DE69206890T2

DE69206890T2 - Verfahren und Apparat zur Abschätzung der Restbetriebszeit eines einer Strahlung ausgesetzten Materials

Info

Publication number: DE69206890T2
Application number: DE69206890T
Authority: DE
Inventors: Hideya Anzai; Shigeki Kasahara; Shizuo Matushita; Kiyotomo Nakata; Shizuka Shimanuki; Michiyoshi Yamamoto
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1991-06-06
Filing date: 1992-06-05
Publication date: 1996-06-13
Anticipated expiration: 2012-06-06
Also published as: US5307385A; EP0517238B1; DE69206890D1; EP0517238A1

Description

HINTERGRUND DER ERFINDUNG

Gebiet der Erfindung

Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Schätzen der Restnutzungsdauer eines Materials. Sie bezieht sich genauer auf ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Restnutzungsdauervorhersage, die zur Anwendung auf ein Metallmaterial, das in heißem Wasser und unter Neutronenbestrahlung verwendet wird und Spannungskorrosionsrißbildung unterliegt, gut geeignet sind.

Beschreibung des Standes der Technik

Wenn ein Material wie z. B. rostfreier Austenitstahl, der in einem Kernreaktor verwendet wird, in einer korrosiven Umgebung mit heißem Wasser radioaktiver Strahlung ausgesetzt ist, kann es möglicherweise einer strahlungsbedingten Spannungskorrosionsrißbildung (IASCC) unterliegen, die als Korrosionsbeschädigung oder Zerstörung des Materials beschrieben werden kann. Die IASCC wird in Abhängigkeit von der Form einer entstehenden Bruchoberfläche in einen transkristallinen Typ und einen interkristallinen Typ eingeteilt.
Wenn in einem solchen Kernkraftwerk ein Unfall eintritt, hat dies für jedermann sehr ernste Folgen. Es ist daher zwingend erforderlich, daß jeglicher Unfall von vornherein ausgeschlossen wird. Als Verfahren zum Unterdrücken der IASCC wird derzeit eine Wasserstoffinjektion vorgeschlagen. Bei diesem Verfahren wird das Material mit Wasserstoff dotiert, wodurch eine gelöste Sauerstoffkonzen tration verringert oder das Korrosionspotential erniedrigt wird.
Außerdem wurde bisher die Sicherheit des Materials vor Spannungskorrosionsrißbildung sichergestellt, indem eine jährliche Routineuntersuchung durchgeführt wurde, um somit die Abnutzung desselben seit der letzten Routineuntersuchung zu überprüfen. Mit diesem Verfahren kann die Sicherheit zum Zeitpunkt der Untersuchung überprüft werden, jedoch kann nhcht die Lebensdauer des Materials geschätzt werden, um vorauszusagen, ob eine Spannungskorrosionsrißbildung vor der nächsten Routineuntersuchung auftreten wird.
In der im Amtsblatt offengelegten japanischen Patentanmeldung Nr. 69942/1989 ist außerdem ein Nutzungsdauerdiagnosesystem für ein Metallmaterial bezüglich der Spannungskorrosionsrißbildung offenbart. Bei dieser Technik wird die Spannungskorrosionsrißbildungseigenschaft des Materials bewertet, indem die Größe der Belastung gegenüber der aktiven Zersetzung einer neuen Metalloberfläche und dem Lokalisationsfaktor der Korrosion erhalten wird.
Bei der obenerwähnten Technik müssen für die Schätzung der Restnutzungsdauer eines Probestücks die Größe der Belastung gegenüber der aktiven Zersetzung der neuen Metalloberfläche und dem Lokalisationsfaktor der Korrosion erhalten werden. Dieses Verfahren bringt das Problem mit sich, daß die Restnutzungsdauer des Materials, das aufgrund der Bestrahlung mit Partikeln spröde wird, nicht geschätzt werden kann, indem das Probestück lediglich einer einfachen Prüfung unterworfen wird.
Der Stand der Technik bezüglich Vorrichtungen und Verfahren zum Schätzen einer Restnutzungsdauer von Siedewasserreaktorkomponenten ist bekannt aus "For BWR longevity, plants are the best teachers", IAEA S11 295/26, S. 1-10.
Gemäß diesem Dokument sind Laboruntersuchungen von Proben zum Schätzen von Grenzwerten für einige Betriebsparameter brauchbar. Ferner kann die Online-Überwachung von Schlüsselkomponenten verwendet werden, um die Betriebstüchtigkeit jenseits der Auslegungslebensdauer eines Kraftwerks oder einer Komponente zu bestätigen.

ZUSAMMENFASSUNG DER ERFINDUNG

Es ist eine Aufgabe der vorliegenden Erfindung, eine Vorrichtung und ein Verfahren zum Schätzen der Restnutzungsdauer zu schaffen, die auf einen Kernreaktor anwendbar sind und die Restnutzungsdauer eines zu überwachenden Bauteus durch einfaches Messen der Eigenschaften einer Probe schätzen können.
Gemäß einem Aspekt der vorliegenden Erfindung wird ein Verfahren zum Schätzen einer Restnutzungsdauer eines Gegenstandes geschaffen, der in einer Umgebung angeordnet ist, die einer Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, und der aus einem Material besteht, das sich in seinen mechanischen Eigenschaften verschlechtert, wenn es der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, mit: einem ersten Schritt, in dem ein Material, das im wesentlichen die gleiche Zusammensetzung wie das Material des Gegenstandes besitzt, der Hochenergiestrahlung unter mehreren Bestrahlungsbedingungen ausgesetzt wird, um mehrere Modellproben vorzubereiten, und physikalische Größen der jeweiligen Modellproben, die die mechanischen Eigenschaften des Materials der jeweiligen Modellproben angeben, in Abhängigkeit von den Bestrahlungszeiten der jeweiligen Modellproben erhalten werden, um eine Beziehung zwischen einer Bestrahlungszeit und einer physikalischen Größe für den Gegenstand zu erhalten; einem zweiten Schritt zum Erhalten einer kritischen Bestrahlungszeitdauer, die im Material des Gegenstandes einen möglichen Bruch verursacht, aus der im ersten Schritt erhaltenen Beziehung; einem dritten Schritt des Anordnens einer wirklichen Probe eines Materials mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie die Modellproben in der Umgebung, in der der Gegenstand angeordnet und der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist; einem vierten Schritt des Messens einer physikalischen Größe der wirklichen Probe, nachdem sie der Hochenergiestrahlung ausgesetzt worden ist; einem fünften Schritt des Erhaltens einer Bestrahlungszeit, die der im vierten Schritt erhaltenen physikalischen Größe der wirklichen Probe entspricht, auf der Grundlage der Beziehung zwischen der physikalischen Größe und der Bestrahlungszeit, die im ersten Schritt erhalten wurde, um die auf diese Weise erhaltene Bestrahlungszeit als wirkliche Bestrahlungszeit des Gegenstandes anzunehmen; und einem sechsten Schritt des Erhaltens einer Differenz zwischen der im zweiten Schritt erhaltenen kritischen Bestrahlungszeit und der im fünften Schritt erhaltenen wirklichen Bestrahlungszeit.
Der erste Schritt umfaßt vorzugsweise einen ersten-ersten Schritt zum Erhalten einer Beziehung zwischen den physikalischen Größen der Modellproben und den darauf angewandten Bestrahlungsdosen, sowie einen ersten-zweiten Schritt zum Erhalten einer Beziehung zwischen den Bestrahlungsdosen und den Bestrahlungszeiten, die den entsprechenden Bestrahlungsdosen für den Gegenstand entsprechen. Der zweite Schritt umfaßt vorzugsweise einen zweiten-ersten Schritt zum Erhalten eines kritischen Wertes der physikalischen Größe, die möglicherweise einen Bruch im Material venirsacht, aus der im ersten-ersten Schritt erhaltenen Beziehung und einer kritischen Bestrahlungsdosis entsprechend dem kritischen Wert der physikalischen Größe, sowie einen zweiten-zweiten Schritt zum Erhalten einer kritischen Bestrahlungszeitdauer für den Gegenstand entsprechend der kritischen Bestrahlungsdosis aus der Beziehung zwischen den Bestrahlungsdosen und den im ersten-zweiten Schritt erhaltenen Bestrahlungszeiten.
Gemäß einem weiteren Aspekt der vorliegenden Erfindung wird eine Vorrichtung zum Schätzen einer Restnutzungsdauer eines Gegenstandes geschaffen, der in einer Umgebung angeordnet ist, die einer Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, und der aus einem Material besteht, das sich in seinen mechanischen Eigenschaften verschlechtert, wenn es der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, mit: einer ersten Speichereinrichtung zum Speichern einer Beziehung zwischen einer Bestrahlungszeit und einer physikalischen Größe für den Gegenstand, die durch Vorbereiten mehrerer Modellproben, die aus einem Material mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie das Material des Gegenstandes hergestellt sind und der Hochenergiestrahlung unter mehreren Bestrahlungsbedingungen ausgesetzt werden, sowie durch Erhalten physikalischer Größen der jeweiligen Modellproben, die die mechanischen Eigenschaften der jeweiligen Modellproben in Abhängigkeit von den Bestrahlungszeiten der jeweiligen Modellproben angeben, erhalten worden ist; einer ersten Recheneinrichtung zum Erhalten einer kritischen Bestrahlungszeitdauer, die im Material des Gegenstandes einen möglichen Bruch bewirkt, aus der in der ersten Speichereinrichtung gespeicherten Beziehung; eine Hereinnahmeeinrichtung zum Hereinnehmen einer physikalischen Größe einer wirklichen Probe, die aus einem Material mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie das Material der Modellproben hergestellt ist und in der Umgebung angeordnet ist, in der der Gegenstand angeordnet und der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, wobei die physikalische Größe nach der Bestrahlung mit der Hochenergiestrahlung erhalten wird; und einer Einrichtung zum Erhalten einer Bestrahlungszeit, die der durch die Hereinnahmeeinrichtung hereingenommenen physikalischen Größe der wirklichen Probe entspricht, auf der Grundlage der Beziehung zwischen der physikalischen Größe und der Bestrahlungszeit, die in der ersten Speichereinrichtung gespeichert ist, wobei die auf diese Weise erhaltene Bestrahlungszeit als wirkliche Bestrahlungszeit des Gegenstandes angesehen wird, und zum Erhalten einer Differenz zwischen der durch die erste Recheneinrichtung erhaltenen kritischen Bestrahlungszeit und der wirklichen Bestrahlungszeit des Gegenstandes.
Die erste Speichereinrichtung umfaßt vorzugsweise eine erste-erste Speichereinrichtung zum Speichern einer Beziehung zwischen den physikalischen Größen der Modellproben und den darauf angewandten Bestrahlungsdosen sowie ein erste-zweite Speichereinrichtung zum Speichern einer Beziehung zwischen Bestrahlungsdosen und Bestrahlungszeiten, die den jeweiligen Bestrahlungsdosen des Gegenstandes entsprechen. Die zweite Speichereinrichtung umfaßt vorzugsweise eine zweite-erste Speichereinrichtung zum Speichern eines kritischen Wertes der physikalischen Größe, die einen möglichen Bruch im Material bewirkt, aus der in der ersten-ersten Speichereinrichtung gespeicherten Beziehung und einer kritischen Bestrahlungsdosis, die dem kritischen Wert der physikalischen Größe entspricht, sowie eine zweite-zweite Speichereinrichtung zum Speichern einer kritischen Bestrahlungszeit für den Gegenstand, die der kritischen Bestrahlungsdosis entspricht, aus der Beziehung zwischen den Bestrahlungsdosen und den Bestrahlungszeiten, die in der ersten-zweiten Speichereinrichtung gespeichert sind.
Wie oben erwähnt, ist die gemäß dem ersten Aspekt der vorliegenden Erfindung verwendbare wirkliche Probe aus einem Material hergestellt, das im wesentlichen die gleiche Zusammensetzung besitzt wie das Material des Gegenstandes, der der Schätzung unterworfen wird und in einer Umgebung angeordnet ist, die im wesentlichen der gleichen Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist wie der Gegenstand. Der Ausdruck "Hochenergiestrahlung" schließt hierbei eine Hochenergiepartikelstrahlung wie z. B. Neutronen-, Ionen-, Alpha- oder Betastrahlung sowie ferner elektromagnetische Strahlung ein. Es werden mehrere Modellproben experimentell vorbereitet, indem im voraus ein Material mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie der Gegenstand, der der Schätzung unterworfen werden soll, in einer Umgebung, die im wesentlichen derjenigen des Gegenstandes entspricht, angeordnet wird und physikalische Größen der Modellproben in Abhängigkeit von den Bestrahlungszeiten gemessen werden. Aus diesem Versuch wird eine Beziehung zwischen der Bestrahlungszeit und der physikalischen Größe in einer solchen Umgebung erhalten. Ferner wird aus der Beziehung zwischen der Bestrahlungszeit und der physikalischen Größe für die Modellproben vorläufig eine kritische Bestrahlungszeit erhalten, die einen möglichen Bruch des Materials der wirklichen Probe verursacht. Der mögliche Bruch schließt einen Sprödheitsbruch und einen Verformungsbruch ein.
Anschließend wird die physikalische Größe der wirklichen Probe gemessen, die in einer Umgebung angeordnet ist, die im wesentlichen derjenigen des der Schätzung zu unterwerfenden Gegenstandes entspricht. Danach wird durch Anwendung der Beziehung zwischen der physikalischen Größe und der Bestrahlungszeit eine wirkliche Bestrahlungszeit entsprechend der physikalischen Größe der wirklichen Probe erhalten. Anschließend wird eine Differenz zwischen der kritischen Bestrahlungszeit und der wirklichen Bestrahlungszeit berechnet, um eine Restnutzungsdauer des Gegenstandes zu erhalten.
Die physikalische Größe kann in Form einer mechanischen Eigenschaft wie z. B. einer Nachgiebigkeit, einer Härte, einer Festigkeit, einer Längung oder einer Spannungskorrosionsrißbildung vorliegen.
Das Verfahren und die Vorrichtung zum Schätzen einer Restnutzungsdauer eines Gegenstandes gemäß der vorliegenden Erfindung kann zur Beurteilung eines Materials einer inneren Struktur eines Fusionsreaktors, Kernreaktors oder eines Zyklotrons verwendet werden.

