JP2007333738A

JP2007333738A - 原子炉内における貴金属の堆積を監視する方法およびそのための堆積監視装置

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Publication number: JP2007333738A
Application number: JP2007148842A
Authority: JP
Inventors: Russell Seeman; ラッセル・シーマン; Thomas Alfred Caine; トーマス・アルフレッド・ケイン; Thanh Tu; ターン・トゥ
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 2006-06-16
Filing date: 2007-06-05
Publication date: 2007-12-27
Also published as: EP1867976A3; US8424395B2; TW200814093A; US7430902B2; MX2007007222A; EP1867976A2; US20070289368A1; US20080063134A1

Abstract

【課題】炉心シュラウド壁内の粒界応力腐食割れへの貴金属の堆積を監視する装置を提供する。
【解決手段】炉心シュラウド２０壁内の粒間応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）内への貴金属の堆積を監視する装置において、金属試料２００は、原子炉金属シュラウド壁の内部表面付近に配置する。試料は、原子炉内の水位より下に設置され、少なくとも１つの熱疲労割れを含む。試料は、所与の持続時間にわたり前記位置に維持され、試料が前記位置に維持されている間に、所与の量の貴金属が、原子炉水中に加えられる。次いで、試料が取り出される。割れ目堆積監視装置は頂部案内クランプと係留クランプとの間に配置された流れ調節器および頂部案内クランプと流れ調節器との間に連結された試料ホルダ１００を備える。
【選択図】図３

Description

本発明の（１つまたは複数の）例示的な実施形態は、一般に、原子炉の原子炉金属シュラウド壁内の粒界応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）内の貴金属の堆積を監視するための方法、および原子炉のための表面割れ目堆積監視装置に関する。

通常、原子炉の原子炉金属シュラウド壁の内部表面には、原子炉の動作中に形成される１つまたは複数のＩＧＳＣＣが形成および／または伝播しやすい。
米国特許第５，６００，９６１号米国特許第５，６０８，７６６号米国特許第５，６０２，８８８号米国特許第５，８１８，８９３号米国特許第５，８０５，６５３号米国特許第５，１３０，０８０号米国特許第５，１３０，０８１号米国特許第５，１３５，７０９号米国特許第５，１６４，１５２号

本発明の例示的な一実施形態は、原子炉の原子炉シュラウド壁内の粒間応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）内への貴金属の堆積を監視する方法を対象とする。この方法において、金属試料を、原子炉金属シュラウド壁の内部表面付近内の位置に配置することができる。試料は、原子炉内の水位より低く沈めることができ、少なくとも１つの熱疲労割れを含む。試料は、所与の持続時間にわたりその位置に維持され、試料がその位置に維持されている間に、所与の量の貴金属が原子炉水中に加えられる。次いで、試料が取り出される。本発明の別の例示的な実施形態は、原子炉のための表面割れ目堆積監視装置を対象とする。監視装置は、頂部案内クランプと係留クランプとの間に配置された流れ調節器、および頂部案内クランプと流れ調節器との間に連結された少なくとも１つの試料ホルダを備える。

本発明の例示的な実施形態は、詳細な説明を添付の図面／図と併せて読むことによってより明確に理解されるであろう。本明細書で提供される図面／図は、例示のみを目的とする。それらは、本発明の様々な実施形態の様々な非限定的な態様を例示する。その他の変形形態が可能となることがある。また、図／図面は、例示目的で提供され、それらは縮尺どおりに描かれないことがある。さらに、様々な図面／図は、本発明を実施するために定義上必要とされない、任意の機器を示すことがある。

本発明の以下の説明は、その様々な（１つまたは複数の）非限定的な例示的実施形態に関して行われる。以下の説明は、本発明を過度に限定または制限するものではない。本明細書で説明する（１つまたは複数の）例示的実施形態の変形は、本発明の範囲に包含される。

以上を鑑みて、原子炉金属シュラウド壁内でＩＧＳＣＣが形成され、かつ／または伝播する程度を、安全上の問題（たとえば、割れが深くなりすぎた場合、原子炉金属シュラウドの構造的完全性が、機能性または安全性限界未満に低下することがある）のために監視する方法を、以下でより詳細に説明する。また、原子炉金属シュラウド壁内でのＩＧＳＣＣあるいはその形成および／または伝播を減速し、停止し、かつ／または部分的もしくは実質的に修復する方法を説明する。

本発明の例示的な一実施形態では、試料（たとえば金属試料または別の適当な材料製の試料）が、原子炉金属シュラウド内に収容される冷却材（たとえば水）の表面水準より下に沈められる。試料は、少なくとも１つのＩＧＳＣＣを含むように設計される。そのような（試料内の）ＩＧＳＣＣを、本明細書では熱疲労割れ（ＴＦＣ）と呼ぶ。というのも、ＴＦＣは、原子炉金属シュラウド壁内に形成されかつ／または伝播することがある、ＩＧＳＣＣを模倣するように製作されるからである。したがって、ＴＦＣは、本発明の例示的な一実施形態に従って、試料内に意図的に形成されている。

