JP2024002814A - 原子力プラントの信頼性改善方法 - Google Patents

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Abstract

Figure 2024002814000001
【課題】信頼性重視保全のプロセスの性能指標として腐食電位を常時監視指標として用いることができ、かつそれにより原子力プラントの信頼性を改善できる原子力プラントの信頼性改善方法を提供する。
【解決手段】本発明に係る原子力プラントの信頼性改善方法は、応力腐食割れのリスクの高い部位などを選定する選定ステップＳ１と、選定された前記部位などの腐食電位を監視して、亀裂進展速度を推定する監視ステップＳ２と、推定された前記亀裂進展速度が高い部位などに対して、前記腐食電位を低減させる予防保全実行ステップＳ３と、前記腐食電位が目標範囲に入るように水質パラメータを是正する是正ステップＳ４と、材料の交換などを行って信頼性を改善させる改善ステップＳ５と、これらのステップを繰り返し行わせつつ、前記腐食電位を監視して、前記亀裂進展速度を管理していくライフサイクルマネジメントステップＳ６と、を有する。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子力プラントの信頼性改善方法に関する。
原子力発電プラント（以下、原子力プラントと称することがある）の機器および配管等の構造部材は、ステンレス鋼およびニッケル基合金等の構造材料で構成されている。これらの構造材料は、特定の条件の下では応力腐食割れ（以下、ＳＣＣと称する）に感受性を示す。そこで、ＳＣＣの防止策が、原子炉の健全性を維持するために適用されている。また、近年では原子炉の設備利用率向上のような経済性向上の観点および原子力プラントの高経年化対応の観点からもＳＣＣの予防策が適用されている。
ＳＣＣ防止策には、材料の耐食性向上、応力の改善または腐食環境の緩和を目的としたものが適用されている。沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、構造部材が曝されている、圧力容器内の冷却水（炉水）の腐食環境の改善に基づくＳＣＣ対策の一つとして、水素注入が国内外で広く行われている。炉水は、圧力容器内で冷却水の放射線分解により生成された、腐食の原因となる酸素および過酸化水素を含んでいる。酸素および過酸化水素を含む炉水が、腐食環境を形成している。
構造材料の腐食電位（以下、ＥＣＰと称する）が腐食環境の指標として用いられている。また、ＥＣＰが－３００から－２００ｍＶｖｓ．ＳＨＥ程度の値より低くなるとＳＣＣの発生が抑制されることが知られている。
水素注入は、水素を注入した給水を圧力容器内に供給することによって炉水に水素を添加し、この水素を炉水に含まれる酸素および過酸化水素と反応させて水に戻すことにより、ＥＣＰを低下させてＳＣＣの発生を抑制する技術である。
また、水素注入時のＥＣＰの低下を促進させる技術として、炉水に白金族金属元素を注入する貴金属注入が知られている。貴金属注入は、注入された白金族金属元素が有する水素の電気化学反応への触媒作用を利用して、水素注入時におけるＥＣＰをさらに低下させる技術である。
これらの従来技術では、ＳＣＣ抑制効果を評価するために構造材料のＥＣＰを精度良く知る必要がある。そこで、圧力容器内または圧力容器に接続された配管に腐食電位センサを設置し、構造材料のＥＣＰを測定することが行われている。
ＳＣＣは、ＥＣＰが主に影響を与えているが、炉水に含まれる不純物イオン、特に塩化物イオンや硫酸イオンの影響を強く受ける。つまり、ＥＣＰが同じであっても、炉水中の不純物濃度が高いほど、ＳＣＣが発生し易くなる。そのため、ＳＣＣ感受性（割れ（亀裂）の発生および進展速度の情報を含む）は、ＥＣＰおよび電気伝導率に依存していると言える。電気伝導率は、炉水に含まれる不純物の濃度で決まる。このため、ＢＷＲ原子力発電プラントでは、ＥＣＰを下げることを実施する以前から、不純物の濃度を下げて炉水の純度を高く保つ運転が行われている。他方、ＥＣＰが十分に低い範囲、例えば－４００ｍＶｖｓ．ＳＨＥ程度に下がっていれば、ＳＣＣへの電気伝導率上昇の影響はマージンを有することになり、不純物イオンによる電気伝導率が通常の０．１μＳ／ｃｍから０．２μＳ／ｃｍ程度まで上昇してもＳＣＣ感受性は小さいこともわかっている。従って、ＥＣＰを大きく下げた状態を維持できる貴金属注入は原子力プラントのＳＣＣ管理に対して優位な技術となっている。
このような状況下、ＥＣＰによるＳＣＣ監視とＳＣＣ発生時間を考慮した亀裂長さの評価に関する技術が知られている（例えば、特許文献１参照）。この特許文献１には、不純物イオンを含む冷却水と接触する構造部材のＥＣＰ、および冷却水に含まれる不純物イオンの濃度を測定し、これらの情報などに基づいて、構造部材におけるＳＣＣの発生時間を求め、この発生時間が設定時間よりも短いとき、前記ＥＣＰおよび不純物イオンの濃度のうち少なくとも１つを減少させる方法が記載されている。
また、ＳＣＣによる亀裂進展および腐食疲労による亀裂進展を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測が知られている（例えば、特許文献２参照）。特許文献２に記載の寿命予測は、測定したＥＣＰおよび構造材料の亀裂進展特性データを用いて行われる。
また、原子力プラントの構造部材の余寿命を推定する他の方法も知られている（例えば、特許文献３参照）。特許文献３に記載の余寿命推定方法は、原子炉内の構造物の余寿命を推定したい部分について、その部分の炉水中の溶存酸素濃度（Ｏ2）、過酸化水素濃度（Ｈ2Ｏ2）および導電率（μ）をモニターまたは推定する。そして、当該方法は、それらの値を用いて、余寿命を推定したい部分に存在すると想定した亀裂について、応力腐食による亀裂の進展速度を求め、その亀裂の進展速度から、亀裂が予め定めた限界値に達するまでの時間を計算して、これを余寿命とする。
特許第５４８３３８５号公報 特開２００６－１０４２８号公報 特開平６－３４７８６号公報
特許文献１～３のようにして評価、予測、推定等された後、必要に応じて種々の対策が適用される。例えば、ＳＣＣに対する腐食環境緩和技術を始めとする応力改善、材料の交換およびＳＣＣによる亀裂の検査技術を含む対策技術が、ＳＣＣの発生進展防止や発見されたＳＣＣの亀裂の補修および補修後の対策として適用される。従来、これらは個々に適用されることが主であった。また、亀裂を許容して運転する場合には、亀裂の状態を継続して検査により確認する必要があった。
一方、原子力プラントでは、信頼性重視保全（ＲＣＭ）の導入が世界的に進められている。原子力プラントでの代表的なものとして米国原子力発電協会（ＩＮＰＯ）のＡＰ９１３（設備信頼性プロセス）がある。ＲＣＭでは、機器信頼性を向上するために、重要な構造物、系統および機器（Ｓｙｓｔｅｍ，Ｓｕｂｓｙｓｔｅｍ ａｎｄ Ｃｏｍｐｏｎｅｎｔ；以下、これらを総称して「ＳＳＣ」と呼称する場合がある）の選定、最適な保全方法の選定、実施時期の選定を考慮して最適な保全プログラムを策定する。このようなＲＣＭを導入することによって原子力プラント全体の信頼性の向上を目指す必要がある。しかしながら、現状では原子力プラントの信頼性に大きな影響を与えるＳＣＣの管理方法に対して、ＲＣＭのプロセスが存在していない。そのため、上述のようにＳＣＣの対策技術は個々に適用されることにとどまっている。