KURZBESCHREIBUNG DER ZEICHNUNGEN

Fig. 1 ist ein Blockschaltbild einer Restnutzungsdauerschätzvorrichtung gemäß einer zweiten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung;
Fig. 2 ist ein Flußdiagramm eines Restnutzungsdauerschätzungsverfahrens gemäß der zweiten Ausführungsform;
Fig. 3(a) bis 3(c) sind Graphen, die die Inhalte eines Speichers in der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung der zweiten Ausführungsform zeigen;
Fig. 4 ist ein Blockschaltbild einer Restnutzungsdauerschätzvorrichtung gemäß einer dritten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung;
Fig. 5 ist ein Flußdiagramm eines Restnutzungsdauerschätzverfahrens gemäß der dritten Ausführungsform;
Fig. 6(a) bis 6(d) sind Graphen, die die Inhalte der Daten zeigen, die vorläufig in einem Speicher in der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung der dritten Ausführungsform gespeichert sind;
Fig. 7 ist eine Schnittansicht, die eine Neutronenüberwachungsröhre zeigt, in die zu prüfende Materialien eingesetzt sind;
Fig. 8 ist ein Graph, der die Intensitätsverteilung der Neutronenstrahlung in Axialrichtung der Neutronenüberwachungsröhre zeigt;
Fig. 9 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen der Härteänderung und der Bestrahlungsversprödung einer mit Ionen bestrahlten Probe zeigt;
Fig. 10 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen der beobachteten Erhöhung der 0,2%-Streckgrenze und der Bestrahlungsversprödung einer mit Ionen bestrahlten Probe zeigt;
Fig. 11 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen dem Prozentsatz der Bestrahlungsversprödung und dem Bruchverhältnis einer interkristallinen SCC (Spannungskorrosionsrißbildung) zeigt;
Fig. 12 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen dem Verhältnis der Bruchdehnung vor und nach der Bestrahlung und dem Bruchverhältnis der interkristallinen SCC eines mit Neutronen bestrahlten rostfreien Austenitstahls zeigt;
Fig. 13 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen dem Verhältnis der Bruchdehnungen vor und nach der Bestrahlung und der Erhöhung der Härte eines mit Neutronen bestrahlten rostfreien Austenitstahls zeigt;
Fig. 14 ist eine perspektivische Ansicht, die die Form einer Probe zeigt, die in einer ersten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung eingesetzt werden kann;
Fig. 15 ist eine perspektivische Ansicht, die die Konstruktion einer Meßvorrichtung zeigt, die in der ersten Ausführungsform verwendet werden kann;
Fig. 16 ist eine teilweise aufgeschnittene perspektivische Ansicht, die die Konstruktion eines Kernreaktors zeigt, auf den die erste Ausführungsform angewendet wird;
Fig. 17 ist ein schematisches Blockschaltbild, das den Aufbau einer Restnutzungsdauerschätzvorrichtung gemäß der ersten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung zeigt;
Fig. 18 ist ein Graph&sub1; der die Beziehung zwischen der auf eine Probe angewandten Belastung P und der Verschiebung Φ der äußeren Öffnung einer in der Probe ausgebildeten Kerbe zeigt, die von Prüfstücken mit ungleichen Rißlängen a erhalten wird;
Fig. 19 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen der Rißlänge a und der Nachgiebigkeit λ (= E B Φ/P, wobei E: Elastizitätsmodul, und B: Dicke der Probe) einer Probe zeigt, die in einer Umgebung angeordnet ist, die einen Kernreaktor simuliert;
Fig. 20 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen der verstrichenen Zeit t und der Rißlänge a in der Umgebung zeigt, die den Kernreaktor simuliert;
Fig. 21 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen dem Spannungsintensitätsfaktor K und der Rißwachstumsgeschwindigkeit da/dt einer Probe zeigt, die in einer Umgebung angeordnet ist, die den Kernreaktor simuliert;
Fig. 22 ist ein Flußdiagramm, das die Operation der Nutzungsdauerschätzung auf der Grundlage der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung der ersten Ausführungsform zeigt; und
Fig. 23 ist ein Blockschaltbild, das den Aufbau der ersten Ausführungsform zeigt.

BEVORZUGTE AUSFÜHRUNGSFORMEN DER ERFINDUNG

Im folgenden werden mit Bezug auf die Zeichnungen Ausführungsformen der vorliegenden Erfindung beschrieben.

(Ausführungsform 1)

