JP7635173B2

JP7635173B2 - 中性子照射量の評価方法

Info

Publication number: JP7635173B2
Application number: JP2022048537A
Authority: JP
Inventors: 康平大友; 重彰田中; 琢矢小川; 真史市川; 一宏茶谷
Original assignee: Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd; Toshiba Energy Systems and Solutions Corp
Current assignee: Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd; Toshiba Energy Systems and Solutions Corp
Priority date: 2022-03-24
Filing date: 2022-03-24
Publication date: 2025-02-25
Anticipated expiration: 2042-03-24
Also published as: JP2023141942A

Description

本発明の実施形態は、中性子照射量の評価方法に関する。

原子炉の高経年化が進み、中性子照射の影響による材料劣化事象に対する技術評価が現実の問題として求められている。特に原子炉に装荷された燃料集合体に近い上部格子板等の構造物は、中性子照射により誘起される材料中の亀裂の発生、進展を評価する必要があるが、現在の高速中性子束の評価は解析値を用いており、より精度良く評価するためには実機構造物の中性子束の実測値が必要である。

また、２０１１年の震災以降の原子炉は長期間に渡り稼働を停止しており、中性子照射量を実測するためには、１０年以上の年数経過においても放射能量の定量が可能な核種を選定する必要がある。

^９３Ｎｂから高速中性子による非弾性散乱（生成式：^９３Ｎｂ（ｎ，ｎ’）^９３ｍＮｂ）により生成される^９３ｍＮｂは、半減期が１６．１３年と比較的長く、原子炉内に装荷された燃料より産出される高速中性子により核種変換する元素であるため、高速中性子束を実測評価する際の分析対象として利用されている。これまで、Ｎｂ濃度が既知のＮｂドシメータワイヤーを分析評価することで、原子炉内に装荷された材料の中性子照射量を実測することを可能にする手法開発などが行われてきた（例えば特許文献１）。

しかし、原子炉の構造物に使用されているステンレス鋼の中性子照射量等を調査しようとした場合は元素の初期値が不明なため、対象元素の初期値を推定する手法の構築が必要となる。

このような場合に中性子照射量を測定する手法は、^９３ｍＮｂの放射能量及び^９３Ｎｂの核種変換を起こす前の元素濃度を推定することで、原子炉運転期間中の高速中性子束を導出するというものである。

しかし、ステンレス鋼中の^９３Ｎｂの濃度はｐｐｍオーダーと非常に小さく、微量元素分析技術が必要となる。また、^９３ｍＮｂは、^９２Ｍｏ（ｎ，γ）^９３Ｍｏ、^９３Ｍｏの軌道電子捕獲崩壊によっても生成されることが既知であり、^９２Ｍｏは、天然に存在するＭｏの同位体で、Ｍｏは原子炉のステンレス鋼中に約２％程度含まれる元素である。そのため、^９３Ｎｂから生成される^９３ｍＮｂの放射能量を測定する際は、^９２Ｍｏから生成される^９３ｍＮｂの放射能量の影響を排除する必要がある。なお、^９３ｍＮｂは崩壊により^９３Ｎｂを生成する。

特許登録第３８４５６３８号公報

上記のように従来は、震災以降、長期間停止している原子炉等の中性子照射量の実測が困難な実機構造物においては、高経年化評価に使用する中性子照射量は解析値を使用しており、中性子照射量の影響評価は維持規格にて記載された過度に保守的な評価手法を適用している。また、原子炉の中性子照射量を評価する際に、半減期が長く、ステンレス鋼中に含まれている微量の^９３Ｎｂから生成される^９３ｍＮｂは高速中性子束の評価対象の核種として有用ではあるが、^９３ｍＮｂの複数ある生成機構のうち、^９３Ｍｏ由来の^９３ｍＮｂの影響を排除する手法は確立されていない。

本発明は、係る従来の事情に対処してなされたものであり、長期停止中の実機プラントのステンレス鋼部材を用いて中性子照射量を実測することができ、中性子照射量影響評価を精度良く行うことのできる中性子照射量の評価方法を提供することを目的とする。