ＳＣＣの管理をＲＣＭと結びつけることによって個々の対策およびＳＣＣ管理手順を連携させ、原子力プラントのライフサイクル全体にわたる長期的かつ継続的に信頼性を向上するプロセスを構築することが可能になると考えられる。これにより、より一層の原子力プラントの信頼性向上が期待される。
なお、ＲＣＭのプロセスでは機器信頼性の状態を示すために、特定の性能指標を常時監視して明示する必要があるが、ＳＣＣに関してはＲＣＭのプロセスがなかったため常時監視指標が定まっていなかった。
本発明は前記状況に鑑みてなされたものである。本発明の課題は、信頼性重視保全（ＲＣＭ）のプロセスの性能指標として腐食電位（ＥＣＰ）を常時監視指標として用いることができ、かつそれにより原子力プラントの信頼性を改善できる原子力プラントの信頼性改善方法を提供することにある。
前記課題を解決するため、本発明では、ＳＣＣに対する機器信頼性を常時監視し、明示するための性能指標としてＥＣＰを用い、各ＳＳＣの使用材料や溶接部などでの応力の状態と共に監視しているＥＣＰの値を入力としてＳＣＣの亀裂進展速度（亀裂進展量）の評価を行うことをプラントライフサイクルにわたって実施する、ＳＣＣに対する機器信頼性プロセスを具現させたものである。
具体的には、本発明は、応力腐食割れのリスクの高い機器または部位を選定する選定ステップと、選定された前記リスクの高い機器または部位の腐食電位を常時監視指標として監視して、その結果から亀裂進展速度を推定する監視ステップと、推定された前記亀裂進展速度が高い機器または部位に対して、前記腐食電位を低減させる予防保全を実行する予防保全実行ステップと、前記監視ステップで監視している前記腐食電位が目標範囲に入るように水質パラメータを是正する是正ステップと、前記是正ステップを行っても前記腐食電位が前記目標範囲に入らない場合に、材料の交換および応力改善のうちの少なくとも一方を行って、前記選定ステップでリスクが高いと選定された機器または部位の信頼性を継続的に改善させる改善ステップと、前記選定ステップ、前記監視ステップ、前記予防保全実行ステップ、前記是正ステップおよび前記改善ステップを繰り返し行わせつつ、繰り返し行われる前記選定ステップでリスクが高いと新たに選定された機器または部位の前記腐食電位を監視して、前記亀裂進展速度を管理していくライフサイクルマネジメントステップと、を有することを特徴とする原子力プラントの信頼性改善方法である。
本発明によれば、信頼性重視保全（ＲＣＭ）のプロセスの性能指標として腐食電位（ＥＣＰ）を常時監視指標として用いることができ、かつそれにより原子力プラントの信頼性を改善できる原子力プラントの信頼性改善方法を提供できる。
前述した以外の課題、構成および効果は以下の実施形態の説明により明らかにされる。
本発明の一実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法における機能的な流れを示すブロック図である。 本発明の一実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用された原子力プラントの一例を示す全体系統構成図である。 本発明の一実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法によって得られる効果（リスク低下のグラフ）の一例を経時的に示した説明図である。 本発明の一実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法を沸騰水型原子炉に適用して得られる効果（リスク低下のグラフ）の一例を経時的に示した説明図である。 本発明の一実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用された原子力プラントの他の一例を示す全体系統構成図である。
以下、適宜図面を参照して、本発明の一実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法（以下、「本改善方法」と呼称することがある）について詳細に説明する。以下の説明において同一の構成要素については同一の符号を付して表し、重複する説明は省略することがある。
≪本改善方法≫
図１は、本改善方法における機能的な流れを示すブロック図である。
図１に示すように、本改善方法は、選定ステップＳ１と、監視ステップＳ２と、予防保全実行ステップＳ３と、是正ステップＳ４と、改善ステップＳ５と、ライフサイクルマネジメントステップＳ６と、を有する。
選定ステップＳ１では、応力腐食割れ（ＳＣＣ）のリスクの高い機器または部位の選定を行う。
監視ステップＳ２では、選定されたリスクの高い機器または部位の腐食電位（ＥＣＰ）を常時監視指標として監視して、その結果から亀裂進展速度の推定を行う。
予防保全実行ステップＳ３では、推定された亀裂進展速度が高い機器または部位に対して、前記ＥＣＰを低減させる予防保全の実行を行う。
是正ステップＳ４では、前記監視ステップＳ２で監視しているＥＣＰが目標範囲に入るように水質パラメータの是正を行う（つまり、水質パラメータが是正されるように水質の制御を行う）。
改善ステップＳ５では、前記是正ステップＳ４を行ってもＥＣＰが前記目標範囲に入らない場合に、材料の交換および応力改善のうちの少なくとも一方を行って、前記選定ステップＳ１でリスクが高いと選定された機器または部位の信頼性を継続的に改善させる。
ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、前記選定ステップＳ１、前記監視ステップＳ２、前記予防保全実行ステップＳ３、前記是正ステップＳ４および前記改善ステップＳ５を繰り返し行わせる。また、ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、繰り返し行われる前記選定ステップＳ１でリスクが高いと新たに選定された機器または部位のＥＣＰを監視して、前記亀裂進展速度を管理していく。
なお、監視ステップＳ２は、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４および改善ステップＳ５をそれぞれ行った後、適宜実施することができる。
本改善方法では、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４および改善ステップＳ５で対策が行われる。そのため、本改善方法では、原子力プラントに対してこのような機器信頼性プロセスを繰り返し行うことによって、時間の経過と共に選定ステップＳ１で選定された優先度の高い（リスクの高い）機器または部位のリスクが低下し、ＳＳＣ各部のリスク順位が変化する。つまり、本改善方法では、前記選定ステップＳ１、前記監視ステップＳ２、前記予防保全実行ステップＳ３、前記是正ステップＳ４および前記改善ステップＳ５を繰り返すことによって、常にリスクの高い機器または部位が監視対象となり、対策が継続的に行われる。そのため、本改善方法では、原子力プラントのＳＳＣ全体のリスクが合理的に実施可能な水準（ＡＬＡＲＰ）まで低下する。本改善方法では、ＥＣＰの常時監視によってＥＣＰが目標範囲に入るように制御されていることが常時明示されることにより、ＳＣＣのリスクがＡＬＡＲＰまで低下し、コンフィグレーション管理での各ＳＳＣが設計通りのあるべき状態、あるべき性能を発揮していることが示されることになり、機器信頼性が良好であることが示されることになる。
