鋼等之金屬材料所構成，在配管表面(內表面)32A形成有氧化膜33。
在該氧化膜33上，噴射用於防止放射性物質36(後述)之附著的附著抑制物質34之溶液或懸浮液(在本實施形態中為懸浮液)，並將附著抑制物質34附著於氧化膜表面。該附著抑制物質34為含有鈦化合物之氧化鈦之物質。附著抑制物質34宜在氧化膜33整個表面設成層狀，惟也可以在氧化膜33表面設置一部分。
然後，將設有附著抑制物質34之部分在空氣中，蒸氣中，或水中保持於80℃以上，以提升附著抑制物質34，尤其是氧化鈦之致密性，並且提升附著抑制物質34對氧化膜33之附著性。
設置附著抑制物質34之後，配管32即使用於運轉。原子動力發電廠之構件的配管32係透過氧化膜33與附著抑制物質34，或至少透過附著抑制物質34與原子爐之一次冷卻水相接觸。在此狀態下，配管32與高温的冷卻水(原子爐冷卻水)35接觸，結果是氧化膜33成長而開始腐蝕。在冷卻水35中，也含有鈷60等之放射性物質36。若在形成於配管32表面32A之氧化膜33未設有附著抑制物質34時，放射性物質36隨著配管32之腐蝕之進行而被吸收到氧化膜33。可是，如前所述，藉由在氧化膜33設置層狀的致密性附著抑制物質34，該附著抑制物質 34不管配管32之腐蝕之進行，可以阻止放射性物質36為氧化膜33所吸收。
在此，於圖3表示以氧化鈦評估鈷60之附著抑制效果。此圖3係將SUS316L試樣浸漬於280℃的水中，在該試樣形成氧化膜後，浸漬於含有鈷60之280℃之水中500小時之試驗結果。設有氧化鈦的試樣之放射性物質(鈷60)之附著量(圖3之符號A)比未設有氧化鈦時(圖3之符號B)可抑制大約一半。
因此，利用上述實施形態，利用隔著氧化膜33設置於原子動力發電廠之構件的配管32之表面32A之含有氧化鈦之附著抑制物質34可以阻止放射性物質36(例如鈷60)被氧化膜33吸收。其結果是可以抑制放射性物質對氧化膜33之附著。
[B]第2實施形態(圖4，圖5)
圖4為表示用於說明本發明之放射性物質之附著抑制方法及其附著抑制裝置之第2實施形態之配管的一部分之剖面圖。在本第2實施形態中，與上述第1實施形態相同之部分附予相同符號而簡化或省略其說明。
本實施形態與上述第1實施形態不同之處在於，在噴吹附著抑制物質34之懸浮液之前，利用化學除污處理清除形成於配管32表面32A之氧化膜33這一點。
亦即，在本實施形態中，首先以化學除污處理清除形成於配管32表面32A之氧化膜33。該項化學除污處理係 利用藥品之還原溶解或氧化溶解實施一次以上，或交互實施上述還原溶解與氧化溶解一次以上之處理。
然後，在以上述化學除污處理清除氧化膜33之配管32表面32A附著設置含有氧化鈦之附著抑制物質34。此時，也藉由噴吹附著抑制物質34之懸浮液，將附著抑制物質34設置於配管32表面32A整面或表面32A之一部分。
然後，將設有附著抑制物質34之部分在空氣中，蒸氣中或水中保持於80℃以上，以提升附著抑制物質34，尤其是氧化鈦之致密性，並提升附著抑制物質34對配管32表面32A之附著性。
設置附著抑制物質34後，配管32被使用於運轉，而與高温之冷卻水35接觸而腐蝕，而在配管32表面32A與附著抑制物質34之間形成氧化膜33。但是，此時由於在配管32表面32A也設有附著物質34，因此放射性物質36對形成於配管32表面32A之氧化膜33的吸收比未存在附著抑制物質34時更可被抑制。
茲將評估氧化鈦對鈷60的附著抑制效果之試驗結果圖示於圖5。該圖5係將SUS316L試樣浸漬於280℃之水中俾在試樣形成氧化膜，然後，以化學除污處理清除該氧化膜後，浸漬於含有鈷60的280℃之水中500小時之試驗結果。若無氧化鈦存在時，則鈷60對清除過的氧化膜試樣之附著量(圖5之符號D)較未清除氧化膜之試樣(圖3之符號B)增加兩倍以上。可是，未存在氧化膜時，藉 由在試樣設置氧化鈦，鈷60之附著量(圖5之符號C)也較未在試樣設置氧化鈦時(圖5之符號D)減少約1/5。
