Effect of seawater components on corrosion behavior of SUS316L in nitric acid solution containing metal ions

安倍 弘; 西塚 雄介*; 佐野 雄一; 内田 直樹; 飯嶋 静香; 塩飽 秀啓; 矢板 毅

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(2), p.193 - 200, 2019/02

https://doi.org/10.1080/00223131.2018.1552212

東京電力福島第一原子力発電所の事故において、使用済核燃料プールに多量の海水が冷却剤として投入された。当該使用済燃料が再処理される場合、海水成分が核燃料再処理工程における金属イオンを含む硝酸溶液に混入することが予想される。本研究においては、高レベル放射性廃液(HAW)貯槽に典型的に使用されるSUS316Lの腐食挙動に関して、海水成分の影響を評価した。人工海水と金属イオンを含む模擬HAWを使用し、腐食試験を実施した。HAWを含む硝酸溶液においては、人工海水の有無に関わらず、Ruが腐食電位を過不働態まで貴化させたために生じる粒界腐食が観察された。海水成分濃度の増加は腐食速度を低下させ、粒界腐食を抑制した。広域X線吸収微細構造やサイクリックボルタンメトリーといった分析により、Ru-塩化物イオン間の反応と腐食機構との関与が示されている。

高放射性廃液貯槽環境におけるSUS316Lの腐食に及ぼす硫酸イオンの影響

安倍 弘; 佐野 雄一; 西塚 雄介*; 飯嶋 静香; 内田 直樹

材料と環境, 66(5), p.169 - 172, 2017/05

https://doi.org/10.3323/jcorr.66.169

高放射性廃液貯槽環境における腐食挙動について、海水成分やコンクリート成分の1成分である硫酸イオンに着目した評価を実施した。SUS316Lを対象に、各種金属元素と硝酸からなる模擬高放射性廃液を用いて腐食試験を行った結果、硫酸イオンにより腐食速度が緩和されることを確認した。これは、XPSによる分析から、硫酸イオンが材料表面に吸着することでアノード反応が抑制されたためと考えられる。

Corrosion behavior of SUS316L in nitric acid solution containing seawater components

佐野 雄一; 安倍 弘; 竹内 正行; 飯嶋 静香; 内田 直樹

Proceedings of European Corrosion Congress 2016 (EUROCORR 2016) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/09

東京電力福島第一原子力発電所の事故では、使用済燃料プール内に冷却用として多量の海水が注入された。本研究では、再処理工程において使用される機器材料の一つであるSUS316Lの硝酸溶液中での腐食挙動について、硝酸/人工海水(ASW)混合溶液を用いた浸漬試験及び電気化学試験により、海水成分が与える影響を調査した。ASWを多く含む条件では、塩化物イオンと硝酸との反応により生成する塩素や塩化ニトロシル等の酸化種に起因すると思われるカソード反応の活性化及び全面腐食の進展が観察された。さらに硝酸濃度が低い条件では、孔食の発生が認められた。腐食速度については、低硝酸濃度では経時的に低下したのに対し、高硝酸濃度では逆に増加した。硝酸濃度が低い系では、カソード反応の活性化による影響(腐食促進)に対して酸化皮膜の成長に伴うアノード反応の不活性化による影響(腐食抑制)が徐々に大きくなるため、経時的に腐食速度が低下するものと考えられる。これに対し、硝酸濃度が高い系では、カソード反応の活性化による影響がアノード反応の不活性化による影響を上回るため、経時的に腐食速度が上昇するものと推定される。

Influence of seawater-component on corrosion of steel in nitric acid solution containing vanadium and ruthenium

入澤 恵理子; 上野 文義; 内田 直樹; 田口 克也

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 3 Pages, 2015/05

The corrosion rate of stainless steel in boiling-nitiric-acid solutions containing oxidizing metallic ions (vanadium and ruthenium) and seawataer components were investigated by the immersion tests in order to evaluate the influence of the seawater components on the corrosion of steel in the nitric acid solution containing oxidizing metallic ions. The corrosion rates of 310Nb in the solution containing seawater components were lower than that in the solution without seawater components. These results described that contamination of seawater components in the spent fuel reprocessing fluid seems not to accelerate the corrosion of steels, which are material for the devices treating the nitric-acid reprocessing solutions.

Methane molecular motion in clathrate hydrate host framework

加美山 隆*; 関 直樹*; 岩佐 浩克*; 内田 努*; 海老沼 孝郎*; 成田 英夫*; 井川 直樹; 石井 慶信; Bennington, S. M.*; 鬼柳 善明*

Physica B; Condensed Matter, 385-386(1), p.202 - 204, 2006/11

https://doi.org/10.1016/j.physb.2006.05.188

メタンハイドレートの中性子非弾性散乱実験を行い、メタンハイドレートホストネットワーク中に内包されるメタン分子の挙動を解析した。その結果、メタンハイドレートに内包されているメタンは自由回転運動をしてるが、そのほかに10meV以下のエネルギー範囲に自由回転運動以外に起因する散乱ピークが観察された。これらのピークはメタンハイドレートの2種類のカゴ中でのメタンの局所的並進運動によるものであることを明らかにした。

再処理施設酸回収工程スチームジェットの故障要因調査

白水 秀知; 清水 亮; 高谷 暁和; 内田 直樹; 田中 康介; 山口 彰; 青砥 紀身

サイクル機構技報, (21), p.41 - 55, 2003/00

https://rdreview.jaea.go.jp/gihou/pdf2/n21-05.pdf

東海再処理施設の酸回収工程において送液装置であるスチームジェット(273J202)で生じた故障の原因について調査した。回収されたスチームジェットの観察結果から、スチームジェット吸引室内の蒸気ノズル付け根付近を起点に、構造体内部を貫通する腐食による欠陥が生じたことがわかった。スチームジェットが故障に至った要因を調査した結果について報告する。

