JP5205644B2 - 試験容器及びその試験容器を用いた試験方法 - Google Patents
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Description
放射線照射試験は加速照射試験であるため、γ線によるコンクリート試験体の内部発熱により試験体の温度が約60℃に上昇することが本試験を対象とした解析により確認されている。また、試験体は、試験容器内を流れる乾燥したヘリウムガスによる極度の乾燥を避ける目的で、セミシール容器に装荷している。
影響確認試験は、放射線を受けるコンクリートと受けないコンクリートの違いを評価するための試験として、照射影響確認試験、乾燥影響確認試験および基本試験の3種類を実施する。
照射影響確認試験は、放射線照射試験から発熱の影響、乾燥の影響を取除き、放射線の影響のみを抽出するために実施している。試験体を放射線照射試験と同形状のセミシール容器に入れ、容器外部の設定温度を照射試験のモニタリング温度(上記放射線照射試験における試験体の平均計測温度)で加熱した試験である。
乾燥影響確認試験は、セミシール容器条件の影響を評価するため、照射影響確認試験からセミシール容器を使用せず、試験体を露出した状態で、実施するものである。温度条件は、照射影響確認試験と同じく照射試験のモニタリング温度で加熱し、湿度は60% RH一定としている。
基本試験は、コンクリート試験体物性の経時変化を見るために温度20℃、湿度60%RH一定とした試験である。
次に、本実施形態の試験容器を用いた試験方法について説明をする。第1実験例として本発明の試験容器の乾燥防止効果を確認する事前確認試験について説明をする。
照射試験中に発生する水素ガスを強制的に排出する目的で、湿度0%のヘリウムガスが約60cc/minの速度で試験容器内に流される。ヘリウムガスが直接コンクリート試験体に当たることにより懸念される試験体の極度の乾燥を防ぐための対策として計画された、試験体のセミシール化の有効性を確認する。
2.1 セミシール容器(図1参照)
(1)材料:SUS304
(2)サイズ
内径:φ50.4mm
容器内上部空間(試験体上面と内筒容器上壁との間隔)の高さ:7mm
発生ガス混合エリア(発生ガス混合部10c)の高さ:25mm
(3)構造:上部にφ1mmの穴を設け、それ以外は全て密閉
(1)調合:照射試験用コンクリート試験体と同一材料、同一調合、同一製作方法
(2)サイズ:φ50×100(ダミー試験体:φ50×25)
表2は、試験パラメータ及び試験体数を示す表である。
実験ケースは、恒温・恒湿槽内に設置したセミシール容器に0%RHのヘリウムガスを60cc/minで供給し、水蒸気と混合したガスをセミシール容器から直接恒温・恒湿槽外部へ排気する構成とした。
(1)測定項目:質量(試験開始前および30日経過後)
(2)発生ガス混合エリアからのガス抜き管にトラップを設け、放出ガスの湿度を測定した。
(1)実験ケースと標準ケースの質量変化は、ほぼ同じである。
(2)比較ケースは、実験ケースや標準ケースと比較して、質量変化が4倍以上大きくなる。
φ1mmの穴のみ開けた容器にコンクリート試験体を封入するセミシール容器は、湿度0%のヘリウムガスによる試験体の極度の乾燥に対する防止策として有効であることを確認した。
次に第2実験例として、本発明の試験容器を用いた実際のコンクリート評価について説明をする。
1.1 コンクリート試験体
コンクリート試験体の調合を表4に示す。試験体の作製に使用した材料は、日本の原子力発電所で一般的に使用されているものの中から選定した。コンクリート試験体の形状は、試験容器の大きさを踏まえ、φ50mm×100mmの円筒形とした。コンクリートは打設後、20℃、60%RHの環境で3か月間の封緘養生を行った後、試験開始まで同環境で気中養生を行った。なお、照射によるコンクリート試験体への影響を比較するため、照射期間中、20℃、60%RHの環境下に暴露した非照射の試験体を用いた試験も実施した。
照射試験は、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの材料試験炉(JMTR)を使用して行った。
本試験では、上部にφ1mmの穴を設け、それ以外は全て密閉された構造を有する直径60mm、高さ約1mのステンレス製の試験容器を用いた(図1参照)。この試験容器の中に、コンクリート試験体(φ50mm×100mm)4体、熱電対を埋め込んだ温度測定用のコンクリート試験体(φ50mm×25mm)4体、中性子照射量を測定するためのフルエンスモニタ等を装荷した。
(1)温度
コンクリート試験体の温度は、日本の原子力発電所の設計規格である社団法人日本機械学会のコンクリート製原子炉格納容器規格で定められている65℃の制限値以下に収めることを目標とした。なお、この65℃という温度制限値は、The American Society of Mechanical Engineers(ASME)のコンクリート製原子炉格納容器に関する規格に示される値(150°F)を踏まえて設定されている。(表5)
選定した照射孔における照射条件に基づき、中性子照射量を3水準設定した。3水準のステップごとの目標中性子照射量を表6に示す。最終的な目標中性子照射量は、標準的な沸騰水型原子炉(BWR)の原子炉圧力容器外側における60年分の高速中性子照射量(3.0×1018n/cm2(E>0.1MeV))を超える値とし、ステップ1では10年分、ステップ2では60年分、ステップ3では40年分の中性子照射量を設定した。