次いで、形成された試料は、原子炉金属シュラウド壁の内部表面からたとえば約６インチ以下の距離に配置される。試料は、その他の適当な距離に（たとえば原子炉金属シュラウド壁の内部表面から６インチより大きく離れて）配置することもできる。一実施例では、試料を保持するために、試料を保持する試料ホルダを、最も近い燃料バンドルの約４インチ以内で（および／またはいずれかの燃料バンドルから約４〜１０インチの範囲内で）、シュラウド壁の内部表面に隣接して配置することができる。別の例では、試料ホルダは、たとえば、プローブおよび／またはその他の指示器あるいはサンプリング装置を保持するために使用することができる。

原子炉金属シュラウド壁の内部表面の挙動／性能は、ＩＧＳＣＣの形成および／または伝播に関係するので、時間がたつにつれ、試料（たとえば、炭素鋼、ステンレス鋼、３０４Ｌステンレス鋼などの低炭素ステンレス鋼などの金属）が、原子炉金属シュラウド壁の内部表面の挙動／性能を実質的に模倣するはずであることが予想される。したがって、たとえば、試料がＴＦＣの過剰な形成および／または伝播を示す場合、その過剰な形成または伝播は、原子炉金属シュラウド壁自体の内部で形成および／または伝播されるＩＧＳＣＣの程度を反映しているはずであると考えられる。

すなわち、試料内のＴＦＣ形成および／または伝播の度合は、原子炉金属シュラウド壁内でのＩＧＳＣＣ形成および／または伝播の度合を反映しているはずである。したがって、少なくとも部分的に原子炉の動作中に原子炉金属シュラウド内に配置され維持された試料を、綿密に検査することによって、原子炉金属シュラウドの構造完全性をある時間にわたって監視することが可能である。検査は、試料が適当／簡便な時間間隔で原子炉金属シュラウドから取り出された後に実施される場合、より容易となる。取り出された試料は、ＴＦＣの形成および／または伝播が試験および分析される。

本発明の別の例示的な実施形態によれば、たとえば、通常原子炉が保守目的で運転停止される（停止として知られる）ときに、（複数の試料が使用される場合）少なくとも１つの試料が取り出され、酸ストリッピング分析または走査型電子顕微鏡（ＳＥＭ）下の検査、あるいはその他の方法を含むがそれらに限定されない、様々な方法で試験される。試料の割れ（ＴＦＣ）の、貴金属がその中に堆積される程度／度合の試験に基づいて、原子炉金属シュラウド壁自体の内部のＩＧＳＣＣの形成および／または伝播を相殺するために、原子炉冷却材中に注入される貴金属の量を調整することができる（たとえば増加させる、減少させる、または別の方法で変えるなど）。原子炉冷却材は、原子炉金属シュラウドの内部表面と直接接触するので、これは可能である。

貴金属は、試料ＴＦＣ内の割れだけでなく、原子炉金属シュラウド壁自体の内部に存在する（形成および／または伝播された）割れ（ＩＧＳＣＣ）内にも拡散すると考えられている。貴金属は究極的には、ＩＧＳＣＣおよびＴＦＣ内への道を見出し、それぞれの中に堆積することができる。貴金属は、溶解酸素がＩＧＳＣＣ自体の内部へと侵入することができるところを大幅に超えて、ＩＧＳＣＣ内に深く拡散することができる。したがって、貴金属は、原子炉冷却材中に存在する溶解酸素によって加速および／または悪化されると考えられているＩＧＳＣＣの形成および／または伝播を、防止し、軽減し、または減速することができることがあると考えられる。

通常、酸ストリッピング分析、ＳＥＭ検査、または別の方法のいずれかによる試験において、割れの内部に堆積されるはずである貴金属の量を決定することができる。原子炉金属シュラウド壁内のＩＧＳＣＣの形成および／または伝播を軽減し、低減し、なくし、または別の方法で低減させるために、原子炉冷却材中に注入される貴金属の量を、割れ（ＴＦＣ）の深さ、および／または割れ（ＴＦＣ）の内部に堆積された貴金属の量に基づいて、必要に応じて増加させ、減少させる（または別の方法で調整する）ことができる。貴金属は、ＩＧＳＣＣ内へと、溶解酸素よりもかなり深く侵入することができると考えられている。

図では、番号は、（１つまたは複数の）同一の構成要素またはその部分を示すために一貫して用いられる。ＩＧＳＣＣ３０は、以下で詳細に説明するために、図４、図５ａ、および図６ａから６ｃに関する熱疲労割れ（ＴＦＣ）によってモデル化され、また、割れ３０ａおよび３０ｂして表示される。