このような本改善方法が適用され得る原子炉としては、例えば、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）、加圧水型原子炉、天然ウラン黒鉛減速ガス冷却炉、改良型ガス冷却炉、高温ガス炉、重水減速炉、溶融塩炉、高速増殖炉などが挙げられるが、これらに限定されない。以下、ＢＷＲを用いた原子力発電プラント（原子力プラント）に本改善方法を適用した一構成例について説明する。そして、その一構成例に基づいて、本改善方法の具体的な内容について説明する。図２は、本改善方法が適用された原子力プラントの一例を示す全体系統構成図である。図２では、本改善方法における機器信頼性プロセスのうちの１つである予防保全実行ステップＳ３を行う場合を例示しており、その予防保全実行ステップＳ３の実行内容として、ＢＷＲに水素注入、または水素注入と貴金属注入との組み合わせを行う場合を例示している。
≪原子力プラントに本改善方法を適用した一構成例≫
図２に示すように、ＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００は、ＢＷＲである原子炉Ｐ１、タービンＰ３、復水器Ｐ４、並びに、後述する原子炉浄化系および給水系などを備えている。原子炉Ｐ１は、原子炉格納容器Ｐ１１内に設置されている。原子炉Ｐ１は、炉心Ｐ１３を内蔵する圧力容器Ｐ１２を有する。圧力容器Ｐ１２内に設置された円筒状のシュラウドＰ１５が、炉心Ｐ１３を取り囲んでいる。炉心Ｐ１３には、複数の燃料集合体（不図示）が装荷されている。各燃料集合体は、核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットを充填した複数の燃料棒を含んでいる。圧力容器Ｐ１２の内面とシュラウドＰ１５の外面の間には、環状のダウンカマＰ１７が形成されている。また、複数のジェットポンプＰ２１が圧力容器Ｐ１２の底部に設置されている。ジェットポンプＰ２１の出口はダウンカマＰ１７の下部に配置され、圧力容器Ｐ１２の下部空間（下部プレナム（不図示））に連通している。下部プレナムの底部は炉底部と呼ばれている。また、シュラウドＰ１５を支持する構造物がシュラウドサポートＰ４１である。
給水系は、復水器Ｐ４と圧力容器Ｐ１２とを連絡する給水配管Ｐ１０に、復水ポンプＰ５、復水浄化装置Ｐ６、給水ポンプＰ７、低圧給水加熱器Ｐ８、および高圧給水加熱器Ｐ９が、この順番に復水器Ｐ４から圧力容器Ｐ１２に向かって設置されて構成される。そして、水素注入装置Ｐ１６が、水素注入配管Ｐ１８によって、復水浄化装置Ｐ６と給水ポンプＰ７の間で、給水配管Ｐ１０に接続されている。開閉弁Ｐ１９が水素注入配管Ｐ１８に設けられている。また、貴金属注入装置Ｐ３１が、貴金属注入配管Ｐ３２によって、高圧給水加熱器Ｐ９と圧力容器Ｐ１２の間で、給水配管Ｐ１０に接続されている。開閉弁Ｐ３３が貴金属注入配管Ｐ３２に設けられている。
原子炉浄化系は、圧力容器Ｐ１２と給水配管Ｐ１０を連絡する浄化系配管Ｐ２０に、浄化系隔離弁Ｐ２３、浄化系ポンプＰ２４、再生熱交換器Ｐ２５、非再生熱交換器Ｐ２６、および炉水浄化装置Ｐ２７が、この順番で設置されて構成される。浄化系配管Ｐ２０は、高圧給水加熱器Ｐ９と圧力容器Ｐ１２の間で、給水配管Ｐ１０に接続されている。
圧力容器Ｐ１２内のダウンカマＰ１７に存在する炉水は、ジェットポンプＰ２１に吸い込まれて、炉心Ｐ１３よりも下方の下部プレナムに導かれる。炉水は、下部プレナムから炉心Ｐ１３に供給され、燃料集合体の燃料棒に含まれる核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱される。加熱された炉水の一部が蒸気になる。この蒸気は、圧力容器Ｐ１２から主蒸気配管Ｐ２を通ってタービンＰ３に導かれ、タービンＰ３を回転させる。タービンＰ３に連結された発電機（不図示）が回転され、電力が発生する。タービンＰ３から排出された蒸気は、復水器Ｐ４で凝縮されて水になる。
この水は、給水として、給水配管Ｐ１０を通って圧力容器Ｐ１２内に供給される。給水配管Ｐ１０を流れる給水は、復水ポンプＰ５で昇圧され、復水浄化装置Ｐ６で不純物が除去されて、給水ポンプＰ７でさらに昇圧され、低圧給水加熱器Ｐ８および高圧給水加熱器Ｐ９で加熱される。また、タービンＰ３と低圧給水加熱器Ｐ８および高圧給水加熱器Ｐ９との間には、抽気配管Ｐ１４が接続されている。抽気配管Ｐ１４で主蒸気配管Ｐ２およびタービンＰ３から抽気された抽気蒸気が、抽気配管Ｐ１４によって低圧給水加熱器Ｐ８および高圧給水加熱器Ｐ９にそれぞれ供給され、給水の加熱源となる。高圧給水加熱器Ｐ９の抽気蒸気のドレンは低圧給水加熱器Ｐ８に戻される。低圧給水加熱器Ｐ８の抽気蒸気のドレンは復水ポンプＰ５に戻される。
圧力容器Ｐ１２内の炉水には給水に含まれる金属腐食生成物や圧力容器Ｐ１２内の構造材の腐食によって生じた生成物が含まれる。そのため、一定の割合の炉水が炉水浄化系によって浄化される。圧力容器Ｐ１２内の炉水は、浄化系ポンプＰ２４の駆動により、再循環系配管Ｐ３０から分岐した浄化系配管Ｐ２０を通して再生熱交換器Ｐ２５および非再生熱交換器Ｐ２６に供給され、これらの熱交換器により５０℃程度まで冷却される。冷却された炉水が炉水浄化装置Ｐ２７を通ることによって炉水に含まれる金属腐食生成物が除去され、再生熱交換器Ｐ２５で昇温された後、給水配管Ｐ１０内を流れる給水と合流して圧力容器Ｐ１２に供給される。
原子炉Ｐ１の運転を停止するときには、全制御棒（不図示）が炉心に挿入される。全制御棒の挿入により核燃料物質の核分裂反応が停止され、原子炉Ｐ１の運転が停止される。炉心Ｐ１３および圧力容器Ｐ１２内の機器に残留する熱は炉水の蒸発によって除去されるが、ある程度、温度が低下すると炉水の蒸発による除熱効率が低下する。そのため、炉水温度が１５０℃程度まで低下すると残留熱除去系（不図示）を用いて炉心Ｐ１３および圧力容器Ｐ１２内の機器を冷却する。
前記したように、図２に示す例では、機器信頼性プロセスにおける予防保全実行ステップＳ３の内容として、ＢＷＲ（原子炉Ｐ１）に水素注入、または水素注入と貴金属注入との組み合わせが行われる。
水素注入は、水素注入装置Ｐ１６から水素注入配管Ｐ１８を通して開閉弁Ｐ１９を開として給水に注入する。給水に注入された水素はダウンカマＰ１７の上方で給水スパージャ（図示せず）から炉内に噴出し、炉水と混合する。ダウンカマＰ１７領域のガンマ線の線量率が適度であり再結合反応を促進するため、添加された水素はダウンカマＰ１７を通過するときに炉水中の酸素、過酸化水素と再結合して水を生成する。すなわち、ＳＣＣの環境因子である溶存酸素および過酸化水素を添加された水素が消費することで腐食環境が緩和される。この結果、炉水と接触する構造材料のＥＣＰが低下するため、ＳＣＣの発生進展が抑制される。
また、貴金属注入は、水素注入の効果を触媒作用によって促進する技術である。貴金属注入は、貴金属注入装置Ｐ３１から例えば白金（Ｐｔ）の化合物を含む水溶液が、貴金属注入配管Ｐ３２を通して開閉弁Ｐ３３を開として給水配管Ｐ１０を通して圧力容器Ｐ１２に注入される。給水に注入された白金は炉水と合流し、微小な白金粒子の状態で炉水と接触する構造材料の表面に一部が付着する。残りは燃料表面に付着する。白金粒子表面上で、炉水中の酸素および過酸化水素が水素と電気化学的に触媒反応して水を形成する。水素が酸素（過酸化水素は１／２量の等価な酸素として扱う）よりも化学量論比（Ｈ２ＯはＨ：Ｏ＝２：１）で２以上存在すると、水素が酸素に対して余剰となり、水素酸化還元電位である－５００ｍＶｖｓ．ＳＨＥ付近の電位で水素と酸素の反応が進行する。このため、構造材料のＥＣＰが混成して－５００ｍＶｖｓ．ＳＨＥ付近まで低下することにより、予防保全実行ステップＳ３における目標電位以下を実現する。つまり、ＥＣＰが目標範囲に入るようにする。これにより、ＳＣＣが抑制される。ＳＣＣの抑制は、ＥＣＰを監視し、ＥＣＰが目標範囲に入るように是正ステップＳ４を行い、ＥＣＰを制御することによっても行える。