コンクリートに放射線を照射すると、コンクリート中の水分が分解し、水素ガス等が発生する。そのため、水素ガス濃度を4%以下に抑えるために、試験容器内に一定流量のキャリアガスを供給し、発生したガスを逃がすこととした。また、発生ガスの濃度を確認するため、定期的に測定を行った。
照射中の測定項目及び照射後のコンクリート試験体を用いた測定項目を以下に示す。
(1)照射中:温度、中性子照射量、発生ガス濃度(水素ガス、酸素ガス、窒素ガス)
(2)照射後:圧縮強度、静弾性係数、寸法、外観、走査型電子顕微鏡(SEM)観察
照射中の測定結果の一覧を表7に示す。
照射中のコンクリート試験体の温度は、すべてのステップで温度制限値(65℃)以下を満足した。
中性子照射量を解析により算出するとともに、フルエンスモニタの放射化量から得られた中性子照射量により解析結果を補正した。
照射中に発生した水素ガスと酸素ガスのガス濃度測定結果の一例を図4に示す。水素ガス濃度は、照射開始直後にピークを示し、その後徐々に減少したことから、放射線照射による水の分解が収まっていると考えられる。また、酸素ガス濃度は、照射開始から約100時間後から確認され、約400時間後から徐々に減少した。これらの傾向は、全てのステップで同じ傾向を示した。
(1) 圧縮強度
高速中性子照射量とコンクリート試験体の圧縮強度との関係を図5に示す。図の縦軸は、非照射試験体の圧縮強度(4体の平均値)に対する照射試験体の圧縮強度の比率を示している。
高速中性子照射量とコンクリート試験体の静弾性係数との関係を図6に示す。図の縦軸は、非照射試験体の静弾性係数(4体の平均値)に対する照射試験体の静弾性係数の比率を示している。
照射前後のコンクリート試験体の直径、高さを比較した結果、いずれの試験体も変化率は±0.1%以内で、測定器の測定誤差と同等であり、照射による寸法変化はほとんど無いことが分かった。
照射後のコンクリート試験体の外観に変状やひび割れは観察されなかった。さらに、コンクリートを微視的に観察するために、試験体を破砕し、破砕面のSEM観察を行った。この結果、非照射試験体との明らかな違いは観察されなかった。
Hilsdorfらの文献中に掲載されている、中性子照射量と圧縮強度の関係を示した図は、日本の高経年化した原子力発電所のコンクリートの健全性を評価する際に引用されている。
(b) 試験体の大きさが非常に小さい。(一辺が8mm〜15mm)
(c) 圧縮強度ではなく、曲げ強度のデータで評価している。
以上の結果から、本試験における照射量の範囲では、放射線照射はコンクリートの圧縮強度に大きな影響を及ぼさず、遮へい性能への大きな影響も無いことを確認した。また、本試験においては、放射線による寸法や組織の変化もほとんど生じないことや、放射線分解によるガスの発生挙動等の知見が得られた。これらの知見は、原子力発電所のコンクリート構造物のみならず、放射線を受ける原子力施設等の長期的な健全性評価においても有用な知見であると考えられる。
10:外筒容器
20:排出管
30:供給管
40:第1の内筒容器
50:第2の内筒容器
Claims (8)
- スイープガスの供給及び排出が行われる発生ガス混合部と、
前記発生ガス混合部に隣接して配置され、試験中に試験体から発生するガスを前記発生ガス混合部へ排出するための少なくとも1つの小孔部を有し、前記小孔部以外は前記試験体を密閉して格納する試験体格納部と、
を備えることを特徴とする試験容器。 - 前記発生ガス混合部を備え、前記スイープガスの一定方向の流れが内部に形成される外筒容器と、
前記試験体格納部を備え、前記小孔部を前記スイープガスの流れの下流の方向に向けて前記外筒容器の内部に配置された内筒容器と、
を備えることを特徴とする請求項1に記載の試験容器。 - 前記試験容器は、放射線照射試験用の試験容器であることを特徴とする請求項1または2に記載の試験容器。
- 前記試験容器は、加熱試験用の試験容器であることを特徴とする請求項1または2に記載の試験容器。
- 放射線照射試験時又は加熱試験時には、前記試験体から発生するガスにより、前記試験体格納部内の圧力が前記発生ガス混合部内の圧力よりも高くなり、前記小孔部から前記試験体格納部内への前記スイープガスの流入が阻止されることを特徴とする請求項1から4のいずれかに記載の試験容器。
- 試験体を請求項1から5のいずれかに記載の試験容器に格納し、放射線を照射して放射線照射試験を行い、
前記試験体を請求項1から5のいずれかに記載の試験容器に格納し、前記放射性照射試験のモニタリング温度で加熱のみを行う照射影響確認試験を行い、
前記放射線照射試験の結果と前記照射影響確認試験の結果とを比較して、前記試験体への放射線の影響を分離して評価することを特徴とする試験方法。 - 前記試験体を請求項1から5のいずれかに記載の試験容器に格納せずに、所定の恒湿とした環境下で前記放射性照射試験のモニタリング温度で加熱を行う乾燥影響確認試験をさらに行い、
前記照射影響確認試験の結果と前記乾燥影響確認試験の結果とを比較して、前記試験体への前記試験容器の影響を分離して評価することを特徴とする請求項6に記載の試験方法。 - 前記試験体を請求項1から5のいずれかに記載の試験容器に格納せずに、所定の恒温及び所定の恒湿とした環境下で静置する基本試験をさらに行い、
前記乾燥影響確認試験の結果と前記基本試験との結果とを比較して、前記試験体への前記温度の影響を分離して評価することを特徴とする請求項7に記載の試験方法。
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