図１は、溶解酸素分子を模倣する分子および貴金属が原子炉金属シュラウド内のＩＧＳＣＣ内へと侵入する試料を示す、原子炉内の原子炉金属シュラウドの内部壁／表面の断面図であり、試料は、その中に形成された少なくとも１つまたは複数のＴＦＣを有する。

図１を参照すると、原子炉金属シュラウド２０の一部の内部表面１０が、ＩＧＳＣＣ３０の説明図と共に示されている。図１は、原子炉金属シュラウド２０の壁厚内のＩＧＳＣＣ３０を通過して流れる、原子炉冷却材（たとえば水）の流れ方向４０を示す、原子炉金属シュラウドの内壁の断面図である。冷却材の流れ方向は、左から右に流れて示されるが、反対方向（または別方向）であってもよい。

原子炉金属シュラウド２０内を流れる原子炉冷却材は、溶解酸素分子３３を含有する。通常、こうした溶解酸素分子３３は、ＩＧＳＣＣ３０を、原子炉金属シュラウド壁の断面内へと深く形成および／または伝播させる可能性がある。矢印３１および３２は、ＩＧＳＣＣ３０内への酸素の移動を示すことができる。時間と共に、割れ３０は通常、たとえばほぼ矢印３１および３２の方向で、原子炉金属シュラウド２０内へと深く侵入し続ける。ＩＧＳＣＣ３０は通常、表面から原子炉金属シュラウド壁内にも広がる可能性がある（図示せず）。

図１はまた、ＩＧＳＣＣ３０内へと侵入する酸素および貴金属を示す。原子炉金属シュラウド２０は、内部表面１０を有し、原子炉冷却材が、方向４０（例示的な流れとして左から右にのみ示す）で溶解酸素分子３３および貴金属分子３５と共に流れる。ＩＧＳＣＣ３０内へと侵入する、酸素分子３３および貴金属分子３５を示す。（１つまたは複数の）貴金属分子３５は、（１つまたは複数の）溶解酸素分子３３よりも深く、ＩＧＳＣＣ内へと侵入すると考えられている。そうすることによって、（１つまたは複数の）貴金属分子（および／またはその粒子）は、潜在的にＩＧＳＣＣ３０を原子炉金属シュラウド２０の内部へと深くまたはさらに奥まで形成および／または伝播させるなどの、溶解酸素分子３３の作用を妨げ、かつ／またはそうでなければ軽減すると考えられる。そのように説明される貴金属の作用は、図１の３６で「Ｘ」によって示すことができる。図２は、本発明の例示的な実施形態による、３つの試料を収容する例示的な試料ホルダアセンブリである。図２に、金属またはその他の適当な材料で製作することができる、試料２００を示す。試料２００は、原子炉金属シュラウド２０を形成するために使用されるものと同一の材料で製作することができる。図２に示す試料２００は、ここでは熱疲労割れ（ＴＦＣ）と呼ばれる、少なくとも１つの形成されたＩＧＳＣＣを含む。

試料内のＴＦＣは、原子炉金属シュラウド内のＩＧＳＣＣを模倣することが意図される。試料２００は、本明細書で説明するように、原子炉金属シュラウド２０内に配置することが意図される。別の実施例では、試料は、原子炉金属シュラウド壁の内部表面から約６インチ以下の距離で、通常、原子炉金属シュラウド２０に流入する原子炉冷却材の面より下（たとえば、シュラウド内の水位面より下である限り変えることができるある深さなど）に、配置することができる。

図２の試料２００は、２つのＴＦＣ３０ａおよび３０ｂを含む。ただし、１つ、２つ、３つ、またはその他多数のＴＦＣを、試料２００内に設けることができる。また、試料２００は、矩形形状を有するものとして示すが、試料２００の表面１０ａは、比較的平坦にすることができ、かつ／または原子炉金属シュラウド２０の内部表面１０の曲率を模倣することができる。試料２００は、その形状によって、試料２００が原子炉金属シュラウド壁内のＩＧＳＣＣの形成および／または伝播特徴を模倣することが可能になる限り、矩形でも別の形状でも、どのような形状とすることもできる。したがって、それを可能にするいかなる形状または構造を用いることもできる。

本発明の例示的な一実施形態によれば、試料２００は、たとえば、炭素鋼またはステンレス鋼、その他いくつかの鉄鋼ベースの合金、またはそれらのいくつかの組合せなど、金属で製作することができる。さらに、試料２００の金属は、原子炉金属シュラウド壁自体を形成するために使用されるものと同一の金属とすることができる。原子炉金属シュラウド壁を、炭素鋼で製作し、金属試料２００を、ステンレス鋼（たとえば、３０４Ｌステンレス鋼または低炭素鋼）で製作すること、またはその逆が可能である。