Die erste Ausführungsform der vorliegenden Erfindung umfaßt eine Vorrichtung zum Schätzen der Restnutzungsdauer von rostfreiem Austenitstahl, der Baumaterial eines Kernreaktors ist. Wie in Fig. 17 gezeigt, enthält die Schätzvorrichtung eine Meßeinrichtung 14 zum Messen der Nachgiebigkeit λ einer in Fig. 14 gezeigten Probe 11 als Ausdruck einer physikalischen Größe, einen Speicher 112 zum Speichern einer Funktion g, die die Beziehung zwischen der Nachgiebigkeit λ der Probe 11 und einer verstrichenen Zeit t ausdrückt und die im voraus experimentell ermittelt worden ist, und einer verstrichenen Zeit tc, zu der die Nutzungsdauer der Probe 11 auslaufen wird und die ebenfalls im voraus experimentell ermittelt worden ist, sowie eine arithmetische Einheit 19 zur Berechnung der Restnutzungsdauer anhand des gemessenen Ergebnisses der Meßeinrichtung 14 und der gespeicherten Inhalte des Speichers 112. Ferner enthält die Schätzvor richtung eine Anzeigeeinheit 10 zum Anzeigen der Restnutzungsdauer, einen Funktionskompensator 111 zum Kompensieren der im Speicher 112 gespeicherten Funktion g sowie einen Zeitgeber 113 zum Erzeugen einer verstrichenen Zeitspanne tc zur Verwendung bei der Kompensation. Bei dieser Ausführungsform entspricht die verstrichene Zeitspanne t der obenerwähnten Bestrahlungszeit, während die verstrichene Zeitspanne tc, zu der die Nutzungsdauer der Probe ausläuft, der kritischen Bestrahlungszeit entspricht, bei der wie obenerwähnt ein möglicher Bruch verursacht wird.
Wie in Fig. 15 gezeigt, enthält die Meßeinrichtung 14, in die die Probe 11 eingesetzt ist, ein Zugspannungsgestell 18, das mit der Probe 11 verbunden ist, um auf die Probe eine Zugkraft auszuüben, sowie eine Schraube 16 zum Fixieren des Zugspannungsgestells 18 an einem Einspanngestell 15 in dem Zustand, in dem die Probe 11 mit einer vorgegebenen Verschiebung Φ beaufschlagt wird. Am Zugspannungsgestell 18 ist eine Lastzelle 13 befestigt, die eine Zugbelastung P mißt, die auf die Probe 11 wirkt, und anschließend in ein elektrisches Signal umwandelt. Bei einem Beispiel war die verwendete Belastungszelle 13 für eine maximal mögliche Belastung von 500 kg und eine Genauigkeit von ± 1 kg ausgelegt, was in heißem Hochdruckwasser von nahezu 370 ºC und nahezu 150 Bar unter Bestrahlung üblich ist.
Bei der vorliegenden Ausführungsform wird die Probe 11 entweder als Modellprobe oder als wirkliche Probe verwendet. Die Probe 11 ist aus rostfreiem Austenitstahl hergestellt, der die gleiche Zusammensetzung besitzt wie derjenige des Baumaterials des Kernreaktors 17, dessen Nutzungsdauer zu schätzen ist. Wie in Fig. 14 gezeigt, besitzt die Probe 11 die Abmessungen mit einer Dicke B = ca. 5 mm und einer Breite W = ca. 12 mm und ist mit Durchgangslöchern 11a und 11b versehen, um sie mit dem Zugspannungsgestell 18 zu verbinden. Zwischen den Durchgangslöchern ha und 11b ist ferner eine Kerbe 11c vorgesehen, dessen äußere Öffnung ohne Belastung eine Breite Φo besitzt. Außerdem ist an der inneren Spitze der Kerbe 11c ein Riß 12 mit einer Länge von ungefähr 1,5 mm vorhanden, der im voraus durch Ermüdung der Probe 11 ausgebildet worden ist. Der Ermüdungsvorriß 12 wurde beispielhaft auf der Grundlage der Bewertung (ASTN E-399) erzeugt, derart, daß die Durchgangslöcher 11a und 11b der Probe 11 mit einer Zugspannungsprüfvorrichtung verbunden wurden und die Probe 11 in die Richtungen der Pfeile in Fig. 14 bei einer Atmosphäre mit Raumtemperatur und mit einem Spannungsintensitätsfaktorwert von nicht mehr als 60 % der Bruchfestigkeit des Materials dieser Probe gestreckt wurde. Somit erreicht das innerste Ende des Ermüdungsvorrißes 12 eine Stelle ungefähr bei der halben Breite W der Probe 11. Der Ermüdungsvorriß 12 wird in allen Proben 11 ausgebildet, die als Modellproben und als die wirkliche Probe verwendet werden sollen.
Die mit dem Ermüdungsvorriß 12 versehene Probe 11 wird direkt mit dem Zugspannungsgestell 18 mit der eingebauten Lastzelle 13 verbunden und von der Zugspannungsprüfvorrichtung gestreckt, bis die Verschiebung der äußeren Öffnung der Kerbe 11c die vorgegebene Verschiebung Φ erreicht. In diesem Zustand wird das Zugspannungsgestell 18 mit der Schraube 16 am Einspannungsgestell 15 fixiert. Die Probe 11 wird so in die Meßeinrichtung 14 eingesetzt.
Wie in den Fig. 16 und 17 gezeigt, ist die Meßeinrichtung 14 mit der daran montierten Probe 11 als die wirkliche Probe in einer Neutronenüberwachungsröhre 170 innerhalb des Kernreaktors 17 angeordnet. Bei dieser Ausführungsform wird die Meßeinrichtung 14 bei Betriebsbeginn des Kernreaktors 17 in diesen eingesetzt. Die Wanddicke der Neutronenüberwachungsröhre 170 beträgt ca. 1,5 mm und ist ausreichend klein im Vergleich zu ca. 10 odd cm, was die Metalldurchdringungsfähigkeit der Neutronenstrahlung ist. Daher unterscheidet sich die Neutronenbestrahlung in der Überwachungsröhre 170 kaum von der direkten Bestrahlung, wobei die in die Meßeinrichtung 14 eingesetzte Probe 11 sich im wesentlichen in der gleichen Umgebung befindet wie das Baumaterial des Kernreaktors 17. Die Signalleitungen der in Fig. 15 gezeigten Lastzelle 13 verlaufen innerhalb der Neutronenüberwachungsröhre 170, sind aus dem Kernreaktor 17 herausgeführt und mit der arithmetischen Einheit 19 verbunden.
Im folgenden wird die Konfiguration des Speichers 112 erläutert. Wie in Fig. 23 gezeigt, umfaßt der Speicher 112 eine erste Speichereinrichtung 112a sowie eine zweite Speichereinrichtung 112b. Die erste Speichereinrichtung 112a speichert die Formel der Funktion λ = g1(a), die die Beziehung zwischen der Nachgiebigkeit λ der Probe 11 und der Rißlänge a derselben darstellt, die im voraus experimentell ermittelt worden ist. Der Graph der Funktion λ= g1(a) ist in Fig. 19 dargestellt. Andererseits speichert die zweite Speichereinrichtung 112b die Formel der Funktion a = g2(t), die die Beziehung zwischen der Rißlänge a der Probe 11 und der verstrichenen Zeit t seit der Anordnung der Meßeinrichtung 14 im Kernreaktor 17 darstellt, die ebenso im voraus experimentell ermittelt worden ist, sowie die Zeit tc, zu der die Nutzungsdauer der Probe 11 aufgrund eines möglichen Bruches, der im Material des rostfreien Austenitstahls verursacht wird, ausläuft. Die Graphen der Funktion a g2(t) und die Nutzungsdauer tc sind in Fig. 20 dargestellt.
Die Funktionen g1 und g2 und die Nutzungsdauer tc sind wie folgt bewertet worden: die Meßeinrichtung 14 mit der daran montierten Probe 11 als die Modellprobe wurde in einer Reaktorsimulationsumgebung (heißes Hochdruckwasser mit 288 ºC und 80 Bar bei Bestrahlung mit Gammastrahlung von 10&sup5; bis 10&sup8; R/h) angeordnet, die experimentell vorbereitet worden ist, woraufhin die seit der Anordnung verstrichene Zeitspanne t, die Nachgiebigkeit λ und die Rißlänge a gemessen wurden. In dieser Umgebung ist der im voraus ausgebildete Riß 12 mit der verstrichenen Zeit t langsam und gleichmäßig gewachsen, wobei die Länge a desselben allmählich zunahm. Die Rißlänge a wurde gemessen, indem das innerste Ende des Risses 12 bei jeder vorgegebenen verstrichenen Zeitspanne mit einem Mikroskop untersucht wurde.
Zusätzlich wurde die Nachgiebigkeit von λ der Probe 11 wie folgt gemessen. Die Nachgiebigkeit λ ist gegebenen durch λ E B Φ/P (wobei E: Elastizitätsmodul, und B: Dicke der Probe 11). Fig. 18 zeigt die Beziehung zwischen der Last P und der Verschiebung Φ der äußeren Öffnung der Kerbe 11c innerhalb der Elastizitätsgrenzen jeder Probe 11, die für fünf Proben 11 mit unterschiedlichen Rißlängen a (a&sub1; - a&sub5; in der Figur) erhalten wurden. In Fig. 18 wird klar, daß die Steigung einer geraden Linie, die die Verschiebung Φ anzeigt, mit zunehmender Rißlänge abnimmt. Die Nachgiebigkeit λ ist ein Wert, der durch Multiplizieren der Inversen (F/P) der Steigung in Fig. 18 mit dem Elastizitätsmodul E und der Dicke B des Probestücks 11 und durch Normieren des sich ergebenden Produkts erhalten wird. Bei der Meßeinrichtung 14 in dieser Ausführungsform wird die Öffnungsverschiebung der Probe 11 auf dem vorgegebenen Wert Φ gehalten, während die zu diesem Zeitpunkt auf die Probe 11 wirkende Last P in Form der Ausgangslast P der Lastzelle 13 erhalten wird. Dementsprechend war die Verschiebung Φ als Konstante gegeben, während die Nachgiebigkeit λ nur durch Messen der Last P bewertet wurde. Die Nachgiebigkeit λ und die Rißlänge a wurden wie in Fig. 19 graphisch dargestellt. Somit wurde die Formel erhalten, die die Funktion λ = g1(a) darstellt. Aus Fig. 19 wird klar, daß die Rißlänge a zunimmt, die Last P abnimmt und somit die Nachgiebigkeit λ zunimmt.
Außerdem wurde die verstrichene Zeit t getrennt gemessen und die Beziehung derselben zur entsprechenden Rißlänge a wie in Fig. 20 graphisch dargestellt. Somit wurde die Formel erhalten, die die Funktion a = g2(t) darstellt. Zum Zeitpunkt q, zu dem die Rißlänge a bis zum Spannungsintensitätsfaktorwert K und zum Bruchfestigkeitswert Kic des Materials der Probe 11 gewachsen ist, dehnt sich der Riß 12 schnell aus und die Probe 11 bricht. Das Experiment in der Reaktorsimulationsumgebung wurde fortgesetzt, bis der Bruch der Probe 11 als Modellprobe eintrat, wobei die verstrichene Zeit tc ausgedehnt wurde, bis der Bruchzeitpunkt q gemessen wurde. Diese verstrichene Zeit tc wurde als die verstrichene Zeit tc gesetzt, zu der die Nutzungsdauer der Probe 11 ausläuft.
Diese Daten wurden im Speicher 112 gespeichert. Die Funktionen g1 und g2 wurden in der Form der Formeln
g1 = kl a&sup5; + k2 a&sup4; + k3 a³ + k4 a² + k5 a + k6
(wobei kl bis k6 Konstanten bezeichnen) und
g2 = ml t&sup5; + m2 t&sup4; + m3 t³ + m4 t² + m5 t + m6
(wobei ml bis m6 Konstanten bezeichnen) durch Lesen der Fig. 19 bzw. 20 erhalten. Außerdem betrugen die Meßerfassungsgrenzen für die Rißlänge a ± 0,01 mm. Da die Länge des Ermüdungsvorrisses 12 hierbei 1/2 W = 6 mm betrug, fielen die Werte der Rißlänge a von weniger als 6,02 mm unter die Erfassungsgrenzen. Somit ergibt sich der voraussagbare Bereich für die Restnutzungsdauer so, wie in Fig. 20 gezeigt ist.