実施形態に係る中性子照射量の評価方法は、原子力プラントの中性子照射を受けた材料から試料を採取する採取工程と、前記試料を溶解して溶解液とする溶解工程と、前記溶解液中のＮｂ元素濃度とＭｏ元素濃度を測定する元素濃度測定工程と、前記溶解液中のＮｂとＭｏとを分離する分離工程と、前記分離工程で分離したＮｂ中の^９３ｍＮｂの放射能及び前記分離工程で分離したＭｏ中の^９３Ｍｏの放射能を測定する放射能測定工程と、前記元素濃度測定工程の測定結果と、前記放射能測定工程の測定結果とから、^９３ｍＮｂに対して、ＮｂとＭｏの寄与の割合を推定し、^９３ｍＮｂの放射能の測定値より、^９２Ｍｏより生成した^９３ｍＮｂの放射能を差し引き、試料採取箇所の中性子束を推定する中性子束推定工程と、を具備したことを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、長期停止中の実機プラントのステンレス鋼部材を用いて中性子照射量を実測することができ、中性子照射量影響評価を精度良く行うことのできる中性子照射量の評価方法を提供することができる。

第１実施形態に係る中性子照射量の評価方法の手順を模式的に示す工程図。第１実施形態における試料の秤量及び溶解の概略を示す概略工程図。第１実施形態における溶解液分離の概略を示す概略工程図。第１実施形態における高速中性子束の実測値を元に解析値を補正する手法を説明するための図。第１実施形態における解析値の補正結果を元に照射誘起応力腐食割れ評価を改善する手法を説明するための図。

以下、実施形態に係る中性子照射量の評価方法の詳細を、図面を参照して説明する。

本実施形態は、原子炉に装荷された燃料より中性子照射を受けるステンレス鋼部材において、震災以降長期間停止した場合においても、微量元素濃度分析と放射化核種の放射能により高速中性子束を実測することができる手法の確立を目的とする。

原子炉内のステンレス鋼部材に含まれる微量元素であるＮｂ濃度、及び、長期停止した原子炉の照射量評価において有用である^９３ｍＮｂの放射能量を測定する。ステンレス鋼のような^９３Ｎｂ含有量がｐｐｍオーダーの材料においても誘導結合プラズマ質量分析装置や誘導結合プラズマ発光分光分析装置を用いることにより、Ｎｂ濃度を測定することが可能である。^９３ｍＮｂの放射能量及び^９３Ｎｂの濃度を定量した上で、^９２Ｍｏ由来の^９３ｍＮｂの放射能量を除外し、^９３Ｎｂから生成した^９３ｍＮｂより高速中性子束を推定し、中性子照射量を求める。

（第１実施形態）
第１実施形態に係るステンレス鋼を用いた中性子照射量評価方法の手順の一例を図１に示す。また、図２に試料の秤量及び溶解の概略工程図を示す。図２に示すように、まず照射を受けたステンレス鋼１から試料２を採取する。試料２を秤量し、テフロン（登録商標）ビーカ３に入れ、塩酸４、硝酸５、フッ酸６を加えて加熱溶解する（図１のステップ１１）。加熱溶解終了後の溶解液７を質量既知の容器８に回収し、テフロン（登録商標）ビーカ３を純水で洗浄することで出来る洗浄液も容器に回収し、溶解液７と合一させる。質量既知の容器８に入った溶解液７の質量測定を行う。

溶解液７を希釈した溶解液９を対象に、ステンレス鋼中のＮｂ濃度を誘導結合プラズマ質量分析装置等により測定する。誘導結合プラズマ質量分析装置で測定する際にはマトリックス干渉等の影響を排除するため、金属元素の濃度を１００ｐｐｍ以下になるよう希釈する。溶解液の希釈には２％硝酸等を用いて希釈し、希釈倍率は正確に把握する。Ｎｂの定量は検量線法や内標準法により行う。ステンレス鋼のＮｂ濃度は（希釈した溶解液中のＮｂ濃度×希釈倍率×溶解液量／試料量）で求められる。同様に、希釈した溶解液９を用いてステンレス鋼中のＭｏの元素分析を、同一の測定装置を使用して実施する（図１のステップ１２）。