別の実施例では、試料２００の金属は、長さ、幅、および深さにおいて様々な寸法を有する、１つまたは複数のＴＦＣ３０ａ、３０ｂを含むことができる。たとえば、熱疲労割れは、少なくとも約０．５インチの長さ、少なくとも約０．５ミル（０．０００５インチ）の幅、および少なくとも約１００ミル（０．１インチ）の深さを有することができる。一実施例では、ＴＦＣ３０ａ、３０ｂのその他の寸法は、少なくとも約０．７５インチの長さ、少なくとも約０．００１インチの幅、および少なくとも約０．５インチの深さを含む。ＴＦＣ３０ａ、３０ｂの別の寸法は、少なくとも約１インチの長さ、少なくとも約０．００１５インチの幅、および少なくとも約０．７５インチの深さとすることができる。Ｌ×Ｗ×Ｄとして提供されるＴＦＣ寸法の例は、１／２インチ×０．００５インチ×０．１インチ、３／４インチ×０．００１インチ×０．５インチ、１インチ×０．００１５インチ×０．７５インチ、１／２インチ×Ｗ×０．１インチ、３／４インチ×Ｗ×０．５インチ、１インチ×Ｗ×０．７５インチであり、ここでＷ＝０．００２インチ、０．００２５インチ、０．００３インチ、０．００３５インチ、０．００４インチ、０．００４５インチ、または０．００５インチである。試料内のＴＦＣの、その他の寸法を用いることができる。

本発明の別の例示的な実施形態によれば、試料２００は、１つまたは複数の試料をその中に保持するように構成される、ホルダ内に設けることができる。たとえば、試料ホルダは、１つ、２つ、３つ、４つ、５つ、またはそれ以上の試料をその中に保持するように構成することができる。一代替実施形態では、試料ホルダは、たとえば、プローブおよび／またはその他の指示器、あるいはサンプリング装置を保持するために使用することができる。

本発明の別の例示的な実施形態によれば、少なくとも１つのＴＦＣ３０ａ、３０ｂを含む金属試料２００を、試料ホルダ内に配置することができ、次いでそれ自体は、金属試料２００自体が原子炉冷却材の面より下方に保持されるように、原子炉金属シュラウド２０の内部表面に隣接して、ある位置に配置される。原子炉冷却材は、原子炉内の様々な燃料バンドルを取り囲み、原子炉金属シュラウド２０の内部表面１０、および試料２００の表面１０ａに接触する。沸騰水型原子炉などの原子炉内では、少なくとも５つの標準的な深さレベルが、深さレベルＨ１、Ｈ２、Ｈ３、Ｈ４、またはＨ５として認識される。これらのレベルはそれぞれ、原子炉冷却材の表面または水位より低い深さを表し、水位の下での炉心板（燃料の底部）と炉心の底部との間のどこかの範囲に及ぶ。Ｈ１〜Ｈ５レベルは、金属原子炉内の原子炉冷却材水位の下方の、連続的なより深い深さの帯または領域を表すことができる。

一実施例では、Ｈ１レベルは、原子炉金属シュラウド内に収容された原子炉冷却材の表面から、約０インチから約９インチの、どこかの帯状領域とすることができる。Ｈ２レベルは、表面から約９インチから約４０インチ（たとえば＞９〜４０インチ）のどこでもよい。Ｈ３レベルは、表面から約４０インチから約５４インチ（たとえば＞４０〜５４インチ）のどこでもよく、Ｈ４レベルは、表面から約５４インチから約１０５インチ（たとえば＞５４〜１０５インチ）のどこでもよく、Ｈ５レベルは、表面から約１０５インチから約１９４インチ（たとえば＞１０５〜１９４インチ）のどこでもよい。試料２００が別の方法で、原子炉金属シュラウド２０内の原子炉冷却材の水位よりも低い所望の深さに維持される限り、試料ホルダの使用は任意である。

一実施例によれば、試料２００は、原子炉冷却材中に沈められ、その中に少なくとも２週間またはそれ以上維持される。さらに、１つまたは複数（たとえば２つ、３つ、４つ、５つまたはそれ以上）のＴＦＣ３０ａ、３０ｂを有する、１つまたは複数の（たとえば２つ、３つ、４つ、５つまたはそれ以上）試料２００を、上記のように原子炉金属シュラウド２０内に配置することができる。複数の試料２０が使用される場合、１つまたは複数の試料２００内の１つまたは複数のＴＦＣ３０ａ、３０ｂの検査に反映されるとき、原子炉金属シュラウド２０壁部内のＩＧＳＣＣ３０の形成および／または伝播の時間差写真を得るために、それぞれの試料を異なる時間間隔で取り出すことができる。

