| 研究概要 |
原子力発電プラントである沸騰水型原子炉(BWR)の一次冷却水系と同様な環境を有する装置として,水質調製槽,添加剤調製槽,予熱器,オートクレーブ(容量0.38l,チタン製),冷却器,背圧弁等より構成されるワン・スルー式の高温・高圧装置(試験水流量10ml/min,試験温度288℃および試験圧力90kgf/cm^2)を作製した。試験片として実装置で使用されている炭素鋼(STPT 410),オーステナイト系ステンレス鋼(SUS 304)および溶体化/鋭敏化処理したSUS 304および添加剤としてZn系化合物[Zn(NO_3)_2,ZnSO_4およびZnO],Al系化合物[Al(NO_3)_2およびAl_2(SO_4)_3],Zr系化合物[ZrO(NO_3)_2]およびSi系化合物[Na_2SiO_3](100ppbおよび1μmol/l)を用いて,溶存酸素濃度<5〜8000pph,プレフィルミング処理の有無および試験時間200〜500hで暴露実験を行ったところ,無添加剤系に比べて鋼材の腐食量(または腐食速度)がZr(特に炭素鋼の場合)およびSi(特にステンレス鋼の場合)系化合物の添加により低下する傾向が見られた。暴露試験後のどの鋼材表面にもスピネル型の酸化物に基づく皮膜が形成され,さらに,GDS,XPS,SIMS等による深さ方向の分析よりFeに富んだ酸化物の外層と鋼材組成に対応する酸化物の内層の2層構造の皮膜が確認された。特に,ZrおよびSi系化合物の添加により腐食抑制効果がみられたのは,Zr系ではZr酸化物による皮膜保護性の増大およびSi系ではSiO_3^<2->吸着によるCrO_<24>^<2->の外部拡散の抑制によるためと考えられる。次年度は,本年度の成果を踏まえ,効果のみられたZrおよびSi系化合物に焦点を絞り,その詳細な腐食抑制機構を解明したい。
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