溶解液７を対象にステンレス鋼中の^９３ｍＮｂの放射能量を測定する（図１のステップ１５）。また、Ｍｏ由来の^９３ｍＮｂを評価するために^９３Ｍｏの放射能量についても測定する（図１のステップ１６）。放射能測定は、化学分離（図１のステップ１３）を行った後実施する。

図３に化学分離操作の概略工程図を示す。溶解液の全量又は一部を２ｍｏｌ/ｌのフッ酸に調製し、陰イオン交換樹脂に通液する。この際、Ｍｏ、Ｎｂが樹脂に吸着する。つづいて、陰イオン交換樹脂に８ｍｏｌ／ｌフッ酸と４ｍｏｌ／ｌ塩酸の混合液を通液することでＭｏを溶離・回収する。

その後に、陰イオン交換樹脂に１ｍｏｌ／ｌ塩酸を通液することで、Ｎｂを溶離・回収する。Ｍｏ回収溶液及びＮｂ回収溶液の蒸発乾固後、再度溶解し、Ｍｏ溶解液とＮｂ溶解液を作製した上で、ＭｏとＮｂの回収率評価１を実施する（図１のステップ１４）。この際、ＭｏやＮｂの測定には、誘導結合プラズマ質量分析装置や誘導結合プラズマ発光分光分析装置などが適している。

回収率評価とは、化学分離の前後での元素の質量の変化を割合で評価する工程である。Ｍｏ溶解液、Ｎｂ溶解液をそれぞれ分取し、ランタン及びアンモニア水を添加し、水酸化ランタンを沈殿させる。この時、Ｍｏ溶解液ではＭｏがろ液側に残存し、線量の高い核種や同じ放射線エネルギーを有する核種が水酸化ランタンとともに沈殿する。

水酸化ランタン沈殿後のＭｏ溶解液についてろ過を行い、Ｍｏを含むろ液を回収する。ろ液を対象にＭｏの沈殿操作を行うことでＭｏの沈殿物を取得する。その際、Ｍｏの沈殿操作に最低限必要なＭｏ量の制約がある場合には、Ｍｏろ液に対して所定量のＭｏを添加した後、沈殿操作を行う。Ｎｂ溶解液では、Ｎｂがランタンとともに沈殿する。

Ｍｏ沈殿試料、Ｎｂ沈殿試料を用いて^９３ｍＮｂと^９３ＭＯの放射能測定（図１のステップ１５、１６）及びＮｂとＭｏの回収率評価２（図１のステップ１７、１８）を実施する。放射能測定は、^９３ｍＮｂと^９３Ｍｏが放出するＸ線を測定するため、低エネルギー光子測定用のＧｅ半導体検出器が適している。また、沈殿試料の回収率評価２は、例えば、蛍光Ｘ線分析装置により沈殿試料中の元素を定量することで評価する。定量は検量線法により行う。

試料中の放射能量は、
（沈殿試料中の放射能量）／
（（分離供試割合）×（イオン交換回収率）×（測定供試割合）×（沈殿回収率））
である。
ここで、分離供試割合は、溶解液から陰イオン交換樹脂を用いた化学分離に供した溶解液の割合。イオン交換回収率は、元素濃度分析と回収率評価１の比率より得られる元素の質量比である。測定供試割合は、回収溶液から測定に供した溶液の割合である。沈殿回収率は、沈殿操作に供した溶液中に含まれる元素の質量と沈殿試料中の元素の質量の比率である。