原子炉金属シュラウド２０内の試料２００を、原子炉冷却材中に少なくとも２週間維持すること１つの目的は、試料２００を、原子炉金属シュラウド自体の内部に存在するのと同じ状態に暴露することである。したがって、試料２００は、試験のために原子炉金属シュラウド２０から取り出され、試料２００は、試料２００が検査から取り出された時間に存在した原子炉金属シュラウド２０の壁部の状態の、スナップショットを提供することができる。

貴金属は、原子炉金属シュラウド２０壁部内のＩＧＳＣＣの形成を停止し、かつ／またはその伝播を防止もしくは減速させるためなど多くの理由のために、原子炉冷却材中に注入することができる。この目的のために、様々な貴金属を使用することができる。たとえば、本発明の様々な例示的な実施形態と共に使用することができる１つの例示的な貴金属は、Ｐｔ、Ｒｈ、Ｐｄ、Ａｇ、Ａｕ、Ｉｒ、あるいはそれらの１つまたは複数の組合せを含むが、それらに限定されない。１つの具体的な実施例では、Ｐｔ、Ｒｈまたはそれらの組合せを使用することができる。別の実施例では、Ｐｔ／Ｒｈ混合物を使用することができ、２：１のＰｔ対Ｒｈ比など、プラントごとに比率を変えることができる。いくつかプラントでは、Ｐｔのみを貴金属添加物として使用することができる。

本発明の様々な例示的な実施形態に関して本明細書において以上で説明したように、原子炉冷却材中に注入される貴金属は、原子炉冷却材によって、原子炉金属シュラウド２０壁部内のＩＧＳＣＣ３０内、および原子炉冷却材中に沈めて保持される試料２００内のＴＦＣ３０ａ、３０ｂ内へと運ばれると考えられる。貴金属は、原子炉金属シュラウド２０壁部および試料２００それぞれの内部におけるＩＧＳＣＣ３０および／またはＴＦＣ３０ａ、３０ｂの形成を停止し、かつ／または、その伝播を低減し、最小化し、または減速するために、ＩＧＳＣＣ３０および／またはＴＦＣ３０ａ、３０ｂ内へと侵入すると考えられる。

本発明の例示的な一実施形態によれば、貴金属は、原子炉が動作（たとえば発電）している間に、原子炉の流体内に導入される。（１つまたは複数の）貴金属は、少なくとも約１００ｐｐｔ（一兆分率）のレベルを、原子炉の流体（たとえば水）中で約２週間の持続時間にわたり維持するのに十分な速度で、注入することができる。通常これは、たとえば、原子炉流体（たとえば給水）中への、毎時間約０．３ｇの貴金属注入速度を必要とする。その他の適当な注入速度、貴金属量、および原子炉流体中に貴金属を導入する方法を、使用することができる。貴金属の注入は、同一出願人によるたとえば米国特許第５，６００，９６１号、同第５，６０８，７６６号、同第５，６０２，８８８号、同第５，８１８，８９３号、同第５，８０５，６５３号、同第５，１３０，０８０号、同第５，１３０，０８１号、同第５，１３５，７０９号、および同第５，１６４，１５２号に従って実行することができる。

図１に示すように、貴金属は、原子炉冷却材中の溶解酸素により生じると考えられる、有害なＩＧＳＣＣ３０の形成および／または伝播を相殺することができる。これはたとえば、要素３６に相当する「Ｘ」によって示される。

本発明の別の例示的な実施形態によれば、原子炉冷却材中に沈められた試料２００は、所与の時間間隔で取り出される。次いで、原子炉金属シュラウド２０の内に形成されたＩＧＳＣＣ３０の状態を評価するために、試料を分析することができる。これは、試料２００内のＴＦＣ３０ａ、３０ｂを試験することによって達成することができる。

図３は、試料ホルダを備える原子炉金属シュラウドの一部を示す切開図であり、図４は、シュラウドなしで試料ホルダのみを示す切断図である。図３および図４を参照すると、１つまたは複数の試料２００を保持するためのホルダ１００が示されている。ホルダ１００は、頂部案内クランプ５０、係止クランプ６０、ホルダ１００内に（１つまたは複数の）試料２００を保持するための機構、および、（１つまたは複数の）試料２００を試料ホルダ１００内に保持することができる位置の下方に配置される流れ調節器７０を備えることができる。

流れ調節器７０は、長さＬおよび奥行Ｄを有することができる。寸法Ｄは、たとえば図４に示すように、頂部案内クランプ５０から係留クランプ６０への方向で、より小さい値へと先細にすることができる。Ｌ／Ｄの比に関する流れ調節器７０の寸法によって、試料２００の表面１０ａを横断する原子炉冷却材のより滑らかな流れ（矢印４０で示すような）をもたらすことができる。図３および図４の特定の試料ホルダ１００を示すが、その他いかなる同等の試料ホルダを使用することもできる。ただし、必要監視機能を適切に実行するために必要とされまたは所望される定位置に試料２００を保持することができる場合、試料ホルダは任意となる。