因此，依據本實施形態，藉由設置於原子動力發電廠之構件之配管32表面32A之含有氧化鈦之附著抑制物質34，可以阻止放射性抑制物質36(例如鈷60)被形成於配管32表面32A之氧化膜33之吸收。其結果是可以抑制放射性物質36對配管32表面32A之附著。
此外，本實施形態係以由配管32表面32A清除氧化膜33之情形加以說明，惟如新設配管一樣，對於當初即未有氧化膜33存在之配管適用本實施形態，也可以期待相同的結果。
[C]第3實施形態(圖3)
本第3實施形態與上述第1與第2實施形態不同之處在於，原子爐之檢查時，例如沸水爐10之定期檢查時，要實施放射性物質之附著抑制方法這一點。另外，在本實施形態中，與上述第1與第2實施形態相同之部分附予相同符號而簡化或省略其說明。
亦即，在本實施形態中，在淮水爐10的定期檢查時，係對原子動力發電廠之上述構件之配管32實施化學除污處理等之除污處理，俾由配管32表面32A清除氧化膜33。
然後，在清除過氧化膜33之配管32內注滿冷卻水 35，並在該冷卻水35中注入含有氧化鈦之附著抑制物質34之懸浮液。藉此在配管32表面32A會附著氧化鈦之附著抑制物質34。
然後，將配管32內之冷卻水35之温度保持於80℃至100℃以提升附著抑制物質34(尤其是氮化鈦)之致密性，並提升附著抑制物質34對配管32表面32A之附著性。
因此，在本實施形態中與上述第2實施形態一樣，在原子動力發電廠的構件之例如配管32表面32A設置含有氧化鈦之附著抑制物質34，縱使原子動力發電廠之構件之配管32被使用於運轉，也可以利用該附著抑制物質34阻止放射性物質36(例如鈷60)吸入形成於配管32表面32A的氧化膜33。其結果是，可以抑制放射性物質36附著於配管32表面32A等，曝露於沸水爐10之一次冷卻水或冷卻水之蒸氣之上述構件的金屬材料表面。
[D]第4實施型態(圖1)
本第4實施型態與上述第1，第2與第3實施型態不同之處在於，原子爐啟動時，停止時或運轉中，須實施放射性物質之附著抑制方法與其附著抑制裝置這一點。另外，在本實施形態中，也在與上述第1與第2實施形態相同部分附予相同符號而簡化或省略其說明。
亦即，在本實施形態中，分別如二點鍊線所示：在圖1所示之冷凝給水系統配管20之供水泵19上游側設置第 1注入點37；在再循環系統配管23之再循環系統泵24下游側設置第2注入點38；在餘熱排除系統配管25之餘熱排除系統泵26下游側設置第3注入點39；以及在冷卻劑淨化系統配管28之冷卻劑淨化系統泵30與過濾脫塩器31下游側設置第4注入點40。沸水爐10之啟動時，停止時或運轉中，由上述第1注入點37，第2注入點38，第3注入點39，第4注入點40之至少一點，將含有氧化鈦之附著抑制物質34之懸浮液以未圖示之注入用泵等注入。
被注入之附著抑制物質34被注入有被選擇之各注入點37至40存在之一次冷卻水系統(冷凝給水系統12，原子爐再循環系統13，餘熱排除系統14，原子爐冷卻劑淨化系統15)之冷卻水中，與冷卻水一起到達含有沸水爐10之所有一次冷卻水系統等，並且直接或透過氧化膜33附著設置於該等構件，例如配管32表面32A。在一次冷卻水系統中，冷卻水之温度被控制於100℃至200℃，所以直接或透過氧化膜33設置於配管32表面32A之附著抑制物質34可以提升其致密性，並且提升對配管32表面32A或氧化膜33之附著性。
在此，在將附著抑制物質34直接設置於配管32表面32A時，係指配管32為新設配管，或由配管32表面32A清除氧化膜33之污染之情形。
因此，在本實施形態中，也與上述第1與第2實施形態一樣，在原子動力發電廠之構件之例如配管32表面32A，直接或透過氧化膜33設置含有氧化鈦之附著抑制物 質34，並可以利用該附著抑制物質34阻止放射性物質36(例如鈷60)被形成於配管32表面32A之氧化膜33所吸收。其結果是，可抑制放射性物質36對配管32表面32A等上述構件之金屬材料表面之附著。