^９３ｍＮｂの放射能量測定値より、^９２Ｍｏより生成した^９３ｍＮｂの放射能量を差し引くことで、^９３Ｎｂより生成した^９３ｍＮｂの放射能量のみが導出される。運転期間中の^９２Ｍｏからの^９３ｍＮｂの生成量をＮ_{Ｎｂ９３ｍ}、^９３Ｍｏの生成量をＮ_{Ｍｏ９３ｍ}、運転期間（照射時間）をtとすると以下の式で表せる。
Ｎ_{Ｎｂ９３ｍ}＝λ_１λ_２Ｎ_１［｛ｅ^－λ１ｔ／（λ_２－λ_１）（λ_３－λ_１）｝＋
｛ｅ^－λ２ｔ／（λ_１－λ_２）（λ_３－λ_２）｝＋｛ｅ^－λ３ｔ／（λ_１－λ_３）（λ_２－λ_３）｝］
Ｎ_Ｍｏ９３＝λ_１Ｎ_１［｛ｅ^－λ１ｔ／（λ_２－λ_１）｝＋｛ｅ^－λ２ｔ／（λ_１－λ_２）｝］

式中の定数λ_ｉは以下のとおりである。
λ_１＝σ_{９２Ｍｏ／９３Ｍｏ}×φ_ｔｈ
λ_２＝λ_Ｍｏ９３
λ_３＝λ_{Ｎｂ９３ｍ}
Ｎ_１は^９２Ｍｏの初期の原子数、σ_{９２Ｍｏ／９３Ｍｏ}は、^９２Ｍｏ（ｎ，γ）^９３Ｍｏの熱中性子捕獲断面積、φ_ｔｈは熱中性子束、λ_Ｍｏ９３は^９３Ｍｏの壊変定数、λ_{Ｎｂ９３ｍ}は^９３ｍＮｂの壊変定数である。Ｎ_１については以下の式より求まる。
Ｎ_１＝Ｍ×Ｃ×Ｆ×Ｎ_Ａ／Ｇ
ここで、Ｍ：試料量（ｇ）、Ｃ：試料中の元素組成（％）、Ｆ：元素の天然存在比（％）、Ｎ_Ａ：アボガドロ定数（ｍｏｌ^－１）、Ｇ：原子量（ａｍｕ）

ステンレス鋼中の^９２Ｍｏの元素組成Ｃはミルシート等の値を参照することで求められる。また、運転（照射）終了後の冷却期間ｔｃを考慮した^９３Ｍｏの生成量Ｎ’_Ｍｏ９３は実測により既知であるため、Ｎ_Ｍｏ９３を以下の式より求めることで、熱中性子束φ_ｔｈが導出可能である。
Ｎ_Ｍｏ９３＝Ｎ’_Ｍｏ９３×ｅ^λ２ｔｃ
なお、運転停止プラントに対しては、停止期間中の^９３Ｍｏからの^９３ｍＮｂの生成反応についても考慮する必要がある。運転（照射）終了後の冷却期間ｔｃを考慮した^９３Ｍｏ由来の^９３ｍＮｂの原子数Ｎ’_{Ｎｂ９３ｍ}と放射能Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｍｏ）}’は以下の式で算出される。
Ｎ’_{Ｎｂ９３ｍ}＝（λ_２／（λ_３－λ_２））Ｎ_Ｍｏ９３（ｅ^{－λ２ｔｃ}－ｅ^{－λ３ｔｃ}）＋Ｎ_{Ｎｂ９３ｍ}ｅ^{－λ３ｔｃ}
Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｍｏ）}’＝Ｎ’_{Ｎｂ９３ｍ}λ_３

