JP2014062780A - 原子炉の炉内構造物の寿命予測装置、方法及びプログラム - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の炉内構造物における中性子束分布を把握し、実機におけるき裂進展挙動を的確にシミュレーションして、寿命予測の精度を高める技術を提供する。
【解決手段】装置１０は、炉内構造物に存在するき裂の形状寸法（長さｃ，深さａ）及びモデルを条件設定する条件設定部１１と、き裂２７の形状寸法及び炉内構造物の残留応力σを変数とし前記モデルに対応する計算式ｇで導出される応力拡大係数Ｋを更新する応力拡大係数更新部１２と、炉内構造物における中性子束分布及び照射時間に基づいて導出される前記き裂の先端部分における中性子照射量Φを更新する中性子照射量更新部１５と、応力拡大係数Ｋ及び中性子照射量Φに基づいてき裂進展速度（Δａ／Δｔ）を導くき裂進展速度演算部１８と、き裂進展速度（Δａ／Δｔ）に基づいて経過時間に対するき裂進展量Δaを導出するき裂進展量導出部１９と、を備えている。
【選択図】 図１

Description

本発明は、中性子照射の寄与を考慮した原子炉の炉内構造物の寿命予測技術に関する。

原子力発電プラントにおいて、原子炉の炉内構造物の構成材料として用いられるオーステナイト系ステンレス鋼は、照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ：irradiation assisted stress corrosion cracking）の感受性を持つ。
応力腐食割れ（ＳＣＣ：stress corrosion cracking）は、材料・応力・環境といった３つの因子が複合的に作用して発生する。
このうち環境因子として、高温高圧水の化学影響のほかに、中性子とガンマ線の照射影響が加わると、材料の化学組成や微細組織が変化して材料の劣化が進み応力腐食割れの進展が早くなることが知られている（例えば、特許文献１，２）。

特開平８−２７１６７４号公報 特開２００９−３０９８０号公報

近年、ＩＡＳＣＣに関するき裂進展速度の評価式が提案され、このき裂進展に基づいて炉内構造物の寿命を予測する手法が整備されつつある。しかし、この従来における寿命の予測手法は、中性子照射量の評価が過度に保守的であるために、予測結果と実機事例との整合性が悪い。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、原子炉の炉内構造物における中性子束分布を把握し、実機におけるき裂進展挙動を的確にシミュレーションして、寿命予測の精度を高める技術を提供することを目的とする。

原子炉の炉内構造物の寿命予測装置において、炉内構造物に存在するき裂の形状寸法及びモデルを条件設定する条件設定部と、前記き裂の形状寸法及び前記炉内構造物の残留応力を変数とし前記モデルに対応する計算式で導出される応力拡大係数を更新する応力拡大係数更新部と、前記炉内構造物における中性子束分布及び照射時間に基づいて導出される前記き裂の先端部分における中性子照射量を更新する中性子照射量更新部と、前記応力拡大係数更新部及び前記中性子照射量更新部から取得された前記応力拡大係数及び前記中性子照射量に基づいてき裂進展速度を導くき裂進展速度演算部と、前記き裂進展速度に基づいて経過時間に対するき裂進展量を導出するき裂進展量導出部と、を備える。

本発明により、原子炉の炉内構造物における中性子束分布を把握し、実機におけるき裂進展挙動を的確にシミュレーションして、寿命予測の精度を高める技術が提供される。

本発明に係る原子炉の炉内構造物の寿命予測装置の実施形態を示すブロック図。 原子炉の炉内構造物として例示されるシュラウドの説明図。 内表面の周方向に伸びるき裂が存在するシュラウドの部分断面図。 シュラウドの板厚方向における溶接残留応力分布を示すグラフ。 （Ａ）はシュラウドの板厚方向における中性子束分布をステップ関数で示すグラフ、（Ｂ）は指数関数で示すグラフ。 （Ａ）はシュラウドの内周面の周方向における中性子束分布を示すグラフ、（Ｂ）はシュラウドの水平断面図。 き裂進展のシミュレーション結果を示すグラフ。

以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１に示すように、原子炉の炉内構造物の寿命予測装置１０は、炉内構造物（シュラウド２２；図２）に存在するき裂２７（図３）の形状寸法（長さｃ，深さａ）及びモデルを条件設定する条件設定部１１と、き裂２７の形状寸法（長さｃ，深さａ）及び炉内構造物の残留応力σを変数とし前記モデルに対応する計算式ｇで導出される応力拡大係数Ｋを更新する応力拡大係数更新部１２と、炉内構造物における中性子束分布及び照射時間に基づいて導出される前記き裂の先端部分における中性子照射量Φを更新する中性子照射量更新部１５と、この応力拡大係数更新部１２及び中性子照射量更新部１５から取得された応力拡大係数Ｋ及び中性子照射量Φに基づいてき裂進展速度（Δａ／Δｔ）を導くき裂進展速度演算部１８と、き裂進展速度（Δａ／Δｔ）に基づいて経過時間に対するき裂進展量Δaを導出するき裂進展量導出部１９と、を備えている。