図４の流れ調節器７０を参照すると、その寸法ＬおよびＤは、比較的滑らかで、遮断されず、かつ／または妨害されないやり方で、（１つまたは複数の）試料２００の（１つまたは複数の）表面１０ａを通過する原子炉冷却材の流れが可能になるように、調整することができる。流れ調節器７０は、流れ調節器７０の頂部（頂部案内クランプ５０により近い）の奥行Ｄが、その底端部（係留クランプ６０により近い）よりも０に近づく（またはより小さくなる）その楔形により、（たとえば比較的遮断されず、妨害されず、かつ／または滑らかなやり方で）所望の流れをもたらすことができる。一実施例では、Ｌ／Ｄ比は、約１：１から約２０：１まで変えることができる。また、本発明の実施形態と共に、その他の介在Ｌ／Ｄ比を流れ調節器７０で用いることができる。したがって、たとえば、本発明の例示的な実施形態と共に用いるのに適する流れ調節器７０のその他のＬ／Ｄ比は、約５：１から１５：１の範囲、およびたとえば約１２：１の具体的な比を含むことができる。

図３を参照すると、試料２００を、シュラウド壁２０の内部表面１０に隣接して、または原子炉金属シュラウド２０壁部の内部表面１０から約２〜３インチ以下の距離に、配置することができる。一実施例では、表面１０と表面１０ａの間の距離は、６インチ以下とすることができる。別の実施例では、試料ホルダ１００は、試料を保持するために、最も近い燃料バンドルの約４インチ以内（かつ／またはいかなる燃料バンドルからも約４〜１０インチの範囲内）となるように、原子炉金属シュラウド２０壁部の内部表面１０に隣接して位置決めすることができる。その（１つまたは複数の）試料２００が定位置にある、試料ホルダ１００を固定するために、固定機構８０を設けることができ、係留クランプ６０を原子炉金属シュラウド２０に固定するために、プラグ９５を設けることができる。

図５ａは、試料を試料ホルダのキャビティ内にどのように保持することができるかを示す、試料ホルダの一部の拡大図であり、図５ｂは、図５ａの試料ホルダのサブホルダ部分を示す。図５ａは、定位置に保持された試料２００を備える試料ホルダ１００の一部の拡大図であり、ここで試料は、図示のように２つのＴＦＣ３０ａ、３０ｂを含む。試料ホルダ１００は、ロッド１１０、および試料２００を定位置に固定および維持するための、固定機構１２０を備えることができる。その他の固定機構を使用することができる。

図５ｂは、サブホルダ１００ａを用いて、試料２００をキャビティ１００ｂ内にどのように嵌めることができるかを示す。図５ｂで、キャビティ１００ｂは、試料２００を受ける。その中で試料２００は、基部（図示せず）を通してサブホルダ１００ａのいずれかの側部上で受けられる、固定機構１２０によって固定される。

図６ａ〜図６ｃは、１つまたは複数の割れが裂開し、そのため試料がその内部表面を露出して２つの部分に割れる、原子炉金属シュラウドから取り出された試料を示す。図６ａ〜図６ｃを参照すると、原子炉の動作中のある時間にわたり原子炉金属シュラウド２０内の状態に暴露された後、試料２００が取り出され、次いで試料２００内の割れ（３０ａまたは３０ｂ）が分離して、試料が部分２００ａと２００ｂとに割れ、内部割れ面（３０'ａおよび３０'ｂ）を露出する。

図７は、割れの表面上の貴金属の堆積を明らかにするために走査型顕微鏡（ＳＥＭ）を用いる、１つの例示的なプロセスを示す。その後、ＴＦＣ３０ａ、３０ｂ（原子炉金属シュラウド２０内のＩＧＳＣＣ３０の特徴を模倣することが予想される）の内部表面（３０'ａおよび／または３０'ｂ）が、様々な方法によって分析され、そのうちの１つは、視野３００を示し、貴金属分子３５が表面３０'ａおよび／または３０'ｂ上のＴＦＣ３０ａ、３０ｂ内のどこに堆積された可能性があるかを明らかにする、顕微鏡下の分析とすることができる。ＳＥＭ検査の代わりに、ストリッピング分析を用いることができる。

酸ストリッピング分析とは、堆積された貴金属を試料の表面から除去するために、化学実験室内で実施される溶解プロセスを示す。たとえば、貴金属が供給された試料が、塩化水素（ＨＣｌ―たとえば、水中で少なくとも約１５〜２５重量％、２２重量％など）と、硝酸（ＨＮＯ_３―たとえば、水中で少なくとも約１５〜２５％、２０重量％など）との混合物を含むビーカー内に配置され、約２分間にわたり沸騰される。一実施形態によれば、使用される酸性混合物は、たとえば、ＨＣｌの予製液（たとえば３５〜４０重量％のＨＣｌ）を、ＨＮＯ_３の予製液（たとえば８０重量％のＨＮＯ_３）と混合することによって調製することができ、混合物は、ＨＣｌ：ＨＮＯ_３の体積比が３：１である。その他の適当な酸性混合物を使用することができる。