高速中性子束φ_ｆは、^９３Ｎｂと高速中性子の非弾性散乱により生成する^９３ｍＮｂの放射能Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｎｂ）}、^９３ｍＮｂの放射能量測定結果Ａ_{Ｎｂ９３ｍ}’、放射能量測定時の^９３Ｎｂ由来の^９３ｍＮｂの放射能量Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｎｂ）}’、放射能量測定時の^９２Ｍｏ由来の^９３ｍＮｂの放射能量Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｍｏ）}’、 ^９３Ｎｂの初期量Ｎ´_Ｎｂ９３、^９３Ｎｂ（ｎ，ｎ’）^９３ｍＮｂの非弾性散乱断面積σ_{Ｎｂ９３／９３ｍ}、^９３ｍＮｂの崩壊定数λ_{２Ｎｂ９３ｍ}を用いて以下の式で表される。
Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｎｂ）}’＝Ａ_{Ｎｂ９３ｍ}’－Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｍｏ）}’
Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｎｂ）}＝Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｎｂ）}’×ｅ^{λＮｂ９３ｍｔＣ}
φ_ｆ＝Ａ_{Ｎｂ９３ｍ（Ｎｂ）}／［Ｎ_Ｎｂ９３σ_{Ｎｂ９３／９３ｍ}｛１－ｅｘｐ（－λ_{Ｎｂ９３ｍ}ｔ）｝］
Ｎ_Ｎｂ９３は、^９３Ｎｂの初期量を示しており、^９３Ｎｂの濃度を元にＮ_１と同様の手法で求める。

以上のようにして高速中性子束φ_ｆ及を求めることができる（図１のステップ１９）。そして、高速中性子束φ_ｆ及び運転年数（照射期間）tを用いることで、試料２が原子炉内に装荷された燃料から受ける中性子照射量が算出される。以上より、初期のＮｂ濃度が不明なステンレス鋼を使用した中性子照射量評価が可能となる（図１のステップ２０）。

^９３ｍＮｂより求められる高速中性子束の実測値を用いて炉内構造物の高速中性子束の解析値を補正する（図１のステップ２１）。縦軸を高速中性子束（ｎ／ｃｍ^２／ｓｅｃ）、横軸を原子炉内装荷燃料からの距離とした図４のグラフに示す通り、ある厚さまたは長さを有する炉内構造物の材料劣化事象に関する現在の評価には、高速中性子束の実線で示す解析値１０１を用いているが、現行評価では評価対象の構造物において、最も中性子束が高い部位の解析値（評価対象部材の燃料最近接部の解析値）を評価に使用している。

高速中性子束の実測を行い、対象部材評価時に用いる高速中性子束の解析値１０１を高速中性子束の一点鎖線で示す実測値（例１）１０２や、二点鎖線で示す実測値（例２）１０３を元に、評価線全体を補正することで構造物の中性子照射量評価を行う。これにより従来は解析値でのみ評価していた原子炉内構造物の中性子照射量評価を実測データに即した値で実施することが可能となる。なお、一点鎖線で示す実測値（例１）は、実線で示す解析値より高速中性子束が高い場合の例を示し、二点鎖線で示す実測値（例２）は、実線で示す解析値より高速中性子束が低い場合の例を示しているが、何れの場合も、１０２，１０３で示す円形の領域においては、最も中性子束が高い部位の解析値（評価対象部材の燃料最近接部の解析値）を用いる場合よりも低く評価することができる。

図５に材料評価の例として、炉内構造物の照射誘起応力腐食割れの評価に本手法を適用したケースを示す（図１のステップ２２）。従来は解析値を元に保守的な中性子照射量を適用していた従来の亀裂進展評価２０１（実線）に対して、実測値を元に解析値を補正した中性子照射量の値を用いた改善された亀裂進展評価２０２（点線）によって、照射誘起応力腐食割れによる亀裂深さ及び長さが部材の厚さ、長さまで到達するまでの年数が長くなり、結果として、運転年数の延長が見込まれる。

以上のように、第１実施形態によれば、長期停止中の実機プラントのステンレス鋼部材を用いて中性子照射量を実測することで、炉内においても照射量の分布があることのエビデンスの取得が可能となり、中性子照射量影響評価の高度化が可能となる。また、評価対象によっては、中性子照射により誘起される亀裂発生／進展が貫通に至るまでの実効運転年数（ＥＦＰＹ）の延長が見込まれる。