Im folgenden wird die Konfiguration der arithmetischen Einheit 19 erläutert. Wie in Fig. 23 gezeigt, umfaßt die arithmetische Einheit 19 eine erste Recheneinrichtung 19a sowie eine zweite Recheneinrichtung 19b. Die erste Recheneinrichtung 19a wird mit der Funktion g1 der ersten Speichereinrichtung 112a geladen und setzt die gemessene Last Po der Meßeinrichtung 14 mit der daran montierten wirklichen Probe in die Funktion g1 ein. Eine Rißlänge af, die der Last Po entspricht, wird in Abhängigkeit von λo = E B Φ/Po = g1(af) bewertet und an die zweite Recheneinrichtung 19b ausgegeben. Diese zweite Recheneinrichtung 19b wird mit der Funktion g2 der zweiten Speichereinrichtung 112b geladen und setzt die Eingangsrißlänge af der ersten Recheneinrichtung 19b in die Funktion g2 ein. Eine verstrichene Zeit tf, die der Rißlänge af entspricht, wird in Abhängigkeit von af = g2(tf) bewertet. Ferner wird die zweite Recheneinrichtung 19b mit der verstrichenen Zeit tc bis zum Auslaufen der Nutzungsdauer von der zweiten Speichereinrichtung 112b geladen, wobei sie die Restnutzungsdauer (tc - tf) berechnet, die an die Anzeigeeinheit 10 ausgegeben wird. Ferner berechnet die zweite Recheneinrichtung 19b aus den vorher erhaltenen Daten af die Veränderungsgeschwindigkeit daf/dtf der Rißlänge af und den Spannungsintensitätsfaktor
K = f [a] = f Po / W B [a]
(wobei f: im voraus gegebener Formfaktor, s: Spannung, und a: Rißlänge) und überträgt die berechneten Ergebnisse an die Anzeigeeinheit 10.
Im folgenden wird die Konfiguration des Funktionskompensators 111 erläutert. Der Funktionskompensator 111 umfaßt eine kompensierende Recheneinrichtung 111a und einen Programmspeicherabschnitt 111b, in dem ein Programm für ein Verfahren der kleinsten Quadrate gespeichert ist. Die kompensierende Recheneinrichtung 111a des Funktionskompensators 111 empfängt bei der Messung der Last Po entsprechend der Rißlänge af vom Zeitgeber 113 eine Zeit to und veranlaßt die zweite Recheneinrichtung 19b, eine Rißlänge ao entsprechend der Zeit to gemäß der Funktion g2 zu berechnen. Anschließend vergleicht die Einrichtung lila des Funktionskompensators 111 die Rißlängenwerte af und ao im Satz (af, tf), die gemäß der Funktion a = g2(t) erhalten werden, und im Satz (ao, to), der aus der aktuellen verstrichenen Zeit to rückwärts berechnet worden ist. In einem Fall, in dem die Differenz zwischen den Werten af und ao größer ist als ein vorgegebener Wert, wird die Einrichtung 111a mit dem Programm für das Verfahren der kleinsten Quadrate aus dem Programmspeicherabschnitt 111b geladen. Unter Verwendung der Datensätze (ac, tc) und mehrerer Datensätze (afn, ton) (wobei n: Nummer, die die Reihenfolge der Daten anzeigt), die bis zu diesem Zeitpunkt erhalten worden sind, nimmt die kompensierende Recheneinrichtung 111a auf der Grundlage des Verfahrens der kleinsten Quadrate eine Anpassung der Funktion g2 vor und kompensiert diese Funktion g2, um eine andere Funktion af = g2' (to) herzuleiten. Die Verwendung des Satzes (ac, tc) soll die Rißlänge ac g2(tc) entsprechend der Nutzungszeit tc fixieren, so daß die Funktion g2' die Formel ac = g2' (tc) erfüllen kann.
Außerdem umfaßt die Anzeigeeinheit 10 eine CRT 10a und einen Drucker 10b. Die CRT 10a zeigt die Restnutzungsdauer (tc - tf), den Spannungsintensitätsfaktor K und die Veränderungsgeschwindigkeit daf/dtf der Rißlänge af an. Der Drucker 10b druckt diese Daten auf Papier aus.
Im folgenden wird mit Bezug auf das Flußdiagramm der Fig. 22 die Operation der Vorrichtung dieser Ausführungsform zum Schätzen der Restnutzungsdauer des rostfreien Austenitstahls, der Baumaterial des Kernreaktors ist, beschrieben.
Die Meßeinrichtung 14 mißt mittels der Lastzelle 13 die auf die Probe 11 als wirkliche Probe wirkende Last Po und gibt das Signal dieser Last an die arithmetische Einheit 19 aus (Schritt 181). Die erste Recheneinrichtung 19a der arithmetischen Einheit 19 empfängt das Signal der Last Po und bewertet die Rißlänge af entsprechend der Last Po mit der Funktion g1 der ersten Speichereinrichtung 112a des Speichers 112 (Schritt 182). Wenn hierbei die Rißlänge af größer ist als der obenerwähnte Erfassungsgrenzwert Xo = 0,02 mm, überträgt die erste Recheneinrichtung 19a das Signal der Rißlänge af an die zweite Recheneinrichtung 19b, während die Routine zu Schritt 181 zurückkehrt, wenn dies nicht der Fall ist (Schritt 183).
Die kompensierende Recheneinrichtung 111a des Funktionskompensators 111 empfängt das Signal der Zeit to bei der Messung der Last Po entsprechend der Rißlänge af vom Zeitgeber 113 und übergibt sie der zweiten Recheneinrichtung 19b der arithmetischen Einheit 19, so daß die Rißlänge ao entsprechend der Zeit To gemäß der Funktion g2 berechnet wird (Schritt 184). Die Recheneinrichtung 111a des Funktionskompensators 111 vergleicht die Rißlängenwerte af und ao (Schritt 185). Wenn hierbei die Differenz dieser Werte größer ist als der vorgegebene Wert, kompensiert die Recheneinrichtung 111a die Funktion g2, um wie oben erwähnt mit dem Verfahren der kleinsten Quadrate (Schritt 186) die Funktion g2' zu erzeugen. Die zweite Recheneinrichtung 19b bewertet die Zeit tf entsprechend der Rißlänge af gemäß der in der zweiten Speichereinrichtung 112b gespeicherten kompensierten Funktion g2. Die Einrichtung 19b berechnet ferner (tc - tf) aus der verstrichenen Nutzungsdauerauslaufzeit tc, die in der zweiten Speichereinrichtung 112b gespeichert ist, und überträgt das Ergebnis als Restnutzungsdauer an die Anzeigeeinheit 10. Die Einrichtung 19b berechnet ferner die Veränderungsgeschwindigkeit daf/dtf der Rißlänge af und den Spannungsintensitätsfaktor
Kf = F s [af] = F Po / W B [af]
(wobei F: Formfaktor, und S: Spannung) entsprechend der Rißlänge af aus den bis dahin erhaltenen Daten und überträgt die berechneten Ergebnisse an die Anzeigeeinheit 10 (Schritt 187). Die Anzeigeeinheit 10 zeigt die Restnutzungsdauer (tc - tf), den Spannungsintensitätsfaktor Kf und die Veränderungsgeschwindigkeit daf/dtf an (Schritt 188).
Auf diese Weise kann mit der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung dieser Ausführungsform die Restnutzungsdauer des rostfreien Austenitstahls, der Baumaterial des Kernreaktors ist, unter Verwendung dieser einfachen Konstruktion einfach und genau geschätzt werden, wobei die Probe 11 (wirkliche Probe) mit dem im voraus ausgebildeten Riß 12 im wesentlichen in der gleichen Umgebung angeordnet ist, wie das Baumaterial im Kernreaktor, und wobei die Last auf die Probe 11 gemessen wird. Normalerweise wird jede Struktur unter einer Spannungsbedingung verwendet, in der kein Riß auftritt oder wächst (d. h., unter einer Spannungsbedingung, bei der der Spannungsintensitätsfaktor K kleiner ist als der in Fig. 21 gezeigte Rißschwellenwert Kth), jedoch kann ausgehend von einem Schweißfehler, einem Einschluß oder dergleichen ein Riß auftreten und wachsen. Wenn ein Riß einmal aufgetreten ist, wächst er mit der Zeit langsam und gleichmäßig. Wenn jedoch die Länge des Risses zunimmt, so daß der Wert des Faktors K gleich dem bekannten Bruchfestigkeitswert Kic des Materials wird, dehnt sich der Riß schnell aus und führt zu einem Bruch, wie in den Fig. 20 und 21 gezeigt ist. Die Vorrichtung zum Schätzen der Restnutzungsdauer dieser Ausführungsform induziert eine solche Rißbildung in der Probe 11 als wirkliche Probe in der Umgebung im wirklichen Reaktor und simuliert sie unter Verwendung der mechanischen Eigenschaftswerte der Probe 11, wobei die Restnutzungsdauer des Baumaterials genau geschätzt wird. Außerdem ist gemäß der vorliegenden Erfindung die Nachgiebigkeit X der Probe 11 als Variable gesetzt und wird von der Meßeinrichtung 14 gemessen, die die Probe 11 mit der vorgegebenen Verschiebung Φ beaufschlagt. Somit reicht es aus, lediglich die auf die Probe 11 wirkende Last P zu messen. Die wirkliche Messung wird im Innern des Kernreaktors unter wirklichen Umgebungsbedingungen vorgenommen. Wenn ferner die bewertete Rißlänge deutlich vom momentan gemessenen Wert abweicht, wird die Funktion g2, die die bekannte Rißausbreitungskurve ist, durch den Funktionskompensator 111 korrigiert. Dies ergibt eine sehr genaue Schätzung der Nutzungsdauer. Übrigens wurde oben die Operation beschrieben, in der der Funktionskompensator 111 die Schritte 184 bis 186 in Fig. 22 für jeden Vorhersagezyklus ausführt. Jedoch müssen diese Schritte nicht immer für jeden Vorhersagezyklus ausgeführt werden, vielmehr kann die Vorrichtung selbstverständlich so konstruiert sein, daß sie diese in mehreren Zyklen nur einmal ausführt.
Bei der vorliegenden Erfindung werden die momentan gemessene Rißlänge a und die Rißausbreitungsgeschwindigkeit daf/dtf sowie der Spannungsintensitätsfaktor K, der von der Nutzungsdauerschätzvorrichtung berechnet worden ist, auf der Anzeigeeinheit wie z. B. einer CRT oder einem Drucker angezeigt, so daß das Verhalten des Rißwachstums des Materials im Reaktor mit einem Blick überprüft werden kann. Dementsprechend ist die Vorrichtung zum Schätzen der Restnutzungsdauer sehr bedienungsfreundlich.
Bei der ersten Ausführungsform ist außerdem die im Speicher 112 zu speichernde Funktion in die Funktionen λ = g1(a) und a = g2(t) aufgeteilt, die durch einmaliges Messen der Werte der Rißlänge a gebildet werden. Hierbei gilt λ = g1 g2(t) = g(t). Es ist daher selbstverständ lich möglich, die Restnutzungsdauer aus der verstrichenen Zeit t gemäß der Einzelfunktion g direkt zu bewerten.
Bei dieser Ausführungsform besitzt die verwendete Probe 11 ferner die gleiche Zusammensetzung wie der Reaktorteil, dessen Nutzungsdauer zu überwachen ist. Wenn jedoch die Beziehung zwischen den säkularen Veränderungen der mechanischen Eigenschaften des zu überwachenden Bauteils und der Probe 11 im voraus bekannt ist, kann die Probe 11 alternativ aus einem Material mit einer anderen Zusammensetzung hergestellt sein. Ferner ist in dieser Ausführungsform die Meßeinrichtung 14 in der Neutronenüberwachungsröhre 170 angeordnet. Selbst für ein Reaktorbauteil, das in einer Umgebung angeordnet ist, die sich von der Umgebung in der Nähe der Neutronenüberwachungsröhre unterscheidet, kann die Nutzungsdauer überwacht werden, so lange die Differenz für die Restnutzungsdauer auf der Grundlage der veränderten Umgebung bekannt ist. In jedem dieser Fälle wird ein Ergebniswert von der Recheneinrichtung auf der Grundlage der Differenz der Nutzungsdauer korrigiert.
Obwohl die in der vorliegenden Erfindung verwendete Modellprobe im wesentlichen die gleiche Konfiguration besitzt wie die wirkliche Probe in der vorliegenden Ausführungsform, ist sie nicht auf eine solche Konfiguration beschränkt. Es kann jede andere Konfiguration verwendet werden, so lange sichergestellt werden kann, daß eine Beziehung zwischen der Bestrahlungszeit und der Nachgiebigkeit λ erhalten wird.