図２に示すように、浄化系配管Ｐ２０や再循環系配管Ｐ３０には、ダウンカマＰ１７下部の炉水が流れている。そして、原子力プラントＰ１００では、水素注入や貴金属注入によるＳＣＣ抑制効果が得られていることを機器信頼性プロセスの常時監視指標としてＥＣＰを用いて明示するために、浄化系配管Ｐ２０や再循環系配管Ｐ３０に腐食電位センサＰ３５ａ、Ｐ３５ｂを設置している。
具体的には、原子力プラントＰ１００には、圧力容器Ｐ１２の底部と浄化系配管Ｐ２０との間に、圧力容器Ｐ１２の底部から炉水を引き出し、浄化系配管Ｐ２０に通水するボトムドレンラインＰ３４が設けられている。そして、原子力プラントＰ１００では、このボトムドレンラインＰ３４から分岐ラインＰ３４ａを設けてそこにフランジＰ３６を設置し、ここに腐食電位センサＰ３５ａを装荷する。原子力プラントＰ１００では、この腐食電位センサＰ３５ａにより圧力容器Ｐ１２底部の水質のＥＣＰを測定する。なお、分岐ラインＰ３４ａは、炉水のサンプリングライン（図示せず）などに接続されている。
また、具体的には、再循環系配管Ｐ３０にフランジＰ３６を設置し、ここに腐食電位センサＰ３５ｂを装荷して、同配管を流れる炉水のＥＣＰを測定する。
さらに、原子力プラントＰ１００は、圧力容器Ｐ１２の下部プレナムや炉心Ｐ１３にも、腐食電位センサＰ３５ｃや腐食電位センサＰ３５ｄを設置することができる。腐食電位センサＰ３５ｃおよび腐食電位センサＰ３５ｄは、中性子計装管Ｐ３８に設置するとよい。腐食電位センサＰ３５ｃは、中性子計装管Ｐ３８の内部における下部プレナムの位置に設置する。また、腐食電位センサＰ３５ｄは、中性子計装管Ｐ３８の内部における炉心Ｐ１３の位置に設置する。そして、これらの腐食電位センサＰ３５ｃ、Ｐ３５ｄに、目的とする領域の炉水が流入するように中性子計装管Ｐ３８に穴をあけることによって、ＥＣＰの測定が行われる。
原子炉Ｐ１の構造部材は、オーステナイトステンレス鋼、例えばＳＵＳ３１６Ｌで構成されている。また、原子炉Ｐ１の構造部材の材料としては、ＳＵＳ３１６Ｌのほかに、オーステナイトステンレス鋼であるＳＵＳ３０４、ＳＵＳ３０４の炭素量を減らしたＳＵＳ３０４Ｌ、ＳＵＳ３１６Ｌの強度を高めるために窒素を添加したＳＵＳ３１６ＮＧ（ＮＧ：原子力用）などが用いられてる。なお、これらの材料を用いて各種の電極を構成することが可能である。さらに、例えば、シュラウドＰ１５は、ＳＵＳ３０４Ｌ、ＳＵＳ３１６Ｌなどで構成されている。浄化系配管Ｐ２０や再循環系配管Ｐ３０は、ＳＵＳ３０４、ＳＵＳ３１６ＮＧなどで構成されている。また、原子炉Ｐ１は、構造部材にニッケル基合金を用いることもできる。炉底部は、高強度が必要なため６００合金が使用されている。また、同様に炉底部での溶接部や肉盛部では、溶接金属として１８２合金や８２合金が使用されている。
≪本改善方法の具体的な内容（ＳＣＣに対する機器信頼性プロセス）≫
次に、図１に戻って、本改善方法の具体的な内容（ＳＣＣに対する機器信頼性プロセス）について説明する。本改善方法の具体的な内容については、ＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００に適用した例を挙げて説明する。なお、加圧水型原子炉や他の原子炉についても、ＥＣＰの常時監視部位を炉の設計条件に合わせて変更するだけで、本改善方法を同様に適用することができる。例えば、加圧水型原子炉におけるＥＣＰの常時監視部位としては、炉内にセンサを設置する場合には、炉の上部から炉心の上部まで熱電対の管を利用して腐食電位センサを入れたり、炉心部に入れたりすることができる。また、加圧水型原子炉の圧力容器に設けられた蒸気発生器のサンプリングラインに腐食電位センサを設置することができる。
本改善方法によるＳＣＣに対する機器信頼性プロセスは、図１に示すどのステップから始めてもよいが、例えば、選定ステップＳ１（機器または部位の分類）から始めるとよい。選定ステップＳ１は、ＳＣＣのリスクの高い機器または部位を選定する。この選定ステップＳ１では、原子力プラントＰ１００のＳＳＣにおいて、ＳＣＣのリスクの高い機器または部位を安全系や圧力境界等に関する基準に基づいて予め選定する。なお、安全系とは、原子炉運転中に、原子炉の過出力状態や出力の異常上昇などの異常状態を検知した場合、原子炉緊急停止系を作動して自動的に（あるいは手動で）原子炉を停止すると共に、事故時においては炉心および格納容器バウンダリーを保護するため工学的安全施設を作動させる設備の総称をいう。また、圧力境界とは、原子炉一次系、つまり、高温・高圧の冷却材が循環する圧力容器や主冷却管系をいう。
選定ステップＳ１による選定（リスクの判定）は、種々のリスク解析ツールを用いてもよいし、専門家による判定を活用してもよい。これにより、リスクの高い機器または部位を優先順位付けして機器信頼性プロセスの対象とすることができる。例えば、ＢＷＲにおいて補修・交換などの接近が困難であり、かつ圧力境界を構成しているような機器・構造としては、原子炉底部（炉底部）の制御棒駆動機構ハウジング、中性子計装管ハウジング、計測ノズルなどがある。これらのような部位での使用材料、応力や水質を考慮するとリスクが高い部位となる。同様の部位であっても圧力境界を構成しないものとしては、ジェットポンプＰ２１のディフューザ、ジェットポンプＰ２１のライザ、シュラウドサポートＰ４１、中性子計装管案内管、シュラウドＰ１５の各溶接線がある。補修・交換が可能なものでは、再循環系配管Ｐ３０、再循環系配管Ｐ３０の入口・出口ノズルセーフエンド、計測ノズルセーフエンド、炉心スプレー配管、ドライヤ、セパレータ等の機器、ジェットポンプＰ２１のインレットミキサー、ジェットポンプＰ２１のジェットポンプビーム、シュラウドＰ１５のシュラウドヘッドボルトがある。さらにリスクの低いＳＳＣとしては、炉の上部などの接近や作業の比較的困難でない部位などがある。選定ステップＳ１では、こうしたＳＳＣのリスクを分類し、信頼性向上への優先順位をつけ、監視対象部位を選定する。選定ステップＳ１で選定された選定結果（データ）は、監視ステップＳ２や改善ステップＳ５に送られる。選定結果を受け取った監視ステップＳ２や改善ステップＳ５は、それぞれ後記する処理を行う。
本改善方法では、選定ステップＳ１の次に、監視ステップＳ２を行うとよい。監視ステップＳ２は、選定ステップＳ１で選定されたリスクの高い機器または部位のＥＣＰを常時監視指標として監視（測定）して、その結果から亀裂進展速度を推定する（パフォーマンス監視、亀裂評価）。ここでは、常時監視しているＥＣＰを材料、応力および検査による実測亀裂長さと共に用いてＳＣＣの亀裂進展速度を評価するとよい。ＥＣＰは腐食環境を見ることができるので、これによって監視対象部位の亀裂進展速度を評価・推定することができる。亀裂進展速度の推定は、例えば、日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格」に示される亀裂進展速度線図やＦｏｒｄ－Ａｎｄｒｅｓｅｎの式により行うことができる。