図２は、原子炉２８における圧力容器２１の内部構造を示しており、炉心（図示略）の外周を円筒状に囲むシュラウド２２の部分カット図が示されている。
このシュラウド２２は、サポートレグ２４を介して圧力容器２１の底部に支持され、サポートプレート２３を介して圧力容器２１の内周面に支持されている。
シュラウド２２は、大型精密構造物であって、機械加工された部材を、溶接線２５により継ぎ合わせて製作されている。

このシュラウド２２の材料として用いられるオーステナイトステンレス鋼は、耐食性に優れるが、応力腐食割れ（ＳＣＣ）を起こしやすい性質を有している。特に、この応力腐食割れ（ＳＣＣ）は、溶接線２５の熱影響部に起こり易いことが知られている。
なお、実施形態における寿命予測の評価対象となる炉内構造物として、シュラウド２２を例示しているが、これに限定されるものではなく、その他の中性子照射を受ける部位であれば適宜評価対象となる。

図３は、シュラウド２２の水平面における部分断面を示し、その内表面の周方向に伸びる半楕円形状のき裂２７が示されている。
き裂２７は、き裂自身の形状及びき裂が進展する部材の形態（円筒、平板、コーナー部、丸棒等）に対応していくつかのモデルに分類される。

そして、それぞれのモデルに対応して応力拡大係数Ｋの計算式ｇが与えられ、データベース１４に保存される。
応力拡大係数Ｋの計算式ｇは、日本機械学会維持規格、ASME Boiler & Pressure Vessel Code Section XIなどの規格基準に掲載されている簡易評価式や、Raju&Newmanの式や影響関数法などの広く知られている簡易評価式を採用することができる。
また、有限要素法解析に基づいた応力拡大係数Ｋの計算式ｇを採用することもできる。

条件設定部１１は、シュラウド２２に存在するき裂２７の形状寸法（長さｃ，深さａ）及びモデルを設定する他に、このき裂２７のシュラウド２２における位置情報も設定する。
例示される半楕円形状のき裂２７の場合、長さｃと深さａでその形状寸法が規定されているが、この形状寸法がどのように規定されるかについては、分類されたモデルに応じてそれぞれ異なる。

き裂の初期条件の設定は、定期点検で行われる非破壊検査で実際に検出されたき裂に基づく場合、目視検査（ＶＴ：Visual Testing）における検出限界の欠陥（例えば、深さ１ｍｍ×長さ１０ｍｍの半楕円形状の周方向内表面き裂）に基づく場合、その他の合理的な設定理由に基づいて想定されるき裂に基づく場合等がある。
そして、所定の刻み時間におけるき裂進展量Δａを元のき裂寸法に逐次加算することにより、経時的に変化するき裂２７の形状寸法及びモデルが再設定される。

図４のグラフは、シュラウド２２（図３）の板厚方向における溶接残留応力分布を示している。
炉内構造物の残留応力σは、文献に記載のデータを適用する場合、有限要素法（ＦＥＭ：Finite Element Method）による解析結果を適用する場合、実験的な計測値を適用する場合がある。
このようにして取得された炉内構造物の内部の残留応力σは、この炉内構造物の内部で進展するき裂と、位置的な対応がとれるようにデータベース１３に保存される。

応力拡大係数更新部１２は、条件設定部１１で設定されたき裂２７の形状寸法（ｃ，ａ）及びデータベース１３に保存されている残留応力σを変数とし、条件設定部１１で分類されたモデルに対応する計算式ｇをデータベース１４から取得して、注目するき裂２７の先端部分に作用する応力拡大係数Ｋを導出して古い値を更新する。

図５（Ａ）（Ｂ）のグラフは、シュラウド２２（図３）の内周面の位置を原点にとり、板厚方向に沿ってその外周面に至るまでの中性子束分布を示している。
このように、炉内構造物における中性子束分布は、照射される中性子の進行方向に向かって減衰している。

中性子束分布は、中性子束解析などによりシュラウド２２（図３）の内周面及び外周面における中性子束を導いて、この二点間を直線で結んだ線形関数（式１）で表すことができる。
また、図５（Ａ）に示すように、中性子束解析などによりシュラウド２２（図３）内部の複数の中性子束をさらに導いて、中性子束分布をステップ関数で表わすこともできる。
さらに、図５（Ｂ）に示すように、中性子束分布を指数関数（式２）で表わすこともできる。