(Ausführungsform 2)

Im folgenden wird mit Bezug auf die Fig. 1, 2 und 3(a) bis 3(c) die zweite Ausführungsform der vorliegenden Erfindung beschrieben. Fig. 1 ist ein Blockschaltbild der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung gemäß dieser Ausführungsform, während Fig. 2 ein Flußdiagramm eines Restnutzungsdauerschätzverfahrens gemäß dieser Ausführungsform ist.
Wie in Fig. 1 gezeigt, umfaßt die Restnutzungsdauerschätzvorrichtung 100 eine Eingabeeinrichtung wie z. B. eine Tastatur 1, über die eine Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes einer wirklichen Probe, die mit Partikeln wie z. B. Neutronen bestrahlt wird, eingegeben wird, einen Speicher 3, in dem die vorgegebenen Informationen im voraus gespeichert werden, eine arithmetische Einheit 2, die vorgegebene Berechnungen in Abhängigkeit von Programmen, die in einem nicht gezeigten Speicher gespeichert sind, ausführt, sowie eine Ausgabeeinrichtung wie z. B. eine CRT 4, die eine von der arithmetischen Einheit 2 ausgegebene Restnutzungsdauer anzeigt.
Der Speicher 3 umfaßt eine erste Speichereinrichtung 31, in der im voraus die Beziehung zwischen einer Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes einer mit Partikeln einer vorgegebenen Dosis bestrahlten Modellprobe und ein Bestrahlungsversprödungsprozentsatz, der den Grad der Versprödung der der Partikelstrahlung ausgesetzten Modellprobe anzeigt, gespeichert ist, eine zweite Speichereinrichtung 32, in der im voraus die Beziehung zwischen der Partikelbestrahlung der Modellprobe und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz derselben sowie eine kritische Bestrahlung, die dem kritischen Bestrahlungsversprödungsprozentsatz entspricht, bei dem die Modellprobe bricht, gespeichert sind, sowie eine dritte Speichereinrichtung 33, in der im voraus die Beziehung zwischen der Partikelbestrahlung der wirklichen Probe mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie die Modellprobe und der Partikelbestrahlungsausdruck der wirklichen Probe gespeichert sind.
Die im Speicher 3 gespeicherten Inhalte werden in Verbindung mit den Fig. 3(a) bis 3(c) erläutert. Diese Figuren sind Graphen, die die gespeicherten Inhalte des Speichers 3 zeigen. In Fig. 3(a), die den Inhalt der ersten Speichereinrichtung 31 zeigt, stellt die Ordinatenachse die Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes dar, während die Abszissenachse den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz darstellt. Die auf der Ordinatenachse aufgetragene "Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes" bedeutet z. B. die Veränderung der Härte oder die Erhöhung der 0,2%-Streckgrenze vor und nach der Bestrahlung mit Partikeln wie z. B. Ionen oder Neutronen. Der auf der Abszisse aufgetragene Ausdruck "Strahlungsversprödungsprozentsatz" wird ungeachtet der Tatsache verwendet, ob der Bruch tatsächlich ein Versprödungsbruch oder eher ein Verformungsbruch der Probe ist. Der Ausdruck bezeichnet das Verhältnis zwischen Bruchdehnungen vor und nach der Partikelbestrahlung (Bruchdehnung nach der Partikelbestrahlung / Bruchdehnung vor der Partikelbestrahlung).
In Fig. 3(b), die den Inhalt der zweiten Speichereinrichtung 32 zeigt, stellt die Ordinatenachse die Partikelbestrahlung der Modellprobe dar, während die Abszissenachse den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz darstellt. Außerdem bezeichnet der in der Figur gezeigte "kritische Bestrahlungsversprödungsprozentsatz" den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz, bei dem die Modellprobe bricht, während die Partikelbestrahlung, die dem kritischen Bestrahlungsversprödungsprozentsatz entspricht, als "kritische Partikelbestrahlung" bezeichnet wird.
In Fig. 3(c), die den Inhalt der dritten Speichereinrichtung 33 zeigt, stellt die Ordinatenachse die Partikelbestrahlung der wirklichen Probe dar, während die Abszissenachse den Partikelbestrahlungsausdruck darstellt. Hierbei bezeichnet ein "kritischer Partikelbestrahlungsausdruck" den Partikelbestrahlungsausdruck, der der kritischen Partikelbestrahlung entspricht.
Die obenerwähnten Inhalte in den Fig. 3(a) bis 3(c) können auf der CRT 4 oder einer ähnlichen Ausgabeeinrichtung gut angezeigt werden, wenn sich die Gelegenheit bietet.
Die aus einer CPU bestehende arithmetische Einheit 2 umfaßt eine erste Recheneinrichtung 21 zum Bewerten des Bestrahlungsversprödungsprozentsatzes, der der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der mit Partikeln bestrahlten wirklichen Probe entspricht, anhand des in der ersten Speichereinrichtung 31 gespeicherten Inhalts; eine zweite Speichereinrichtung 22 zum Bewerten der Partikelbestrahlung der wirklichen Probe, die dem von der ersten Recheneinrichtung 21 bewerteten Bestrahlungsversprödungsprozentsatz entspricht, anhand des in der zweiten Speichereinrichtung 32 gespeicherten Inhalts; eine dritte Recheneinrichtung 23 zum Bewerten des Partikelbestrahlungsausdrucks der wirklichen Probe, der der von der zweiten Recheneinrichtung 22 bewerteten Partikelbestrahlung derselben entspricht, anhand des in der dritten Speichereinrichtung 33 gespeicherten Inhalts; und eine vierte Recheneinrichtung 24 zum Bewerten des kritischen Bestrahlungsausdrucks, der der in der zweiten Speichereinrichtung 32 gespeicherten kritischen Bestrahlung entspricht, anhand des in der dritten Speichereinrichtung 33 gespeicherten Inhalts und zum Vergleichen des bewerteten kritischen Bestrahlungsausdrucks und des obenerwähnten Partikelbestrahlungsausdrucks, um die Differenz und/oder das Verhältnis zwischen diesen beiden Ausdrücken zu berechnen.
Im folgenden wird das Verfahren zum Schätzen der Restnutzungsdauer des Materials unter Verwendung der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung 100 beschrieben. Wenn ein Material mit Partikeln wie z. B. Neutronen bestrahlt wird, unterliegt es im allgemeinen Veränderungen der Härte, der Festigkeit und der Längung. Gleichzeitig mit solchen Veränderungen der Eigenschaften wird das Material aufgrund der Bestrahlung spröde. Um die Restnutzungsdauer des Materials zu schätzen, wird für das mit Partikeln wie z. B. Neutronen bestrahlte Material die Beziehung zwischen der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der Härte, der Festigkeit oder dergleichen und der Prozentsatz der Bestrahlungsversprödung erhalten. Ferner werden die Beziehung zwischen dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz und der Partikelbestrahlung und die Beziehung zwischen dem Partikelbestrahlungsausdruck und der Partikelbestrahlung erhalten. Außerdem ist das Verfahren so beschaffen, daß es den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz aus der Veränderung der mechanischen Eigenschaft wie z. B. der Härte oder der Festigkeit berechnet, um somit die Restnutzungsdauer zu schätzen.
Dieses Verfahren wird im folgenden unter Verwendung des in Fig. 2 gezeigten Flußdiagramms erläutert. Zuerst wird die Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der mit den Partikeln bestrahlten wirklichen Probe eingegeben (Schritt 41). Anschließend wird der Bestrahlungsversprödungsprozentsatz, der der Änderung des mechanischen Eigenschaftswertes der wirklichen Probe entspricht, aus der in der ersten Speichereinrichtung gespeicherten Beziehung zwischen der Veränderung des mechanischen Festigkeitswertes und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz der Modellprobe, die im wesentlichen die gleiche Zusammensetzung wie die wirkliche Probe besitzt und mit den Partikeln mit vorgegebenen Dosis bestrahlt wird, berechnet (Schritt 42). Der Bestrahlungsversprödungsprozentsatz bezieht sich auf die Wahrscheinlichkeit von Brüchen. Im nächsten Schritt wird die Partikelbestrahlung der wirklichen Probe, die dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz derselben entspricht, anhand der Beziehung zwischen der Partikelbestrahlung der Modellprobe und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz derselben bewertet, wobei diese Beziehung zusammen mit der kritischen Bestrahlung, die dem kritischen Bestrahlungsversprödungsprozentsatz entspricht, bei dem die Modellprobe bricht, im voraus in der zweiten Speichereinrichtung gespeichert worden ist (Schritt 43). Unter der Bedingung, daß die Partikelbestrahlung der wirklichen Probe gleich der kritischen Bestrahlung ist oder darüber liegt (Schritt 44), wird als nächstes eine Ausgabe erzeugt, die dies und z. B. die Notwendigkeit der Ersetzung des Materials anzeigt (Schritt 45). Wenn andererseits die Partikelbestrahlung der wirklichen Probe unterhalb der kritischen Bestrahlung liegt (Schritt 44), wird der Partikelbestrahlungsausdruck, der der Partikelbestrahlung der der Partikelstrahlung ausgesetzten wirklichen Probe entspricht, anhand der im voraus in der dritten Speichereinrichtung gespeicherten Beziehung zwischen der Partikelbestrahlung der wirklichen Probe und dem Partikelbestrahlungsausdruck derselben bewertet (Schritt 46). Als nächstes wird die Differenz und/oder das Verhältnis zwischen dem bewerteten Partikelbestrahlungsausdruck und dem kritischen Partikelbestrahlungsausdruck, der der kritischen Bestrahlung entspricht, bewertet (Schritt 47), wobei die Restnutzungsdauer an die CRT oder dergleichen ausgegebenen wird (Schritt 48).
Da die obenerwähnte Verarbeitung unter Verwendung der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung 100 gemäß dieser Ausführungsform ausgeführt wird, kann eine Bedienungsperson die Restnutzungsdauer einer Struktur, die aus dem gleichen Material gefertigt ist wie die wirkliche Probe, lediglich durch Eingeben der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der wirklichen Probe über die Eingabeeinrichtung 1 in diese Vorrichtung 100 erfahren. Der Ausdruck "Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes" bezeichnet z. B. die Differenz oder das Verhältnis zwischen den Werten der 0,2%-Streckgrenze, der Härte, der Bruchdehnung oder des Zugspannungslängungsprozentsatzes vor und nach der Partikelbestrahlung. Alternativ kann statt der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes ebenso die Veränderung eines elektrischen Eigenschaftswertes wie z. B. die Differenz zwischen den Werten des elektrischen Widerstandes oder des Wirbelstromes vor und nach der Bestrahlung eingegeben werden.