本改善方法では、ＳＣＣがＢＷＲの運転に影響を与えていない状態をＳＣＣに関するＢＷＲの「あるべき性能」と考え、ＥＣＰがＳＣＣの抑制に好適な状態であることを常時監視によって明示することが機器信頼性向上に必須の条件だと定義したことが特徴として挙げられる。ＳＣＣには材料の耐食性や応力も影響するが、これらは原子炉運転中に性能を常時監視することはできず、原子炉停止中に材料の耐食性や応力の状態を測らなくてはならないので、本実施形態では監視指標としない。しかしながら、これらの材料の耐食性や応力の測定値は、亀裂進展速度を評価するためのデータベースに保存され、ＥＣＰの実測値と共に亀裂進展速度の評価に使用できる。また、不純物イオンによる炉水電気伝導率も亀裂進展速度に影響を与えるため測定値を使用できる。炉水電気伝導率は炉水の本設機器で既に常時監視されている。また、亀裂に関する検査結果もデータベースに保存され、評価した亀裂進展速度の校正に使用される。監視ステップＳ２で監視を実行したら、ＥＣＰの実測値および／または亀裂進展速度の評価結果は、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４、改善ステップＳ５およびライフサイクルマネジメントステップＳ６に送られ、それぞれの処理において参照等される。
本改善方法では、監視ステップＳ２の次に、予防保全実行ステップＳ３を行うとよい。予防保全実行ステップＳ３は、監視ステップＳ２で推定された前記亀裂進展速度が高い機器または部位に対して、前記ＥＣＰを低減させる予防保全を実行する。予防保全実行ステップＳ３では、常時監視しているＥＣＰに基づいて、リスクの高い機器または部位の亀裂進展速度が大きいと判断された場合に、ＥＣＰを低減させる。予防保全実行ステップＳ３におけるＥＣＰの低減は、腐食環境緩和技術を行うことで達成される。腐食環境緩和技術としては、前記した水素注入および貴金属注入が実用化されている。また、ヒドラジン注入や酸化チタン注入などの技術も開発されている。これらの腐食環境緩和技術を行うことで、ＥＣＰを目標範囲に入れることができる。ＥＣＰの目標範囲としては、例えば、－２３０ｍＶｖｓ．ＳＨＥ以下が挙げられる（参考：“Experience with hydrogen waterchemistry in boiling water reactors”, R. L. Cowan et al, Water chemistry of nuclear reactor systems 4, 1, p29, BNES (1986)）。また、ＥＣＰの目標範囲としては、例えば、ステンレス鋼やニッケル基合金溶接金属１８２（１８２合金）の亀裂進展速度を、腐食環境緩和策技術を行わないときの１／１０以下にする場合であれば、それぞれ－１００ｍＶｖｓ．ＳＨＥおよび－２００ｍＶｖｓ．ＳＨＥ以下にすることが挙げられる（参考：一般社団法人原子力安全推進協議会「ＢＷＲ予防保全工法ガイドライン（水素注入による環境改善効果の評価方法、第２版）、ＪＡＮＳＩ－ＶＩＰ－１８－第２版、平成２９年」）。予防保全実行ステップＳ３で予防保全を実行したら、実行した情報が監視ステップＳ２に送られる。前記情報を受け取った監視ステップＳ２は、予防保全実行ステップＳ３の効果が得られていること監視するため、該当する機器または部位のＥＣＰを測定し、亀裂進展速度の評価を行い、ＥＣＰの実測値および／または亀裂進展速度の評価結果を是正ステップＳ４やライフサイクルマネジメントステップＳ６に送るとよい。ＥＣＰの実測値および／または亀裂進展速度の評価結果を受け取った是正ステップＳ４やライフサイクルマネジメントステップＳ６は、それぞれ後記する処理を行う。
本改善方法では、予防保全実行ステップＳ３の次に、是正ステップＳ４を行うとよい。是正ステップＳ４は、監視ステップＳ２で監視している前記ＥＣＰが目標範囲に入るように水質パラメータを是正する。是正ステップＳ４は、予防保全実行ステップＳ３で予防保全を実行して腐食環境緩和技術を行った後、監視ステップＳ２を経て行うとよい。
是正ステップＳ４では、監視ステップＳ２で測定しているＥＣＰ（および／または推定している亀裂進展速度）が目標範囲に入るように、給水水素量の増加や貴金属付着量の増加といった水質パラメータの是正を行う。給水水素量の増加は、前記した水素注入により行う。水素注入の場合は、炉心の運転管理で炉内の放射線の分布や強度が変化すると水素注入効果が変化するため、給水水素量を増加してＥＣＰを下げる。ただし、放射線量の制約などによって給水水素量を増加できない場合がある。また、貴金属注入の場合は、水素注入と同様に水素を炉水に添加するので炉心管理の影響を受けることが生じ得る。さらに、貴金属注入の場合は、材料の表面に付着させた貴金属（主に白金）が剥離・脱着や溶出することによって効果が低下することが生じ得る。そこで、是正ステップＳ４では、給水水素量を増加することによって、および／または貴金属の再注入処理を行い、材料の表面への貴金属付着量を増加することによって、ＥＣＰが目標範囲に入るように是正する。また、是正ステップＳ４では、ヒドラジン注入や酸化チタン注入などを行うこともできる。ヒドラジン注入では、ヒドラジンの注入量の増加を行って、ＥＣＰが目標範囲に入るように是正する。酸化チタン注入では、酸化チタン付着量の増加を行って、ＥＣＰが目標範囲に入るように是正する。是正ステップＳ４で水質パラメータの是正を行うことにより、機器信頼性を良好に維持することができる。是正ステップＳ４を実行したら、是正が適切に行われたかを監視ステップＳ２で確認し、効果が得られている場合は監視を継続する。是正ステップＳ４における措置（是正措置）の情報は、改善ステップＳ５およびライフサイクルマネジメントステップＳ６に送られる。具体的には、前記是正措置の情報を受け取った監視ステップＳ２は、是正ステップＳ４の効果を確認するため、該当する機器または部位のＥＣＰを測定し、亀裂進展速度の評価を行い、ＥＣＰの実測値および／または亀裂進展速度の評価結果を改善ステップＳ５およびライフサイクルマネジメントステップＳ６に送るとよい。前記是正措置の情報ならびにＥＣＰの実測値および／または亀裂進展速度の評価結果を受け取った改善ステップＳ５およびライフサイクルマネジメントステップＳ６は、それぞれ後記する処理を行う。
本改善方法では、是正ステップＳ４の次に、改善ステップＳ５を行うとよい。改善ステップＳ５は、是正ステップＳ４を行っても前記ＥＣＰが前記目標範囲に入らない場合に、材料の交換および応力改善のうちの少なくとも一方を行って、前記選定ステップＳ１でリスクが高いと選定された機器または部位の信頼性を継続的に改善させる。これにより、原子炉のＳＣＣリスクを全体として低下させることができる。