φ_t＝φ₀＋（φ_T−φ₀）／Ｔ・ｔ （式１）
φ_t＝φ₀ｅｘｐ（ｌｎφ_T／φ₀・ｔ／Ｔ） （式２）
但し、Ｔ：き裂深さ方向の構造物寸法，ｔ：構造物表面からのき裂深さ方向距離，
φ₀：構造物表面（ｔ＝０）における中性子束，
φ_T：構造物表面（ｔ＝Ｔ）における中性子束，
φ_t：構造物表面からの距離ｔにおける中性子束。

図６（Ａ）のグラフは、図６（Ｂ）に示されるシュラウド２２の内周面２６の周方向における中性子束分布を示している。
シュラウド２２の内側に配置される燃料集合体（図示略）の配置規則性により、その内周面２６の周方向における中性子束分布は、極座標上において周期性を有する曲線関数で表される。

このような関数で表される炉内構造物の内部の中性子束分布は、この炉内構造物の内部で進展するき裂と、位置的な対応がとれるようにデータベース１６に保存される。なお、データベース１６には、シュラウドの半径方向の中性子束分布及び周方向の中性子束分布のうちいずれか一方のみが保存される場合もあり、両方が保存される場合もある。
また、このような中性子束分布が炉内構造物に内部形成される中性子束の照射時間は、原子炉の運転開始からの経過年数に稼働率を乗じて算出され、データベース１７に保存される。

中性子照射量更新部１５は、データベース１６に保存されている中性子束分布から導かれるき裂２７の先端部の中性子束の値と、データベース１７に保存されている中性子束の照射時間とを、積算した中性子照射量Φを導出して古い値を更新する。

き裂進展速度演算部１８は、応力拡大係数更新部１２から応力拡大係数Ｋを取得し、中性子照射量更新部１５から中性子照射量Φを取得して、（式３）（式４）で表されるき裂進展速度（Δａ／Δｔ）を導く。
（式３）（式４）に示すき裂進展速度（Δａ／Δｔ）は、ＢＷＲ型原子力発電所炉内構造物ＩＡＳＣＣ評価ガイド案に示す評価式である。その他に、日本機械学会維持規格２００８年度版 表 添付Ｅ−２−ＳＡ−１に記載のき裂進展速度式を用いることができる。なお、き裂進展速度式は、これらに限定されるものではなく、応力拡大係数Ｋ及び中性子照射量Φを変数に含むものであれは、適用することができる。

Δａ／Δｔ＝４．６０×１０^-12Ｋ^1.23Φ^1.83 （Φ≦４ｄｐａ） （式３）
Δａ／Δｔ＝５．８５×１０^-11Ｋ^1.23 （４≦Φ≦１１ｄｐａ） （式４）
Δａ／Δｔ：き裂進展速度（ｍ／ｓ），
Ｋ：応力拡大係数（ＭＰａ√ｍ），
Φ：中性子照射量（ｄｐａ）（１ｄｐａ＝７．０×１０²⁴ ｎ／ｍ²）

き裂進展量導出部１９は、演算部１８からき裂進展速度（Δａ／Δｔ）を取得し、一定の刻み時間Δｔあたりのき裂進展量Δａを導出し、この導出したき裂進展量Δａを条件設定部１１に戻す。
この刻み時間Δｔは任意であり、演算されたΔａは、元のき裂深さａに加算され、新しいき裂深さａに基づいて応力拡大係数及び中性子照射量を更新させるといった処理が繰り返される。

シミュレート結果出力部２０は、図７に示すように、き裂進展のシミュレーション結果を出力するものである。
図７は、２４年間にわたり中性子照射を受けた時点を初期状態に設定し、き裂深さがシュラウド板厚の８割（応力拡大係数計算式の適用限界３３）に到達するまでの、き裂深さと経過年数との関係を示している。

曲線３１は本実施形態で得られた結果で、比較例である曲線３２は中性子照射量更新部１５を機能させない（つまり、用いる中性子束の値を初期値のまま一定にする）場合に得られた結果である。
この比較例（曲線３２）によれば、初期き裂発生から５．７年で適用限界３３に到達すると評価されるが、実機シュラウドにおいてそのような貫通き裂が発見された事例はこれまでに無い。
一方、実施例（曲線３１）によれば、初期き裂発生から適用限界３３に至るまで１０年であり、保守性を維持しつつ、シミュレーションと実機事例との乖離が改善される。