酸性混合物は、試料表面から貴金属を溶解させる。次いで、表面からの貴金属の除去をさらに促進するために、試料を含む酸性のビーカーを、適宜、超音波浴内に配置することができる。次いで試料は、ビーカーから取り出され、酸性溶液は、たとえば５０ｍｌに希釈される。次いでその溶液は、ＴＦＣ３０ａ、３０ｂ内および／またはその周りに堆積された貴金属の量を決定するために、誘導結合プラズマ分光分析法（ＩＣＰＭＳ）または適当な分解能を有するその他の質量分析法を用いて分析される。ＴＦＣ３０ａ、３０ｂ内またはその周りに堆積された貴金属の量を決定または測定するのに適した、その他の方法を用いることができる。

たとえば、ＳＥＭ検査を行うことができる。ＳＥＭ検査とは、表面３０'ａおよび／または３０'ｂにて、（１つまたは複数の）貴金属がそのような表面上にどの程度堆積された可能性があるかに関する十分な詳細を提供または解明するために、３０'ａおよび／または３０'ｂなど表面を、走査型電子顕微鏡下で適当な倍率および／または適当な波長にて検査することを指す。３０'ａおよび／または３０'ｂなど表面上に堆積される貴金属の量が不十分である場合、表面３０'ａおよび／または３０'ｂ上への所望量の（１つまたは複数の）貴金属の堆積を実現するために、原子炉内に導入または注入することができる（１つまたは複数の）貴金属の量を、増加させ、減少させ、または別の方法で調整することができる。原子炉流体中に注入される貴金属の量をそのように調整することによって、ＴＦＣ３０ａ、３０ｂ、およびＩＧＳＣＣ３０内への貴金属の堆積が改善されることが予想される。

一実施形態によれば、ＩＧＳＣＣ内に堆積された貴金属の量が、約０．１μｇ／ｃｍ^２以下であることが予想されると考えられる場合、貴金属が原子炉流体中に注入される。通常、原子炉流体中に導入および／または注入することができる貴金属の最大量は、約３０ｇ／年未満とするべきであり、これは、原子炉内で燃料棒クラッディング上に堆積する約３０μｇ／ｃｍ^２以下の貴金属に相当する。

貴金属はまた、標準水素電極（ＳＨＥ）での電気化学的腐食電位（ＥＣＰ）が、約−２３０ｍＶより低いことが予想されると考えられる場合、原子炉流体中に導入／注入することができる。したがって、たとえばＳＨＥでのＥＣＰが約−２５０ｍＶであると予想される場合、原子炉流体中に貴金属が導入または注入されるべきである。

一実施形態によれば、貴金属は、必要に応じて、約０．１ｇ／時、約０．２ｇ／時、約０．３ｇ／時、約０．４ｇ／時、約０．５ｇ／時、またはそれ以上の速度で注入することができる。３０ｇ／年の設定最高値（一実施形態による）が既に満たされている場合、ＳＨＥでのＥＣＰを、約−２３０ｍＶより高くなるように調整するために、Ｈ２を原子炉流体に加えることができる。

図８は、割れ／割れ目が、３９ｐｐｂ（１０億分率）のＰｔを含有する水に暴露された場合の、人工的に生み出された割れ／割れ目（ステンレス鋼のワッシャをシムとして用いて形成された）の内部表面における、ステンレス鋼テスト試料を示す。巨れき様構造９００は、割れ／割れ目の内部表面上に形成された酸化物（たとえばイオン酸化物）を表す。粒状粒子３５は、堆積されたＰｔ粒子である。本発明の様々な実施形態を説明してきたが、本発明の様々な非限定的な態様を説明するために、以下で実施例を提供する。

以下の手順によって、ステンレス鋼（またはその他の金属）試料内に、ＴＦＣを形成することができる。

（１）金属試料を保持し、試料の２つの端部を、試料に引張り応力を加えるのに十分な負荷を用いて引っ張る。

（２）試料に、高温および低温材料を、引張り応力下で、試料内のＴＦＣを誘導および／または伝播するのに十分な、交互の（またはその他の適当な）やり方で塗布する。この高温および低温材料の塗布は、極めて高温の水の噴流に続いて、極めて低温の水の噴流を用いることを含むことができる。