例えば、非常に中性子吸収線量の大きな機器または部位では亀裂進展速度がＥＣＰを下げても十分に低下しない可能性がある。また、腐食環境緩和技術が効果のない領域もある。例えば、水素注入や貴金属注入では炉心で炉水が沸騰すると水素が蒸気に抜けてしまうので炉心から給水の混合点で再び水素が添加されるまでの領域ではＥＣＰを下げられない。そのような部位では、改善ステップＳ５により材料の交換や応力改善を行うことが好ましい。例えば、材料の交換はより耐食性の高い材料へ交換される。ニッケル基合金溶接金属１８２から改良ニッケル基合金溶接金属１８２への変更、３０４ステンレス鋼から低炭素３１６ステンレス鋼への変更が材料の交換では行われ、配管や機器の交換やウエルドオーバーレイなどが適用される。また、応力改善では、ウォータジェットピーニングやショットピーニングなどのピーニングによって表面に圧縮応力を付与したり、表面研磨または機械的応力改善（ＭＳＩＰ）したりすることが適用される。ピーニングによって材料の表面に強い圧縮応力を付与することによって数十年という長期にわたりＳＣＣの発生を防ぐことができる。ピーニング施工後は新設プラント相当の初回点検期間となる。改善ステップＳ５を実行したら、実行した旨の情報が、監視ステップＳ２、予防保全実行ステップＳ３およびライフサイクルマネジメントステップＳ６に送られる。前記情報を受け取った監視ステップＳ２は、改善ステップＳ５の効果を確認するため、該当する機器または部位のＥＣＰを測定し、亀裂進展速度の評価を行い、ＥＣＰの実測値および／または亀裂進展速度の評価結果をライフサイクルマネジメントステップＳ６に送るとよい。前記情報ならびにＥＣＰの実測値および／または亀裂進展速度の評価結果を受け取ったライフサイクルマネジメントステップＳ６は、後記する処理を行う。なお、改善ステップＳ５を実行した旨の情報を受け取った予防保全実行ステップＳ３は、この改善ステップＳ５に続けて再度、予防保全実行ステップＳ３を行うこともできる。また、本改善方法では、改善ステップＳ５を、選定ステップＳ１から選定結果を受け取った後に行うこともできる。
本改善方法では、改善ステップＳ５の次に、ライフサイクルマネジメントステップＳ６を行うとよい。ライフサイクルマネジメントステップＳ６は、前記選定ステップＳ１、前記監視ステップＳ２、前記予防保全実行ステップＳ３、前記是正ステップＳ４および前記改善ステップＳ５を繰り返し行わせつつ、前記選定ステップＳ１でリスクが高いと選定された機器または部位の前記ＥＣＰを監視して、前記亀裂進展速度を管理する。つまり、ライフサイクルマネジメントステップＳ６は、上述の機器信頼性プロセスにおける各ステップを相互に連関させ、全体を長期にわたり継続的に繰り返すことによって機器信頼性を向上させる。これにより、原子力プラントＰ１００のＳＳＣ全体のリスクをＡＬＡＲＰまで低下させることができる。また、ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、上述の各ステップからなる機器信頼性プロセスの長期的な実施によって蓄積されたＥＣＰデータ、検査データや他プラントでのＳＣＣ発生進展データなどに基づいて作られたＳＣＣデータベースに基づいて、予防保全のために実施されるＳＣＣの検査によるＳＣＣの状態確認の時間間隔を延ばし、その間の期間をＥＣＰの監視で置き換えたＳＣＣの亀裂進展速度管理を行うことができるようになる。さらに、ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、常時監視している機器または部位を含め、検査によって亀裂が評価通りに進展していたり、または亀裂の発生が認められなかったりした機器または部位については、ＥＣＰの常時監視を前提に点検間隔を延ばしていくことができる。本改善方法では、これによって機器信頼性の向上と合理化とを同時に進行することができる。また、本改善方法では、これによって定検項目の見直しも可能となる。この点が、本改善方法における機器信頼性プロセスによってもたらされる特長である。
≪本改善方法における機器信頼性プロセスの具体例≫
次に、図３を参照して、本改善方法における機器信頼性プロセスの具体例について説明する。図３は、本改善方法によって得られる効果（リスク低下のグラフ）の一例を経時的に示した説明図である。
図３のＩに示すように、まず、選定ステップＳ１によってＳＳＣのＳＣＣリスクの順位付け（機器または部位の分類）が行われる。選定ステップＳ１では、機器・構造物またはその部位（以下、単に「部位」と呼称する場合がある）Ａ～Ｈというリスク順位が決まる。選定ステップＳ１は、最もリスクが高い部位Ａを監視ステップＳ２でのＥＣＰ常時監視指標（腐食電位監視部位）に選定する。腐食電位監視部位は、ＥＣＰが下がり難い部位を選定して指定するとよい。このようにすると、ＥＣＰが下がり易い他の部位については、ＥＣＰを直接測定しなくても同等以上にＥＣＰが下がっているとみなすことができる。そのため、腐食電位センサの設置数を減らすことができる。また、腐食電位センサの設置が困難な箇所への腐食電位センサの設置を行わなくてよくなるため簡素化できる。ＥＣＰが下がり難い部位であるか下がり易い部位であるかの判断は、それまでの実績を考慮して適宜決定することができる。また、ＥＣＰが下がり難い部位であるか下がり易い部位であるかの判断は、部位間の相関や、解析ツールを用いた解析結果などに基づいて決定してもよい。腐食電位センサは、炉水などにおけるＥＣＰを測定できるものであればどのようなものも用いることができる。
そして、監視ステップＳ２では、選定ステップＳ１により選定されたリスクの高い部位ＡのＥＣＰを常時監視指標として監視して、その結果から亀裂進展速度を推定する。
次に、予防保全実行ステップＳ３で腐食環境緩和技術を行うと、各部位Ａ～ＨのＥＣＰは、各部位の条件に応じて低減することになる。そして、ＥＣＰの低下により材料や応力などの条件から亀裂進展速度を算出し、リスクを評価・推定すると、図３のＩＩに示すように、リスクの高さの順位が変化する。図３のＩで最もリスクが高かった部位Ａは、図３のＩＩでは、リスクが低減し、目標以下になっている（目標範囲に入っている）ことがＥＣＰの常時監視によって明示できる。このとき、ＥＣＰから評価したリスクが目標範囲を逸脱した場合、具体的には監視しているＥＣＰが目標範囲の上限値より高くなった場合、是正ステップＳ４で水素注入量を増加したり、貴金属注入を再度行って貴金属付着量を増加したりすることによって水質パラメータを是正し、ＥＣＰを再び目標範囲まで低減させる。
ここで、予防保全実行ステップＳ３および是正ステップＳ４ではリスクが目標範囲まで下がらない場合がある。例えば、図３のＩＩに示す部位Ｃ、Ｄは選定ステップＳ１でリスクが高いと選定されたものであり、予防保全実行ステップＳ３および是正ステップＳ４を行ってもリスクが目標以下にならなかったものである。この場合、図３のＩＩＩに示すように、改善ステップＳ５を行う。改善ステップＳ５では、材料の交換および応力改善のうちの少なくとも一方を行ってリスクを低減し、信頼性を継続的に改善させる。なお、部位Ｃ、Ｄが目標以下にならないことは、ＥＣＰを測定して確かめてもよいし、それまでの実績や他プラントにおけるデータに基づいて判断してもよい。部位Ｃ、Ｄのリスクが改善ステップＳ５によって目標以下になると、リスクの順位は再び変化することになり、図３のＩＩＩに示すように、部位Ｅが最もリスクが高い部位となる。
そして、図３のＩＶに示すように、ライフサイクルマネジメントステップＳ６は、選定ステップＳ１、監視ステップＳ２、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４および改善ステップＳ５を繰り返し行わせる。ライフサイクルマネジメントステップＳ６は、選定ステップＳ１でリスクが高いと選定された部位ＡのＥＣＰを監視して、亀裂進展速度の管理を続ける。つまり、本改善方法では、これらのステップを継続的に機器信頼性プロセスとして実施していくことにより、部位Ａ～ＨのリスクはＡＬＡＲＰになる。部位Ａは最もリスクが高い部位であったが、腐食環境緩和技術などの実施とＥＣＰの常時監視とによって、部位Ａよりリスクの低い他の部位と共にリスクが低下する。そのため、部位Ａのリスクが下がっていることをＥＣＰの常時監視で明示し続けることで、他の部位のリスクも下がっていることを示すことができる。このように、本改善方法では、前記した機器信頼性プロセスを実施することでＢＷＲプラントの信頼性が長期的に改善していく。従って、本改善方法では、ライフサイクルマネジメントステップＳ６が、機器信頼性プロセスで得られた検査結果などのデータベースに基づいてＥＣＰの常時監視を行い、亀裂進展速度を管理することを前提として、部位Ａを含む他の部位の次回検査までの期間を延ばしたり、定期検査時の検査物量を低減したりするなどの安全性を向上させながら合理化を進めることができる。