ここで、「日本機械学会 発電用原子力設備規格 維持規格 表ＩＪＧ−２５００−Ｂ−２ 試験カテゴリと試験部位および試験方法」によると、サポートリングを有するシュラウドの周方向溶接継手の点検周期として、運転時間で４年から７年以内と規定されている。
中性子照射量更新部１５を機能させずにＩＡＳＣＣき裂進展評価を実施した場合は、き裂貫通までの期間が７年よりも短いことから、７年の点検周期を設定することはできない。一方、本実施形態によれば、き裂貫通までの期間が７年を上回ることから、７年の点検周期を設定することが可能となる。

以上述べた少なくともひとつの実施形態の原子炉の炉内構造物の寿命予測装置によれば、経時的に進展するき裂の先端部分における中性子照射量を更新することにより、寿命予測の精度を高めることが可能となる。

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
また、原子炉の炉内構造物の寿命予測装置の構成要素は、コンピュータのプロセッサで実現することも可能であり、原子炉の炉内構造物の寿命予測プログラムにより動作させることが可能である。

１０…原子炉の炉内構造物の寿命予測装置、１１…条件設定部、１２…応力拡大係数更新部（更新部）、１３…残留応力データベース（データベース）、１４…計算式データベース（データベース）、１５…中性子照射量更新部（更新部）、１６…中性子束分布データベース（データベース）、１７…照射時間データベース（データベース）、１８…き裂進展速度演算部（演算部）、１９…き裂進展量導出部、２０…シミュレート結果出力部、２１…圧力容器、２２…シュラウド、２３…サポートプレート、２４…サポートレグ、２５…溶接線、２６…内周面、２７…き裂、２８…原子炉、ａ…き裂深さ、ｃ…き裂長さ、ｇ…計算式、σ…残留応力、Ｋ…応力拡大係数、Φ…中性子照射量、Δａ／Δｔ…き裂進展速度、Δａ…き裂進展量。

Claims (6)

1. 炉内構造物に存在するき裂の形状寸法及びモデルを条件設定する条件設定部と、
   前記き裂の形状寸法及び前記炉内構造物の残留応力を変数とし前記モデルに対応する計算式で導出される応力拡大係数を更新する応力拡大係数更新部と、
   前記炉内構造物における中性子束分布及び照射時間に基づいて導出される前記き裂の先端部分における中性子照射量を更新する中性子照射量更新部と、
   前記応力拡大係数更新部及び前記中性子照射量更新部から取得された前記応力拡大係数及び前記中性子照射量に基づいてき裂進展速度を導くき裂進展速度演算部と、
   前記き裂進展速度に基づいて経過時間に対するき裂進展量を導出するき裂進展量導出部と、を備えることを特徴とする原子炉の炉内構造物の寿命予測装置。
2. 前記炉内構造物は、炉心の外周を円筒状に囲むシュラウドであって、
   前記シュラウドの半径方向及び周方向のうち少なくとも一方の前記中性子束分布が保存されるデータベースを、さらに備えることを特徴とする請求項１に記載の原子炉の炉内構造物の寿命予測装置。
3. 前記シュラウドの半径方向における前記中性子束分布は、線形関数、指数関数及びステップ関数のうちいずれかで表されることを特徴とする請求項２に記載の原子炉の炉内構造物の寿命予測装置。
4. 前記シュラウドの周方向における前記中性子束分布は、周期性を有する曲線関数で表されることを特徴とする請求項２又は請求項３に記載の原子炉の炉内構造物の寿命予測装置。
5. 炉内構造物に存在するき裂の形状寸法及びモデルを条件設定するステップと、
   前記き裂の形状寸法及び前記炉内構造物の残留応力を変数とし前記モデルに対応する計算式で導出される応力拡大係数を更新するステップと、
   前記炉内構造物における中性子束分布及び照射時間に基づいて導出される前記き裂の先端部分における中性子照射量を更新するステップと、
   前記応力拡大係数及び前記中性子照射量に基づいてき裂進展速度を導くステップと、
   前記き裂進展速度に基づいて経過時間に対するき裂進展量を導出するステップと、を含むことを特徴とする原子炉の炉内構造物の寿命予測方法。
6. コンピュータに、
   炉内構造物に存在するき裂の形状寸法及びモデルを条件設定するステップ、
   前記き裂の形状寸法及び前記炉内構造物の残留応力を変数とし前記モデルに対応する計算式で導出される応力拡大係数を更新するステップ、
   前記炉内構造物における中性子束分布及び照射時間に基づいて導出される前記き裂の先端部分における中性子照射量を更新するステップ、
   前記応力拡大係数及び前記中性子照射量に基づいてき裂進展速度を導くステップ、
   前記き裂進展速度に基づいて経過時間に対するき裂進展量を導出するステップ、を実行させることを特徴とする原子炉の炉内構造物の寿命予測プログラム。

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