(Ausführungsform 3)

Im folgenden wird mit Bezug auf die Fig. 4, 5, 6(a) bis 6(d), 7, 8, 9, 10, 11, 12 und 13 die dritte Ausführungsform der vorliegenden Erfindung beschrieben.
Diese Ausführungsform betrifft die Schätzung der Restnutzungsdauer eines Materials, das unter Neutronenbestrahlung in einem Kernreaktor Spannungskorrosionsrisse entwickelt. Wenn innerhalb eines Metalls Neutronen mit Atomen zusammenstoßen, werden durch den Kaskadenprozeß eine große Zahl von Bestrahlungsdefekten (Punktdefekten) erzeugt. Die Defekte werden in einer kurzen Zeitspanne von ungefähr 10&supmin;³ s in Kaskaden ausgelöscht, bis deren Anzahl einen bestimmten Wert erreicht. Die Punktdefekte, die bis dahin innerhalb der Kaskaden überlebt haben, wandern über weite Strecken und erzeugen Sekundärdefekte wie z. B. Verschiebungen und Fehlstellen, die den Widerstand der Bewegungen der Verschiebungen erhöhen, wodurch eine Versprödung und Härtung eintritt.
Andererseits treten die im Material durch Bestrahlung erzeugten Zwischengitteratome und Zwischengitterstellen etc. mit Fremdatomen in Wechselwirkung, so daß Entmischungserscheinungen der chemischen Bestandteile wie z. B. P, Si, Cr, Ni und Mn auftreten. Somit wird die Anfälligkeit des Materials gegenüber Spannungskorrosionsrißbildung nachteilig beeinflußt.
Wenn auf diese Weise das Material, insbesondere das Metallmaterial, mit Neutronen bestrahlt wird, unterliegt es einer Veränderung der Anfälligkeit gegenüber Spannungskorrosionsrißbildung, die den Veränderungen der mechanischen Eigenschaften wie z. B. der Bestrahlungsversprödung und Härtung entspricht. Wenn somit eine Beziehung zwischen beiden Arten der Veränderung festgestellt wird, kann eine Spannungskorrosionsrißbildungseigenschaft aus der Veränderung der Härte, der Festigkeit, der Längung oder dergleichen bestimmt werden.
Eine Modellprobe mit der gleichen Zusammensetzung wie der rostfreie Austenitstahl, der im Kernreaktor verwendet wird, wurde mit Neutronen bestrahlt, wobei deren Beziehung zwischen der Spannungskorrosionsrißbildungseigenschaft und dem Prozentsatz der Bruchdehnung (Längung bei der das Material bricht) in heißem Wasser (288 ºC, 85 Bar und 32 ppmDO) mit einem Zugspannungsversuch mit niedriger Spannungssteigerungsrate (ca. 10&supmin;&sup7; s&supmin;¹) untersucht worden ist. Als Ergebnis wurde der in Fig. 12 gezeigte Graph erhalten. Bei der vorliegenden Ausführungsform wird ein Bruch verursacht, wobei das zu prüfende Material den möglichen Bruch einschließlich eines Versprödungsbruches und eines Verformungsbruches erleidet, was zu einem Abreißen führt. Der Graph der Fig. 12 zeigt für den der Neutronenstrahlung ausgesetzten rostfreien Austenitstahl die Beziehung zwischen der Bestrahlungsversprödung, die aus dem Verhältnis der Bruchdehnung vor und nach der Bestrahlung (Bruchdehnung nach der Bestrahlung / Bruchdehnung vor der Bestrahlung) erhalten worden ist, und dem Bruchprozentsatz der interkristallinen Spannungskorrosionsrißbildung. Bei diesem Graphen stellt die Abszisse das Verhältnis zwischen den Bruchdehnungen vor und nach der Bestrahlung dar, während die Ordinatenachse den Bruchprozentsatz der interkristallinen Spannungskorrosionsrißbildung darstellt. Der Ausdruck "Bestrahlungsversprödung" wird hierbei ungeachtet der Tatsache verwendet, ob der Bruch ein Versprödungsbruch oder ein Verformungsbruch ist. Außerdem bezeichnen die kreisförmigen Markierungen die Ergebnisse für ein Material des Typs SUS304, während die dreieckigen Markierungen die Ergebnisse für ein Material des Typs SUS316 zeigen.
Wie in Fig. 12 gezeigt, nimmt der Bruchprozentsatz der interkristallinen Spannungskorrosionsrißbildung mit abnehmender Bruchdehnung des Materials aufgrund der Neutronenbestrahlung zu. Dementsprechend wird angenommen, daß dann, wenn der Bestrahlungsversprödungsprozentsatz des Materials groß ist, auch die Spannungskorrosionsrißbildungsbeständigkeit desselben herabgesetzt wird. Außerdem wird aus dem Graph deutlich, daß dann, wenn das Verhältnis zwischen den Bruchdehnungen vor und nach der Neutronenbestrahlung ca. 60 % oder mehr beträgt, die interkristalline Spannungskorrosionsrißbildung nicht stattfindet. Dies offenbart die Existenz eines Grenzwertes des Bestrahlungsversprödungsprozentsatzes, bei dem die interkristalline Spannungskorrosionsrißbildung nicht auftritt. Unter Berücksichtigung solcher Testergebnisse wurde außerdem keine Diskrepanz zwischen dem Test auf der Grundlage der Neutronenbestrahlung innerhalb des Kernreaktors und einem Test auf der Grundlage einer Neutronenbestrahlung mittels eines Ionenbeschleunigers, der in Verbindung mit Fig. 11 später erläutert wird, beobachtet. Folglich ist klar, daß das Material im Kernreaktor mittels eines Experiments unter Verwendung eines Zyklotrons geschätzt werden kann. Die Modellprobe besaß die Form eines Stahlbleches, das ungefähr 3 mm breit, ungefähr 15 mm lang und ungefähr 0,3 mm dick war.
Bei dieser Ausführungsform wird die wirkliche Probe zu Betriebsbeginn des Reaktors im Kernreaktor montiert. Die Montageposition der wirklichen Probe im Kernreaktor wird im folgenden mit Bezug auf die Fig. 7 und 8 erläutert. Fig. 7 ist eine Schnittansicht, die eine Neutronenüberwachungsröhre zeigt, in die die wirkliche Probe eingesetzt ist. Fig. 8 ist ein Graph, der die Intensitätsverteilung der Neutronenbestrahlung in Axialrichtung der Neutronenüberwachungsröhre zeigt, wobei die Ordinate die Länge dieser Neutronenüberwachungsröhre darstellt (Gesamtlänge ungefähr 4 m), während die Abszisse die Intensitäten der Neutronenbestrahlung darstellt.
Die wirkliche Probe wird wie in Fig. 7 gezeigt in die Neutronenüberwachungsröhre 170 eingesetzt. Die Neutronenüberwachungsröhre 170 besitzt Flußüberwachungseinrichtungen 171 zum Messen des Neutronenflusses, Abstandselemente 172, eine Einsetzposition 173 zum Einsetzen einer Spannungsprüfstückbaueinheit sowie eine Einsetzposition 174 zum Einsetzen einer Härteprüfstückbaueinheit. Da die Wanddicke der Neutronenüberwachungsröhre 170 ungefähr 1,5 mm beträgt und ausreichend kleiner ist als ungefähr 10 cm, was die Metalldurchdringungsleistung der Neutronenstrahlung ist, besteht zwischen der Neutronenbestrahlung innerhalb der Überwachungsröhre und der direkten Bestrahlung nahezu kein Unterschied. Die beiden Prüfstücke in den Positionen 173 und 174 werden in eine Prüfstückeinsetzzone 180 mit den in Fig. 8 gezeigten Neutronenbestrahlungsintensitäten eingesetzt.
Im folgenden wird mit Bezug auf Fig. 4 eine Restnutzungsdauerschätzvorrichtung gemäß dieser Ausführungsform beschrieben. Diese Figur ist ein Blockschaltbild der Schätzvorrichtung dieser Ausführungsform. Wie in Fig. 4 gezeigt, umfaßt die Restnutzungsdauerschätzvorrichtung 200 eine Eingabevorrichtung wie z. B. eine Tastatur 1, über die eine Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes des wirklichen Probestückes durch die Bestrahlung mit Neutronen im Kernreaktor eingegeben wird, einen Speicher 70, in dem im voraus vorgegebene Informationen gespeichert sind, eine arithmetische Einheit 60, die aus einer CPU besteht, die vorgegebene Berechnungen gemäß den in einem nicht gezeigten Speicher gespeicherten Programmen ausführt, sowie eine Ausgabevorrichtung wie z. B. eine CRT 4, die die Restnutzungsdauer des Materials anzeigt.
Der Speicher 70 umfaßt eine erste Speichereinrichtung 71, in der im voraus die Beziehung zwischen der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes einer mit einer vorgegebenen Dosis mit Ionen bestrahlten Modellprobe und dem Prozentsatz der Bestrahlungsversprödung, die den Grad der Versprödung der Modellprobe anzeigt, gespeichert ist, eine zweite Speichereinrichtung 72, in der im voraus die Beziehung zwischen der Anfälligkeit der Modellprobe gegenüber Spannungskorrosionsrißbildung und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz der Modellprobe gespeichert ist, eine dritte Speichereinrichtung 73, in der im voraus die Beziehung zwischen dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz und der Neutronenbestrahlung der Modellprobe, in die die Ionenbestrahlung derselben umgerechnet wird, gespeichert ist, sowie eine vierte Speichereinrichtung 74, in der im voraus die Beziehung zwischen der Neutronenbestrahlung und der Betriebsdauer des Kernreaktors, dessen Baumaterial dem der wirklichen Probe entspricht, die im wesentlichen die gleiche Zusammensetzung hat wie die Modellprobe, gespeichert ist.
Als nächstes werden in Verbindung mit den Fig. 6(a) bis 6(d), die Graphen sind, die die Inhalte der im voraus gespeicherten Daten erläutern, die Inhalte der entsprechenden Speichereinrichtungen erklärt. Im Graphen der Fig. 6(a), der den Inhalt der ersten Speichereinrichtung 71 zeigt, stellt die Ordinate die Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes dar, während die Abszisse den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz darstellt. Die auf der Ordinate aufgetragene "Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes" soll z. B. die Veränderung der Härte vor und nach der Ionenbestrahlung oder die Erhöhung der 0,2-%-Streckgrenze nach der Ionenbestrahlung darstellen. Der auf der Abszisse aufgetragene "Bestrahlungsversprödungsprozentsatz" soll das Verhältnis zwischen den Bruchdehnungen vor und nach der Ionenbestrahlung darstellen (Bruchdehnung nach der Ionenbestrahlung / Bruchdehnung vor der Ionenbestrahlung).
Wirkliche Meßbeispiele, die solche Veränderungen betreffen, sind in den Fig. 9 und 10 dargestellt. Fig. 9 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen der Veränderung der Härte und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz der mit Ionen bestrahlten Modellprobe zeigt, wobei die Ordinate den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz darstellt, während die Abszisse die Veränderung der Härte darstellt. Fig. 10 ist ein Graph, der die Beziehung zwischen der Erhöhung der 0,2-%-Streckgrenze und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz der mit Ionen bestrahlten Modellprobe zeigt, wobei die Ordinate den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz darstellt, während die Abszisse die Erhöhung der 0,2-%-Streckgrenze darstellt. Aus den Fig. 9 und 10 wird klar, daß der Bestrahlungsversprödungsprozentsatz sowie die Bruchdehnung abnehmen und die Modellprobe spröder wird, wenn die Veränderung der Härte oder der Festigkeit zunimmt. Fig. 13 ist ein Graph, der für den rostfreien Austenitstahl, der mit Neutronen bestrahlt wird, die Beziehung zwischen dem Verhältnis der Bruchdehnungen vor und nach der Bestrahlung (dem Prozentsatz der Bestrahlungsversprödung) und der Erhöhung der Härte zeigt. Bei diesem Graphen stellt die Abszisse das Verhältnis zwischen den Bruchdehnungen vor und nach der Bestrahlung dar, während die Ordinate die Erhöhung der Härte darstellt. Außerdem zeigen kreisförmige Markierungen die Ergebnisse für das Material des Typs SUS304, während dreieckige Markierungen die Ergebnisse für das Material des Typs SUS316 zeigen. Diese Ergebnisse sind den in Fig. 9 gezeigten Ergebnissen ähnlich.