≪本改善方法による機器信頼性プロセスをＢＷＲに適用した例≫
次に、図１、図２および図４を参照して、本改善方法における機器信頼性プロセスをＢＷＲに適用した例について説明する。図４は、本改善方法をＢＷＲに適用して得られる効果（リスク低下のグラフ）の一例を経時的に示した説明図である。
まず、図１および図４のＩに示すように、選定ステップＳ１によってＳＣＣのリスクの高い機器または部位が選定される。つまり、選定ステップＳ１によってＳＳＣのＳＣＣリスクの順位付け（機器または部位の分類）が行われる。具体的には、図４のＩに示すように、亀裂進展速度の評価結果から、機器・構造物またはその部位として、シュラウドＰ１５（図２）のＨ７溶接線内面（Ｈ７内）、シュラウドＰ１５のＨ４溶接線内面（Ｈ４内）、部位Ａ～Ｆというリスク順位が決まるので、Ｈ７内を監視ステップＳ２におけるＥＣＰ常時監視対象（常時監視指標）に選定する。なお、Ｈ７内は下部プレナム内にあり、シュラウドサポートＰ４１とシュラウドＰ１５を溶接している部位である。Ｈ４内は、シュラウドＰ１５の中間胴を構成する２つの円筒状部材を溶接している部位である。そのため、監視ステップＳ２において、腐食電位センサＰ３５ｃまたは腐食電位センサＰ３５ａでＥＣＰを監視することになる。これらのうち、腐食電位センサＰ３５ｃの方が、下部プレナム内の炉水が直接接する部位のＥＣＰを測定できるので、より正確なＥＣＰが測定できる。腐食電位センサＰ３５ａは、設置は容易だが、ボトムドレンラインＰ３４内での水質の変化（例えば、過酸化水素の分解、酸素および過酸化水素の配管表面での消費）があり得るので、これを考慮して測定値を取り扱うことが好ましい。
次に、図１および図４のＩＩに示すように、予防保全実行ステップＳ３でＥＣＰを低減させるための予防保全として貴金属注入を行う。これにより、Ｈ７内、Ｈ４内、部位Ａ～ＦのＥＣＰは各部位の条件に応じて低減することになる（図４のＩＩ）。ＥＣＰの低減により、材料や応力などの条件から亀裂進展速度を再算出すると、図４のＩＩに示すように、Ｈ４内、Ｈ７内、部位Ａ～Ｆと順位が変化する。ここでは、選定ステップＳ１で最もリスクが高かったＨ７内の亀裂進展速度が目標以下になっていることがＥＣＰの常時監視によって明示できる。このとき、ＥＣＰから評価・推定したリスク（亀裂進展速度）が目標範囲に入らなかった場合（具体的には監視しているＥＣＰが目標より高くなった場合）、是正ステップＳ４によって水素注入量を増加したり、貴金属注入を再度行って貴金属付着量を増加したりすることによって、ＥＣＰを再び目標範囲に入るようにさせる。
Ｈ４内は、炉心からの放射線の影響を受ける部位であるため、亀裂進展速度の推定は、照射材の式を使用するか、腐食環境緩和未対策時の式を使用して評価される。そのため、亀裂進展速度の目標範囲まで腐食環境緩和技術のみでは下げることができない可能性がある。このような部位については、改善ステップＳ５によって、例えば、シュラウド交換のような材料の交換によってＨ４溶接線の無い構造のシュラウドに交換するか、またはウォータジェットピーニングのような応力改善技術を行って、リスクを低減する（図４のＩＩＩ）。図４のＩＩに示すように、この段階で最もリスクが高かったＨ４内の亀裂進展速度は、Ｈ４溶接線の無い構造のシュラウドへの交換またはピーニングによる圧縮応力付与によって、亀裂の発生がないことになり（つまり、図４のＩＩＩに示すように、Ｈ４内のリスクがゼロになり）、リスクが改善ステップＳ５によって目標以下に低減する。これによって、リスクの順位は再び変化することになり、いずれの部位もＡＬＡＲＰの状態になる。Ｈ７内は最もリスクが高い部位であったが、貴金属注入の実行とＥＣＰの常時監視によって部位Ａよりリスクの低い他の部位と共にリスクが低下しているので、部位Ａのリスクが下がっていることをＥＣＰの常時監視で明示し続けることで、他の部位のリスクも下がっていることを示すことができる。従って、図４では示していないが、ライフサイクルマネジメントステップＳ６により、機器信頼性プロセスで得られた検査結果などのデータベースに基づいて、ＥＣＰの常時監視を行って亀裂進展速度を管理することを前提として、Ｈ７内を含む他の部位の次回検査までの期間を延ばしたり、定期検査時の検査物量を低減したりするなどの安全性を向上させながら合理化を進めることができる。
≪変形例≫
監視ステップＳ２は、常時監視しているＥＣＰとの相関を定期的に予め求めた、給水水素濃度、炉水水素濃度、炉水酸素濃度、炉水過酸化水素濃度、炉水電気伝導率、主蒸気系線量率、炉水水素／酸素モル比、炉水余剰水素濃度の中から少なくとも１つ選定された水質パラメータを補助的な常時監視指標として併用できる。また、炉内のＥＣＰ低減のため材料の表面へ付着させた物質の付着量も、補助的な常時監視指標として併用できる。これにより、ＥＣＰを監視するための腐食電位センサが設置できない場所や、故障などの理由で一時的に腐食電位センサが使用できない期間の機器信頼性を保証することができる。なお、ＥＣＰと上記の補助的な常時監視指標との関係は、原子炉の炉心に設置された核燃料の出力制御の状態に影響を受け、核燃料の燃焼度、制御棒の位置、炉心流量などで変化するため、相関関係を長期的に使用し続けることは困難である。従って、これらの関係は、燃料交換ごとに、または長くとも燃料が全て置き換わる５年程度の期間ごとに、定期的に取得し直すことが好ましい。
予防保全実行ステップＳ３において水素注入を行う場合は、バルクの酸化剤（酸素、過酸化水素）濃度を低減することによってＥＣＰを低減する。他方、予防保全実行ステップＳ３において貴金属注入を行う場合は、構造材料の表面に付着した貴金属が電気化学的触媒となって炉水中の酸素および過酸化水素と水素とを電気化学的に反応させて水を形成させることにより、ＥＣＰを低減させる。そのため、貴金属注入の場合は十分な付着量があることを確認した上で、水素が酸素や過酸化水素よりも化学量論的に過剰に存在していることを示す水質パラメータをＥＣＰ測定の補助指標として選ぶとよい。従って、水素／酸素モル比や、余剰水素濃度（水素濃度－酸素・過酸化水素濃度と化学量論比で等価な水素濃度）が十分水素過剰になっていることが好ましい。なお、予防保全実行ステップＳ３において酸化チタン注入を行う場合は、構造材料の表面に付着した酸化チタンがチェレンコフ光と光触媒反応することにより、ＥＣＰを低減する。
また、一連のステップを行って得られたデータから、亀裂進展速度の上昇が、ＥＣＰではなく、電気伝導率のような他の水質変化によるものであることが判明することがある。そのような場合は、例えば、予防保全実行ステップＳ３、改善ステップＳ５および是正ステップＳ４のうちのいずれかのステップにおいて、炉水の浄化力を上げるなどの対策を実施するとよい。
さらに、前述したように、本改善方法は、ＢＷＲだけでなく、ＡＢＷＲなどにも適用され得る。図２はＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００に本改善方法を適用した場合の一例を示している。ＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００では、再循環系配管Ｐ３０や浄化系配管Ｐ２０には、ダウンカマＰ１７の下部の炉水が流れる。そして、図２を参照して説明したように、ＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００の場合には、ＥＣＰの測定は、ボトムドレンラインＰ３４から分岐ラインＰ３４ａを設けてそこにフランジＰ３６を設置し、ここに装荷された腐食電位センサＰ３５ａにより行われる。