ATR固有安全炉のプラント概念の構築のとりまとめ

岸田 雅子*; 内田 正治*; 吉岡 直樹*

PNC TJ3678 98-001, 206 Pages, 1998/03

PNC-TJ3678-98-001.pdf:5.53MB

平成4年度からこれまで、システムの簡素化と受動的安全性を重視した先進的なATRプラント概念の構築を目指し、従来のATRをベースに「ATRの特徴を活かす炉心冷却アイデア」を取り入れた要素技術の検討が実施されてきた。本研究ではこれまでの要素技術検討をまとめ、プラント構想、事故シナリオ、主要システム概念、格納容器(配置を含む)について検討し、安全性を向上した、合理的な中小型ATRパッシブ安全炉PS-ATR(以下PS-ATRと称する)のプラント概念を構築した。1要素技術の検討1)1000MWt自然循環型ATR原子炉・冷却系のシステム概念を構築した。2)受動的余熱除去機能を有する重水冷却系のシステム概念を構築した。2プラントシステム概念の構築1)原子炉本体は、上部よりの燃料交換方式として、格納容器の下部に設置したパッシブな安全系により原子炉本体が水づけにできるように、事故後の炉心冷却を確保できるようにした。2)原子炉冷却系は、自然循環型再循環方式とした。ただし、PS-ATRでは2ループとする利点が少ないため、システムが簡素化できる1ループ構成として、環状の蒸気ドラム、下部ヘッダを採用してスペースの有効利用をはかる方式とした。3)安全系の構成は、崩壊熱の除去、炉心への注水がパッシブなシステムで可能なようにして、電源喪失、小漏洩、大漏洩等の事故時のシナリオを検討して容量の設定、システムの成立性を確認した。以下にその構成を示す。ギャップ注水系+静的重水冷却系(崩壊熱除去機能)自動減圧系(減圧機能)蓄圧タンク注水系(注水機能)重力注水系(注水機能)原子炉格納容器冷却系(C/V圧力減圧、崩壊熱除去機能)4)以上の概念の格納容器内配置を検討して配置概念図を作成した。

ATR中小型炉の自然循環重水系の検討

岸田 雅子*; 吉岡 直樹*; 内田 正治*

PNC TJ9214 93-001, 51 Pages, 1993/03

PNC-TJ9214-93-001.pdf:1.17MB

ATRの重水冷却系は、1次系より発生した熱を2次側と交換し、重水温度を下げてカランドリアタンク内へ循環される。先行炉の設計では、この重水の循環は、ポンプによる強制循環であったが、本研究では自然循環による冷却の可能性を検討した。下記に、本研究の実施内容の要旨を示す。 1)重水冷却系圧力低減方策の検討 ATRECSコードによる解析に先立ち、発生する自然循環流量を概略把握し、重水冷却系圧力損失低減方策を検討した。 2)解析モデルの設定とATRECSコード用入力データの作成 圧力損失低減方策に基づき、重水冷却系の設備・構造概念を定めると共に解析モデルを設定し、解析用入力データを作成した。 3)ATR重水系自然循環解析 カランドリアタンクからの重水出口温度および重水冷却器高さをパラメータとした定常解析を行い、重水流動に対する影響をサーベイした。 4)重水冷却器2次側の検討 事故時の重水冷却器2次側のヒートシンクについて、自然放熱等を利用した方策を検討した。本報告書は、上記研究の成果報告をまとめたものである。

東海再処理工場ウラン溶液蒸発缶の蒸発蒸気配管の腐食調査,1; 蒸発蒸気配管の腐食状況

山中 淳至; 佐藤 武彦; 中島 正義; 石山 港一; 内田 直樹; 角 洋貴; 大村 政美

no journal, , 

ウラン脱硝施設は硝酸ウラニル溶液を流動床により直接脱硝法でUO粉末に転換するための施設であり、ウラン溶液蒸発缶は、約400gU/Lの硝酸ウラン溶液(UNH)を約1000gU/Lまで蒸発濃縮し、ウラン脱硝塔に供給するための機器である。ウラン溶液蒸発缶(以下、蒸発缶)での蒸発濃縮に伴い発生した蒸発蒸気は、ウラン溶液蒸発缶の頂部に接続された蒸発蒸気配管を通り、気液分離器(以下、デミスタ)を経て蒸発缶凝縮器で凝縮され、洗浄塔へ送られる。今回、当該施設にて蒸発缶-デミスタ間の蒸発蒸気配管に著しい腐食が発生したため、当該配管の外観,内表面の観察及び肉厚測定等の腐食状況の調査を実施した。

中性子非弾性散乱によるメタンハイドレートの微分断面積の詳細検討

関 直樹*; 加美山 隆*; 鬼柳 善明*; 岩佐 浩克*; 平賀 富士夫*; 内田 努*; 井川 直樹; 山内 宏樹; 石井 慶信; 海老沼 孝郎*; et al.

no journal, , 

メタンハイドレートの中性子非弾性散乱実験を行い、メタンハイドレート内原子・分子の動的構造を解析した。その結果、メタンハイドレートに内包されているメタン分子の自由回転運動モードのほかに4.0meV, 5.2meV及び7.8meVのエネルギーにピークを持ち、これらは各々、メタンの分子のラージケージ内でのx,y方向,z方向、及びスモールケージ内でのx,y,z方向の並進運動モードであることを明らかにした。