Im Graph der Fig. 6(b), der den Inhalt der zweiten Speichereinrichtung 72 zeigt, stellt die Ordinate die Anfälligkeit der ionenbestrahlten Modellprobe gegenüber Spannungskorrosionsrißbildung dar, während die Abszisse den Prozentsatz der Bestrahlungsversprödung darstellt. Die auf der Ordinate angetragene "Anfälligkeit gegenüber Spannungskorrosionsrißbildung" bezeichnet das Verhältnis zwischen dem Bruchprozentsatz der interkristallinen Spannungskorrosionsrißbildung vor und nach der Bestrahlung. Außerdem bezeichnet ein in der Figur gezeigter Ausdruck "kritischer Bestrahlungsversprödungsprozentsatz" den Bestrahlungsversprödungsprozentsatz, bei dem der Bruch der interkristallinen Spannungs korrosionsrißbildung beobachtbar wird. Normalerweise entspricht dieser dem Strahlungversprödungprozentsatz, bei dem die Wahrscheinlichkeit der Spannungskorrosionsrißbildung ansteigt.
Ein wirkliches Meßbeispiel, das sich auf die Rißbildung bezieht, ist in Fig. 11 dargestellt. Diese Figur ist ein Graph, der die Beziehung zwischen dem Prozentsatz der Bestrahlungsversprödung und dem Bruchprozentsatz der interkristallinen Spannungs korrosionsrißbildung (IGSCC) zeigt. Der Bruchprozentsatz der IGSCC wurde erhalten, indem die Modellprobe nach deren Bruch mit einem Elektronenmikroskop untersucht wurde. Im Graphen der Fig. 6(c), der den Inhalt der dritten Speichereinrichtung 73 zeigt, stellt die Ordinate die Neutronenbestrahlung der Modellprobe entsprechend der Ionenbestrahlung derselben dar, während die Abszisse den Prozentsatz der Bestrahlungsversprödung darstellt. Der Bestrahlungsversprödungsprozentsatz ist eine vereinheitlichte Variable, die den Prozentsatz der Versprödung beschreibt, der der Partikelbestrahlung zugeschrieben werden kann, wobei die Ionenbestrahlung, die zu einem vorgegebenen Wert des Versprödungprozentsatzes führt, in die Neutronenbestrahlung umgerechnet werden kann. Die Ergebnisse solcher Umrechnungen sind in Fig. 6(c) graphisch dargestellt. Das Verfahren der Umrechnung wird ausgedrückt durch 1 dpa = 1 10²¹ n/cm². Hierbei bezeichnet die Einheit dpa die Anzahl der Zielatome, die als Tochteratome pro Atom der Anfangskorpuskularstrahlung emittiert werden. Außerdem bezeichnet ein Ausdruck "kritische Neutronenbestrahlung" die Neutronenbestrahlung, die dem in Fig. 6(b) gezeigten kritischen Bestrahlungsversprödungsprozentsatz entspricht.
Im Graphen der Fig. 6(d), der den Inhalt der vierten Speichereinrichtung 74 zeigt, stellt die Ordinate die Neutronenbestrahlung der in den Kernreaktor eingesetzten wirklichen Probe dar, während die Abszisse die Betriebsdauer des Kernreaktors darstellt. Hierbei bezeichnet ein Ausdruck "kritischer Reaktorbetriebsausdruck" den Reaktorbetriebsausdruck, der der kritischen Neutronenbestrahlung entspricht.
Die obenerwähnten Inhalte der Fig. 6(a) bis 6(d) können auf der Ausgabevorrichtung wie z. B. der CRT 4 gut angezeigt werden, wenn sich die Gelegenheit bietet.
Im folgenden wird die arithmetische Einheit 60 in Fig. 4 erläutert. Die arithmetische Einheit 60 umfaßt eine erste Recheneinrichtung 61 zum Bewerten des Bestrahlungsversprödungsprozentsatzes, der der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der wirklichen Probe entspricht, anhand des in der ersten Speichereinrichtung 71 gespeicherten Inhaltes; eine zweite Recheneinrichtung 62 zum Bewerten der Neutronenbestrahlung der wirklichen Probe, die dem von der ersten Recheneinrichtung 61 bewerteten Bestrahlungsversprödungsprozentsatzes entspricht, anhand des in der dritten Speichereinrichtung 73 gespeicherten Inhalts; eine dritte Recheneinrichtung 73 zum Bewerten des Reaktorbetriebsausdrucks, der der von der zweiten Recheneinrichtung 62 bewerteten Neutronenbestrahlung entspricht, anhand des in der vierten speichereinrichtung 74 gespeicherten Inhalts; eine vierte Recheneinrichtung 64 zum Bewerten der kritischen Neutronenbestrahlung der wirklichen Probe, die dem kritischen Bestrahlungsversprödungsprozentsatz entspricht, bei dem die Spannungskorrosionsrißbildung auftritt, und die in der zweiten Speichereinrichtung 72 gespeichert ist, anhand des in der dritten Speichereinrichtung 73 gespeicherten Inhalts; sowie eine fünfte Recheneinrichtung 65 zum Bewerten des kritischen Reaktorbetriebsausdrucks, der der von der vierten Recheneinrichtung 64 bewerteten kritischen Neutronenbestrahlung entspricht, anhand des in der vierten Speichereinrichtung 74 gespeicherten Inhalts und zum Vergleichen des kritischen Reaktorbetriebsausdrucks mit dem Reaktorbetriebsausdruck, um in Abhängigkeit von der Differenz zwischen diesen beiden Ausdrücken die Restnutzungsdauer zu berechnen.
Im folgenden wird ein Verfahren zum Schätzen der Restnutzungsdauer des Materials unter Verwendung der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung 200 beschrieben. Hierbei wird auf ein in Fig. 5 gezeigtes Flußdiagramm Bezug genommen. Das Flußdiagramm der Fig. 5 zeigt das Restnutzungsdauerschätzverfahren gemäß dieser Ausführungsforn. Zuerst wird die Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der wirklichen Probe, die im Kernreaktor mit Neutronen bestrahlt wird, eingegeben (Schritt 81). Anschließend wird der Bestrahlungsversprödungsprozentsatz, der der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der wirklichen Probe entspricht, anhand der im voraus in der ersten Speichereinrichtung 71 gespeicherten Beziehung zwischen der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes der Modellprobe, die im wesentlichen die gleiche Zusammensetzung besitzt wie die wirkliche Probe und mit Ionen einer vorgegebenen Dosis bestrahlt wird, und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz der Modellprobe berechnet (Schritt 82). Im nächsten Schritt wird die Neutronenbestrahlung der Modellprobe, die der Ionenbestrahlung derselben entspricht, anhand der im voraus in der dritten Speichereinrichtung 73 gespeicherten Beziehung zwischen der aus der Ionenbestrahlung berechneten Neutronenbestrahlung und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz bewertet (Schritt 83). Dann wird die Neutronenbestrahlung der wirklichen Probe, die dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz derselben entspricht, anhand des in der zweiten Speichereinrichtung 72 im voraus gespeicherten Inhalts und der Beziehung zwischen der Ionenbestrahlung und dem Bestrahlungsversprödungsprozentsatz der Probe zusammen mit der kritischen Ionenbestrahlung, die dem kritischen Bestrahlungsversprödungsprozentsatz entspricht, bei dem der Bruch der interkristallinen Spannungskorrosionsrißbildung in der Modellprobe beobachtbar wird, bewertet (Schritt 84). Unter der Bedingung, daß die Neutronenbestrahlung der wirklichen Probe gleich der kritischen Neutronenbestrahlung ist oder darüberliegt (Schritt 85), wird eine entsprechende Ausgabe erzeugt (Schritt 86). Wenn andererseits die Neutronenbestrahlung der wirklichen Probe unterhalb der kritischen Neutronenbestrahlung liegt (Schritt 85), wird der Neutronenbestrahlungsausdruck der wirklichen Probe, der der Neutronenbestrahlung derselben entspricht, anhand der im voraus in der vierten Speichereinrichtung 74 gespeicherten Beziehung zwischen der Neutronenbestrahlung der wirklichen Probe und dem Neutronenbestrahlungsausdruck derselben bewertet (Schritt 87). Ferner werden die Differenz und/oder das Verhältnis zwischen dem Neutronenbestrahlungsausdruck und dem kritischen Neutronenbestrahlungsausdruck, der der kritischen Neutronenbestrahlung entspricht, bewertet (Schritt 88), wobei die Restnutzungsdauer angezeigt wird (Schritt 89).
Da die obenerwähnte Verarbeitung unter Verwendung der Restnutzungsdauerschätzvorrichtung 200 gemäß dieser Ausführungsform ausgeführt wird, kann eine Bedienungsperson die Nutzungsdauer eines Reaktormaterials, das bei hohen Temperaturen einer Neutronenstrahlung ausgesetzt ist, hinsichtlich der Spannungskorrosionsrißbildung schätzen, indem lediglich die Veränderung der Härte, der Festigkeit oder eines ähnlichen mechanischen Eigenschaftswertes der wirklichen Probe, die das im Kernreaktor mit Neutronen bestrahlte Metallprüfstück ist, gemessen wird. Dies ist für die Vorsorgesicherheit eines Kernkraftwerkes sehr effektiv. Der Ausdruck "Änderung des mechanischen Eigenschaftswertes" soll z. B. die Differenz oder das Verhältnis zwischen den Werten der 0,2-% -Streckgrenze, der Härte, der Bruchdehnung oder des Zugspannungslängungsprozentsatzes vor und nach der Partikelbestrahlung darstellen. Alternativ können statt der Veränderung des mechanischen Eigenschaftswertes Veränderungen eines elektrischen Eigenschaftswertes wie z. B. die Differenz zwischen den Werten des elektrischen Widerstandes oder des Wirbelstromes vor und nach der Bestrahlung eingegeben werden.
Im folgenden wird ein Fall der Anwendung der Technik der zweiten Ausführungsform auf die Restnutzungsdauerschätzung eines in Betrieb befindlichen Kernreaktors erläutert. Es wird der Versprödungsprozentsatz eines bisher verwendeten Reaktorelements bewertet. Zu diesem Zweck wird z. B. das verwendete Element des in Betrieb befindlichen Reaktors als Prüfmaterialstück verwendet. Der Versprödungsprozentsatz, der dem bewerteten Versprödungsprozentsatz entspricht, ist für die wirkliche Probe durch die Kombination der Kaltbearbeitung und des Anlassens gegeben. Die so vorbereitete wirkliche Probe wird in den in Betrieb befindlichen Reaktor eingesetzt und für die Vorhersage der Restnutzungsdauer verwendet. Die mechanische Eigenschaft in Form einer physikalischen Größe wie z. B. einer Härte der in dem in Betrieb befindlichen Reaktor angeordneten wirklichen Probe wird gemessen, indem z. B. Ultraschallwellen verwendet werden. Genauer wird eine Ultraschallwelle zu der in dem in Betrieb befindlichen Reaktor angeordneten wirklichen Probe gesendet, wobei die von der Probe reflektierte Welle empfangen wird, um die Härte der Probe auf der Grundlage der Eigenschaften der reflektierten Welle zu bestimmen. Bei dieser Messung kann die Härte ohne Entfernen der Probe aus dem Reaktor und ohne Zerstörung der Probe gemessen werden.
Jede der vorangegangenen zweiten und dritten Ausführungsformen ist als Konstruktion beschrieben worden, bei der der Benutzer die gemessenen Ergebnisse über die Tastatur 1 eingibt. Sie sind jedoch nicht auf diese Konstruktion beschränkt, vielmehr können die gemessenen Ergebnisse von der Modellprobe der Meßeinrichtung 14 selbstverständlich auch auf die gleiche Weise wie in der ersten Ausführungsform direkt eingegeben werden.
Die vorliegende Erfindung ist nicht nur auf rostfreien Austenitstahl anwendbar, sondern ebenso auf Nickellegierungen, die die Materialien von Federn und Bolzen sind, auf Zirkoniumlegierungen, die die Materialien von Kraftstoffplattierungsröhren sind, usw.
Die vorliegende Erfindung hat ferner die Wirkung, daß die Restnutzungsdauer eines Materials, das unter Bestrahlung mit Partikeln spröde wird, anhand einer physikalischen Größe beurteilt werden kann, die in Form von z. B. einer Nachgiebigkeit, einer Härte oder einer Festigkeit erhalten wird, die einfach gemessen werden kann.