この点、ＡＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００の場合には、図５に示すようにしてＥＣＰを測定することができる。なお、図５は、本改善方法が適用された原子力プラントの他の一例（ＡＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００）を示す全体系統構成図である。図５に示す原子力プラントＰ１００と、図２に示す原子力プラントＰ１００との違いは以下のとおりである。図５に示す原子力プラントＰ１００は、再循環系配管Ｐ３０、ジェットポンプＰ２１を備えていない。図５に示す原子力プラントＰ１００には、圧力容器Ｐ１２の底部にインターナルポンプＰ４０が設置されている。また、図５に示す原子力プラントＰ１００では、低圧給水加熱器Ｐ８の抽気蒸気のドレンは復水ポンプＰ５に戻される。高圧給水加熱器Ｐ９の抽気蒸気のドレンは給水配管Ｐ１０に戻される。
図５に示すように、ＡＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００の場合には、ダウンカマＰ１７の上方の炉水でＥＣＰを測定する。これを具現するため、ＡＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００の場合は、ダウンカマＰ１７の上方に接続され、かつ浄化系配管Ｐ２０に接続された配管Ｐ２０ａを利用することができる。具体的には、図５に示すように、配管Ｐ２０ａにフランジＰ３６を設置し、ここに腐食電位センサＰ３５ｅを装荷してＥＣＰを測定することができる。また、図示はしないが、ＡＢＷＲを用いた原子力プラントＰ１００では、配管Ｐ２０ａに分岐ラインを設けて、分岐ラインにフランジを設置し、ここに腐食電位センサを装荷してＥＣＰを測定することができる。
Ｓ１ 選定ステップ
Ｓ２ 監視ステップ
Ｓ３ 予防保全実行ステップ
Ｓ４ 是正ステップ
Ｓ５ 改善ステップ
Ｓ６ ライフサイクルマネジメントステップ
Ｐ１００ 原子力プラント
Ｐ１ 原子炉
Ｐ２ 主蒸気配管
Ｐ３ タービン
Ｐ４ 復水器
Ｐ５ 復水ポンプ
Ｐ６ 復水浄化装置
Ｐ７ 給水ポンプ
Ｐ８ 低圧給水加熱器
Ｐ９ 高圧給水加熱器
Ｐ１０ 給水配管
Ｐ１１ 原子炉格納容器
Ｐ１２ 圧力容器
Ｐ１３ 炉心
Ｐ１４ 抽気配管
Ｐ１５ シュラウド
Ｐ１６ 水素注入装置
Ｐ１７ ダウンカマ
Ｐ１８ 水素注入配管
Ｐ１９ 開閉弁
Ｐ２０ 浄化系配管
Ｐ２０ａ 配管
Ｐ２１ ジェットポンプ
Ｐ２３ 浄化系隔離弁
Ｐ２４ 浄化系ポンプ
Ｐ２５ 再生熱交換器
Ｐ２６ 非再生熱交換器
Ｐ２７ 炉水浄化装置
Ｐ３０ 再循環系配管
Ｐ３１ 貴金属注入装置
Ｐ３２ 貴金属注入配管
Ｐ３３ 開閉弁
Ｐ３４ ボトムドレンライン
Ｐ３６ フランジ
Ｐ３８ 中性子計装管
Ｐ４１ シュラウドサポート
Ｐ３４ａ 分岐ライン
Ｐ３５ａ～Ｐ３５ｄ 腐食電位センサ
Ｐ４０ インターナルポンプ

Claims (7)

  1. 応力腐食割れのリスクの高い機器または部位を選定する選定ステップと、
    選定された前記リスクの高い機器または部位の腐食電位を常時監視指標として監視して、その結果から亀裂進展速度を推定する監視ステップと、
    推定された前記亀裂進展速度が高い機器または部位に対して、前記腐食電位を低減させる予防保全を実行する予防保全実行ステップと、
    前記監視ステップで監視している前記腐食電位が目標範囲に入るように水質パラメータを是正する是正ステップと、
    前記是正ステップを行っても前記腐食電位が前記目標範囲に入らない場合に、材料の交換および応力改善のうちの少なくとも一方を行って、前記選定ステップでリスクが高いと選定された機器または部位の信頼性を継続的に改善させる改善ステップと、
    前記選定ステップ、前記監視ステップ、前記予防保全実行ステップ、前記是正ステップおよび前記改善ステップを繰り返し行わせつつ、繰り返し行われる前記選定ステップでリスクが高いと新たに選定された機器または部位の前記腐食電位を監視して、前記亀裂進展速度を管理していくライフサイクルマネジメントステップと、
    を有することを特徴とする原子力プラントの信頼性改善方法。
  2. 前記選定ステップは、原子力プラントの構造、システムおよび機器のうちの少なくとも１つに対する安全系に関する基準および圧力境界に関する基準のうちの少なくとも一方に基づいて、予めリスク解析ツールおよび専門家の会議のうちの少なくとも一方により選定することを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法。
  3. 前記監視ステップは、常時監視している前記腐食電位を材料、応力および検査による実測亀裂長さのうちの少なくとも１つを用いて前記亀裂進展速度を推定することを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法。
  4. 前記監視ステップは、常時監視している前記腐食電位との相関を定期的に予め求めた、給水水素濃度、炉水水素濃度、炉水酸素濃度、炉水過酸化水素濃度、炉水電気伝導率、主蒸気系線量率、炉水水素／酸素モル比、炉水余剰水素濃度の中から少なくとも１つ選択された水質パラメータを補助的な常時監視指標として併用し、前記腐食電位を低減させる目的のために炉内の材料表面へ付着させた物質の付着量を、前記常時監視指標を補助するために使用することを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法。
  5. 前記予防保全実行ステップでは、前記腐食電位を低減させるため、水素注入、貴金属注入、ヒドラジン注入および酸化チタン注入のうちの少なくとも１つを実施することを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法。
  6. 前記是正ステップは、前記監視ステップで監視している前記腐食電位および推定している前記亀裂進展速度のうちの少なくとも一方が前記目標範囲に入るように給水水素量の増加および貴金属付着量の増加のうちの少なくとも一方を実施することを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法。
  7. 前記ライフサイクルマネジメントステップは、前記選定ステップ、前記監視ステップ、前記予防保全実行ステップ、前記是正ステップおよび前記改善ステップを繰り返し行わせる過程で蓄積した腐食電位データ、検査データおよび他プラントでの応力腐食割れ発生進展データのうちの少なくとも１つに基づいて構築した応力腐食割れデータベースに基づいて、検査による応力腐食割れの状態確認の時間間隔を延ばし、その間の期間を前記腐食電位の監視で置き換えた応力腐食割れの亀裂進展速度管理を行うことを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法。
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