（３）その長さ、幅、および深さに関して所望の寸法を有するＴＦＣを生じるために、段階（１）および／または（２）を必要に応じて繰り返す。

様々な実施形態を説明してきたが、特許請求の範囲を添付する。このように説明された本発明は、多くの方法で変えることができることが明らかであろう。そのような変形は、本発明の精神および範囲からの逸脱とはみなされず、そのような修正はすべて、当業者には明らかとなるように、添付の特許請求の範囲の範囲内に包含されることが意図される。

原子炉内の原子炉金属シュラウドの内部壁／表面の断面図であり、溶解酸素分子を模倣する分子および貴金属が原子炉金属シュラウド内のＩＧＳＣＣ内へと浸有する、試料を示し、試料は、その中に形成された少なくとも１つまたは複数のＴＦＣを有する。本発明の例示的な実施形態による、３つの試料を収容する例示的な試料ホルダアセンブリを示す図である。試料ホルダを備える、原子炉金属シュラウドの一部の切開図である。試料ホルダのみをシュラウドなしで示す切断図である。試料を、試料ホルダのキャビティ内にどのように保持することができるかを示す、試料ホルダの一部の拡大図である。図５Ａの試料ホルダのサブホルダ部分を示す図である。１つまたは複数の割れが裂開し、そのため試料がその内部表面を露出して２つの部分に割れる、原子炉金属シュラウドから取り出された試料を示す図である。１つまたは複数の割れが裂開し、そのため試料がその内部表面を露出して２つの部分に割れる、原子炉金属シュラウドから取り出された試料を示す図である。１つまたは複数の割れが裂開し、そのため試料がその内部表面を露出して２つの部分に割れる、原子炉金属シュラウドから取り出された試料を示す図である。割れの表面上の貴金属の堆積を明らかにするために走査型電子顕微鏡（ＳＥＭ）を使用する、例示的なプロセスを示す図である。ステンレス鋼テスト試料のＳＥＭ写真（１０００００倍）を示す図である。

符号の説明

１０内部表面
１０ａ表面
２０原子炉金属シュラウド
３０粒間応力腐食割れ
３０ａ熱疲労割れ
３０ｂ熱疲労割れ
３０'ａ内部割れ表面
３０'ｂ内部割れ表面
３１矢印
３２矢印
３３酸素分子
３５貴金属分子
３６Ｘ
４０方向
５０頂部案内クランプ
６０係止クランプ
７０流れ調節器
１００試料ホルダ
１００ａサブホルダ
１００ｂキャビティ
１１０ロッド
１２０固定機構
２００試料
２００ａ試料部分
２００ｂ試料部分
３００視野
９００巨れき様構造

Claims

原子炉の原子炉金属シュラウド（２０）壁内の粒間応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）（３０）内の貴金属の堆積を監視する方法であって、
前記原子炉内の水位より下に沈められ、少なくとも１つの熱疲労割れ（３０ａ、３０ｂ）を含む金属試料（２００）を、前記原子炉金属シュラウド壁の内部表面の約６インチ以内の位置に配置するステップと、
前記試料を所与の持続時間にわたり前記位置に維持するステップと、
前記試料が前記位置に維持されている間に、所与の量の前記貴金属（３５）を原子炉水中に導入するステップと、
前記試料を前記位置から取り出すステップと
を含むことを特徴とする方法。
前記試料が、前記位置に少なくとも２週間にわたり維持され、前記熱疲労割れが、約０．０００５インチから０．００５インチの範囲内の開口部を有することを特徴とする請求項１記載の方法。
前記貴金属の堆積を、酸ストリッピング分析によって、またはＳＥＭ検査によって分析するステップをさらに含むことを特徴とする請求項１記載の方法。
前記貴金属を導入するステップが、導入される前記貴金属の量を、前記酸ストリッピング分析の結果または前記ＳＥＭ検査の結果のいずれかに基づいて調整するステップを含むことを特徴とする請求項３記載の方法。
前記貴金属が、Ｐｔ、Ｒｈのうちの一方、またはその組合せであることを特徴とする請求項１記載の方法。
原子炉用の表面割れ目堆積監視装置であって、
頂部案内クランプ（５０）と係留クランプ（６０）の間に配置された流れ調節器（７０）、および
前記頂部案内クランプと流れ調節器との間に連結された少なくとも１つの試料ホルダ（１００）を備える監視装置。
前記流れ調節器が、最高約２０：１の長さ対奥行（Ｌ／Ｄ）比を有する先細の楔として実施されることを特徴とする請求項６記載の監視装置。
前記Ｌ／Ｄ比が、約５：１から約１５：１の範囲内であることを特徴とする請求項７記載の監視装置。
Ｌ／Ｄ比が１２：１であることを特徴とする請求項８記載の監視装置。
前記試料ホルダが、１つまたは複数のプローブ、指示器、金属試料、またはその他のサンプリング装置のいずれかを保持するようになされることを特徴とする請求項６記載の監視装置。