另外，在本發明之各實施形態中，係以適用於具備原子爐外部再循環系統之沸水爐(BWR)為例加以說明，惟亦可以適用於具有原子爐再循環系統之改良形沸水爐(ABWR)，或適用於輕水原子爐之加壓水原子爐(PWR)。加壓水原子爐中，設有原子爐容器以代替原子爐壓力容器，並在原子爐容器內設有爐內構造物，爐芯槽以及控制棒阻件等。
10‧‧‧沸水爐
11‧‧‧主蒸氣系統
12‧‧‧冷凝水給水系統
13‧‧‧原子爐再循環系統
14‧‧‧餘熱排除系統
15‧‧‧原子爐冷卻劑淨化系統
16‧‧‧原子爐壓力容器
17‧‧‧爐芯
18‧‧‧主蒸氣系統配管
19‧‧‧供水泵
20‧‧‧冷凝水給水系統配管
21‧‧‧爐芯護罩
22‧‧‧噴射泵
23‧‧‧再循環系統配管
24‧‧‧原子爐外部再循環系統泵
25‧‧‧餘熱排除系統配管
26‧‧‧餘熱排除系統泵
27‧‧‧熱交換器
28‧‧‧冷卻劑淨化系統配管
29‧‧‧熱交換器
30‧‧‧冷卻劑淨化系統泵
31‧‧‧過脫鹽器
32‧‧‧配管
33‧‧‧氧化膜
34‧‧‧附著抑制物質
35‧‧‧冷卻水
36‧‧‧放射性物質
37‧‧‧第1注入點
38‧‧‧第2注入點
39‧‧‧第3注入點
40‧‧‧第4注入點
32A‧‧‧表面
圖1為表示適用本發明之放射性物質之附著抑制方法及其附著抑制裝置之第1實施形態之沸水爐之一次冷卻水系統之系統圖。
圖2為表示圖1所示原子動力發電廠之構件之配管之一部分之剖面圖。
圖3為表示有關放射性物質附著於圖2之配管表面之試驗結果之圖表。
圖4為表示用於說明本發明之放射性物質之附著抑制方法及其附著抑制裝置之第2實施形態之配管的一部分之剖面圖。
圖5為表示放射性物質對圖4之配管表面之附著之試 驗結果之圖表。
32‧‧‧配管
32A‧‧‧表面
33‧‧‧氧化膜
34‧‧‧附著抑制物質
35‧‧‧冷卻水
36‧‧‧放射性物質

Claims (10)

  1. 一種放射性物質之附著抑制方法，其特徵為：藉由化學除污處理去除在原子動力發電廠的構件中之金屬材料表面所形成之氧化膜後，在該金屬材料表面設置放射性物質之附著抑制物質、亦即含有鈦化合物之物質，其後，保持於80℃以上。
  2. 如申請專利範圍第1項之放射性物質之附著抑制方法，其中上述放射性物質之附著抑制物質，係含有氧化鈦。
  3. 如申請專利範圍第1項之放射性物質之附著抑制方法，其中上述放射性物質之附著抑制物質係藉由噴吹該物質之溶液或懸浮液而設置於金屬材料之表面。
  4. 如申請專利範圍第3項之放射性物質之附著抑制方法，其中上述氧化膜之除污係實施還原溶解或氧化溶解，或是交互實施還原溶解與氧化溶解的化學除污。
  5. 如申請專利範圍第1項之放射性物質之附著抑制方法，其中上述放射性物質之附著抑制物質係在原子爐檢查時由金屬材料表面去除氧化物污染後，將該物質注入冷卻水中，並將上述冷卻水之温度控制於80℃至100℃，而設置在該金屬材料之表面。
  6. 如申請專利範圍第1項之放射性物質之附著抑制方法，其中上述放射性物質之附著抑制物質係在原子爐之起動時、停止時或運轉中將該物質注入原子爐冷卻水中，而設於金屬材料之表面。
  7. 如申請專利範圍第6項之放射性物質之附著抑制方法，其中上述放射性物質之附著抑制物質，係將原子爐冷卻水之温度控制於100℃至200℃而設置於金屬材料之表面。
  8. 一種放射性物質之附著抑制裝置，其特徵為：在原子動力發電廠之構件之金屬材料表面，將含有鈦化合物之放射性物質之附著抑制物質設為層狀；上述構件透過放射性物質之附著抑制物質與原子爐之一次冷卻水(a primary coolant)相接觸。
  9. 如申請專利範圍第8項之放射性物質之附著抑制裝置，其中上述原子動力發電廠之構件為輕水原子爐之爐內構造物，爐內機器，一次冷卻水系機器以及一次冷卻水系配管。
  10. 如申請專利範圍第8項之放射性物質之附著抑制裝置，其中上述附著抑制物質係直接或透過氧化膜附著於原子動力發電廠之構件的金屬材料表面成為層狀。
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