Claims

1. Verfahren zum Schätzen einer Restnutzungsdauer eines Gegenstandes, der in einer Umgebung angeordnet ist, die einer Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, und aus einem Material hergestellt ist, das sich in seinen mechanischen Eigenschaften verschlechtert, wenn es der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, mit:

einem ersten Schritt, in dem ein Material, das im wesentlichen die gleiche Zusammensetzung wie das Material des Gegenstandes besitzt, der Hochenergiestrahlung unter mehreren Bestrahlungsbedingungen ausgesetzt wird, um mehrere Modellproben vorzubereiten, und physikalische Größen der jeweiligen Modellproben, die die mechanischen Eigenschaften des Materials der jeweiligen Modellproben angeben, in Abhängigkeit von den Bestrahlungszeiten der jeweiligen Modellproben erhalten werden, um eine Beziehung zwischen einer Bestrahlungszeit und einer physikalischen Größe für den Gegenstand zu erhalten;

einem zweiten Schritt zum Erhalten einer kritischen Bestrahlungszeitdauer, die im Material des Gegenstandes einen möglichen Bruch verursacht, aus der im ersten Schritt erhaltenen Beziehung;

einem dritten Schritt des Anordnens einer wirklichen Probe eines Materials mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie die Modellproben in der Umgebung, in der der Gegenstand angeordnet und der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist;

einem vierten Schritt des Messens einer physikalischen Größe der wirklichen Probe, nachdem sie der Hochenergiestrahlung ausgesetzt worden ist;

einem fünften Schritt des Erhaltens einer Bestrahlungszeit, die der im vierten Schritt erhaltenen physikalischen Größe der wirklichen Probe entspricht, auf der Grundlage der Beziehung zwischen der physikalischen Größe und der Bestrahlungszeit, die im ersten Schritt erhalten wurde, um die auf diese Weise erhaltene Bestrahlungszeit als wirkliche Bestrahlungszeit des Gegenstandes anzunehmen; und

einem sechsten Schritt des Erhaltens einer Differenz zwischen der im zweiten Schritt erhaltenen kritischen Bestrahlungszeit und der im fünften Schritt erhaltenen wirklichen Bestrahlungszeit.

2. Verfahren nach Anspruch 1, in dem der erste Schritt einen ersten-ersten Schritt des Erhaltens einer Beziehung zwischen den physikalischen Größen der Modellproben und den darauf ausgeübten Bestrahlungsdosen sowie einen ersten-zweiten Schritt des Erhaltens einer Beziehung zwischen den Bestrahlungsdosen und den Bestrahlungszeiten, die den jeweiligen Bestrahlungsdosen für den Gegenstand entsprechen, enthält; und

der zweite Schritt einen zweiten-ersten Schritt des Erhaltens eines kritischen Wertes der physikalischen Größen, der einen möglichen Bruch im Material hervorruft, aus der im ersten-ersten Schritt erhaltenen Beziehung und einer kritischen Bestrahlungsdosis, die dem kritischen Wert der physikalischen Größe entspricht, sowie einen zweiten-zweiten Schritt des Erhaltens einer kritischen Bestrahlungszeit für den Gegenstand, die der kritischen Bestrahlungsdosis entspricht, aus der Beziehung zwischen den Bestrahlungsdosen und den Bestrahlungszeiten, die im ersten-zweiten Schritt erhalten wurden, enthält.

3. Verfahren nach Anspruch 2, in dem der kritische Wert der physikalischen Größe im Form eines kritischen Versprödungswertes erhalten wird.

4. Verfahren nach Anspruch 1, in dem das Material Ferromaterial ist.

5. Verfahren nach Anspruch 1 , in dem der Gegenstand eine Innenstruktur eines Kernreaktors ist.

6. Verfahren nach Anspruch 1, in dem die physikalischen Größen einen Bestrahlungsversprödungsprozentsatz eines Ferromaterials als wesentlichen Parameter enthalten.

7. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 6, in dem eine Probe entweder als Modellprobe oder als wirkliche Probe verwendet werden kann.

8. Verfahren nach irgendeinem der Ansorüche 1 bis 1, in dem im vierten Schritt eine physikalische Größe der wirklichen Probe nach der Bestrahlung mit der Hochenergiestrahlung hereingenommen wird.

9. Verfahren nach irgendeinem der Ansprüche 1 bis 8, in dem im dritten Schritt die wirkliche Probe und eine Einrichtung zum Messen einer physikalischen Größe der wirklichen Probe in der Umgebung angeordnet werden, in der der Gegenstand angeordnet und der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist.

10. Vorrichtung zum Schätzen einer Restnutzungsdauer eines Gegenstandes, der in einer Umgebung angeordnet ist, die einer Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, und aus einem Material hergestellt ist, das sich in seinen mechanischen Eigenschaften verschlechtert, wenn es der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, mit:

einer ersten Speichereinrichtung (112) zum Speichern einer Beziehung zwischen einer Bestrahlungszeit und einer physikalischen Größe für den Gegenstand, die durch Vorbereiten mehrerer Modellproben, die aus einem Material mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie das Material des Gegenstandes hergestellt sind und der Hochenergiestrahlung unter mehreren Bestrahlungsbedingungen ausgesetzt werden, sowie durch Erhalten physikalischer Größen der jeweiligen Modellproben, die die mechanischen Eigenschaften der jeweiligen Modellproben in Abhängigkeit von Bestrahlungszeiten der jeweiligen Modellproben angeben, erhalten worden ist;

einer ersten Recheneinrichtung zum Erhalten einer kritischen Bestrahlungszeitdauer, die im Material des Gegenstandes einen möglichen Bruch bewirkt, aus der in der ersten Speichereinrichtung gespeicherten Beziehung;

eine Hereinnahmeeinrichtung zum Hereinnehmen einer physikalischen Größe einer wirklichen Probe (11), die aus einem Material mit im wesentlichen der gleichen Zusammensetzung wie das Material der Modellproben hergestellt ist und in der Umgebung angeordnet ist, in der der Gegenstand angeordnet und der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist, wobei die physikalische Größe nach der Bestrahlung mit der Hochenergiestrahlung erhalten wird; und

einer Einrichtung zum Erhalten einer Bestrahlungszeit, die der durch die Hereinnahmeeinrichtung hereingenommenen physikalischen Größe der wirklichen Probe entspricht, auf der Grundlage der Beziehung zwischen der physikalischen Größe und der Bestrahlungszeit, die in der ersten Speichereinrichtung gespeichert ist, wobei die auf diese Weise erhaltene Bestrahlungszeit als wirkliche Bestrahlungszeit des Gegenstandes angesehen wird, und zum Erhalten einer Differenz zwischen der durch die erste Recheneinrichtung erhaltenen kritischen Bestrahlungszeit und der wirklichen Bestrahlungszeit des Gegenstandes.

11. Vorrichtung nach Anspruch 10, in der

die erste Speichereinrichtung eine erste-erste Speichereinrichtung zum Speichern einer Beziehung zwischen den physikalischen Größen der Modellproben und den darauf angewandten Bestrahlungsdosen sowie eine erste- zweite Speichereinrichtung enthält zum Speichern einer Beziehung zwischen Bestrahlungsdosen und Bestrahlungszeiten, die den jeweiligen Bestrahlungsdosen des Gegenstandes entsprechen; und

die zweite Speichereinrichtung eine zweite-erste Speichereinrichtung zum Speichern eines kritischen Wertes der physikalischen Größe, die einen instabilen Bruch im Material bewirkt, aus der in der ersten-ersten Speichereinrichtung gespeicherten Beziehung, und einer kritischen Bestrahlungsdosis, die dem kritischen Wert der physikalischen Größe entspricht, sowie eine zweite-zweite Speichereinrichtung enthält zum Speichern einer kritischen Bestrahlungszeit für den Gegenstand, die der kritischen Bestrahlungsdosis entspricht, aus der Beziehung zwischen den Bestrahlungsdosen und den Bestrahlungszeiten, die in der ersten-zweiten Speichereinrichtung gespeichert sind.

12. Vorrichtung nach Anspruch 11, in der der kritische Wert der physikalischen Größe in Form eines kritischen Versprödungswertes erhalten wird.

13. Vorrichtung nach Anspruch 10, in der das Material ein Ferromaterial ist.

14. Vorrichtung nach Anspruch 10, in der der Gegenstand eine Innenstruktur eines Reaktors ist.

15. Vorrichtung nach Anspruch 10, in der die physikalische Größe einen Strahlungsversprödungsprozentsatz eines Ferromaterials als wesentlichen Parameter enthält.

16. Vorrichtung nach Anspruch 10 oder 11, mit

der wirklichen Probe;

einer Ausgabeeinrichtung zum Ausgeben einer physikalischen Größe der wirklichen Probe, die eine mechanische Eigenschaft derselben angibt;

die Hereinnahmeeinrichtung, die die von der Ausgabeeinrichtung ausgegebene physikalische Größe nach der Bestrahlung mit der Hochenergiestrahlung hereinnimmt.

17. Vorrichtung nach Anspruch 16, in der die von der Ausgabeeinrichtung ausgegebene physikalische Größe eine auf die wirkliche Probe ausgeübte Beanspruchung ist.

18. Vorrichtung nach Anspruch 10 oder 11, in der die wirkliche Probe (11) eine Kerbe (11c) besitzt, die im voraus ausgebildet wird, bevor sie in der Umgebung angeordnet wird, die der Hochenergiestrahlung ausgesetzt ist.