（第２実施形態）
次に、第２実施形態について説明する。第２実施形態では、原子炉の長期運転停止に伴い、^９２Ｍｏ由来の^９３Ｎｂの量の割合が徐々に大きくなることを考慮し、^９３Ｎｂ量に対する^９２Ｍｏの影響を排除し、より精度よく^９３Ｎｂの初期値を推定する。すなわち、中性子照射の終了後に^９３Ｍｏの崩壊により生成する^９３ｍＮｂ、および^９３ｍＮｂの崩壊により生成する^９３Ｎｂが、^９３Ｎｂの中性子照射前の初期の元素濃度を推定する際に及ぼす影響を評価し、^９３Ｎｂの中性子照射の前の初期値を導出する。この場合以下の式を用いて^９２Ｍｏ由来の^９３Ｎｂの量を求める。なお、この際分母に（λ_ｉ－λ_ｉ）となる値は含まない。
Ｎ_Ｎｂ９３＝λ_１λ_２λ_３Ｎ_１×Σ^４ _ｉ＝１［｛１／（λ_１－λ_ｉ）…（λ_４－λ_ｉ）｝ｅ^－λｉｔ］
＋λ_２λ_３Ｎ_Ｍｏ９３×Σ^４ _ｉ＝２［｛１／（λ_２－λ_ｉ）…（λ_４－λ_ｉ）｝ｅ^{－λｉｔｃ}］

ここで、λ_４は、^９３Ｎｂの壊変定数λ_Ｎｂ９３であるが、^９３Ｎｂは天然存在比１００％の安定同位体のため、λ_Ｎｂ９３＝０である。以上より求められる^９３Ｎｂの量から測定により得られる^９３Ｎｂの量との差を求めることで、^９３Ｎｂの初期量算出の高度化が可能となる。

以上、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掲示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、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ともに、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。

１……照射を受けたステンレス鋼、２……試料、３……テフロン（登録商標）ビーカ、４……塩酸、５……硝酸、６……フッ酸、７……溶解液、８……質量既知の容器、９……希釈した溶解液。

Claims

原子力プラントの中性子照射を受けた材料から試料を採取する採取工程と、
前記試料を溶解して溶解液とする溶解工程と、
前記溶解液中のＮｂ元素濃度とＭｏ元素濃度を測定する元素濃度測定工程と、
前記溶解液中のＮｂとＭｏとを分離する分離工程と、
前記分離工程で分離したＮｂ中の^９３ｍＮｂの放射能及び前記分離工程で分離したＭｏ中の^９３Ｍｏの放射能を測定する放射能測定工程と、
前記元素濃度測定工程の測定結果と、前記放射能測定工程の測定結果とから、^９３ｍＮｂに対して、ＮｂとＭｏの寄与の割合を推定し、^９３ｍＮｂの放射能の測定値より、^９２Ｍｏより生成した^９３ｍＮｂの放射能を差し引き、試料採取箇所の中性子束を推定する中性子束推定工程と、
を具備したことを特徴とする中性子照射量の評価方法。
前記中性子束推定工程の推定結果を元に、前記試料の採取箇所の中性子照射量の実測値を評価する中性子照射量評価工程を具備したことを特徴とする請求項１に記載の中性子照射量の評価方法。
前記分離工程の後、Ｎｂ及びＭｏの回収率評価を行う工程を具備したことを特徴とする請求項１又は２に記載の中性子照射量の評価方法。
前記分離工程の後、Ｎｂの沈殿試料及びＭｏの沈殿試料を作製し、前記放射能測定工程を実施することを特徴とする請求項１乃至３の何れか１項に記載の中性子照射量の評価方法。
前記Ｎｂの沈殿試料及び前記Ｍｏの沈殿試料の回収率評価を行う工程を具備したことを特徴とする請求項４に記載の中性子照射量の評価方法。
中性子照射の終了後に^９３Ｍｏの崩壊により生成する^９３ｍＮｂ、および^９３ｍＮｂの崩壊により生成する^９３Ｎｂが、^９３Ｎｂの中性子照射前の初期の元素濃度を推定する際に及ぼす影響を評価し、^９３Ｎｂの中性子照射前の初期値を導出することを特徴とする請求項１乃至５の何れか１項に記載の中性子照射量の評価方法。