JPH08338895A - 原子力プラントの予防保全方法及び装置 - Google Patents
原子力プラントの予防保全方法及び装置Info
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- JPH08338895A JPH08338895A JP7147095A JP14709595A JPH08338895A JP H08338895 A JPH08338895 A JP H08338895A JP 7147095 A JP7147095 A JP 7147095A JP 14709595 A JP14709595 A JP 14709595A JP H08338895 A JPH08338895 A JP H08338895A
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- nuclear power
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】ＩＡＳＣＣを決定する少なくとも二つの主要因
を同時に考慮し、これらをＩＡＳＣＣ発生基準値以下に
抑えることによって、ＩＡＳＣＣを正しく効果的に抑制
・防止する原子力プラントの予防保全方法及び装置を提
供することにある。 【構成】特に、ＩＡＳＣＣを支配する上記二つの要因を
合わせて考慮した点に特徴を有する。 【効果】本発明は、ＩＡＳＣＣのメカニズムに基づき、
ＩＡＳＣＣを決定する二つの要因によってその発生を規
制しているため、原子力プラントの予防保全が正しく効
果的に図れる効果がある。
を同時に考慮し、これらをＩＡＳＣＣ発生基準値以下に
抑えることによって、ＩＡＳＣＣを正しく効果的に抑制
・防止する原子力プラントの予防保全方法及び装置を提
供することにある。 【構成】特に、ＩＡＳＣＣを支配する上記二つの要因を
合わせて考慮した点に特徴を有する。 【効果】本発明は、ＩＡＳＣＣのメカニズムに基づき、
ＩＡＳＣＣを決定する二つの要因によってその発生を規
制しているため、原子力プラントの予防保全が正しく効
果的に図れる効果がある。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力プラント炉内の
金属材料の予防保全方法及び装置に関し、特に中性子照
射に曝されることによって応力腐食割れが懸念される金
属材料に好適な原子力プラントの予防保全方法および装
置に関する。
金属材料の予防保全方法及び装置に関し、特に中性子照
射に曝されることによって応力腐食割れが懸念される金
属材料に好適な原子力プラントの予防保全方法および装
置に関する。
【０００２】
【従来の技術】オーステナイトステンレス鋼は耐食性に
すぐれていることから原子炉炉内材料として多用されて
いる。しかし、ある値以上の中性子照射を受けると応力
腐食割れ感受性が増大し、いわゆるＩＡＳＣＣを発生す
る可能性が懸念されている。
すぐれていることから原子炉炉内材料として多用されて
いる。しかし、ある値以上の中性子照射を受けると応力
腐食割れ感受性が増大し、いわゆるＩＡＳＣＣを発生す
る可能性が懸念されている。
【０００３】ＩＡＳＣＣは、材料，環境及び応力のそれ
ぞれの要因の基準値が重畳した領域で生じると考えられ
ており、本発明に関わる材料要因に関しては、例えば耐
ＩＡＳＣＣ合金（特開昭61−19765 号）及び炉内構造物
材料の耐食性診断装置（特開平3−4145 号）等が提案さ
れている。
ぞれの要因の基準値が重畳した領域で生じると考えられ
ており、本発明に関わる材料要因に関しては、例えば耐
ＩＡＳＣＣ合金（特開昭61−19765 号）及び炉内構造物
材料の耐食性診断装置（特開平3−4145 号）等が提案さ
れている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】これまでの照射試験デ
ータによれば、ＩＡＳＣＣは照射硬化や照射偏析及び水
素脆化など多種多様の要因が複雑に絡み合って生じてお
り、従来考えられていたように単に一つの要因だけでは
その発生を説明することができない。
ータによれば、ＩＡＳＣＣは照射硬化や照射偏析及び水
素脆化など多種多様の要因が複雑に絡み合って生じてお
り、従来考えられていたように単に一つの要因だけでは
その発生を説明することができない。
【０００５】すなわち、例えば照射硬化要因をＩＡＳＣ
Ｃ発生基準値以下に抑えたからといって他の要因が基準
値を上回る場合にはＩＡＳＣＣを発生する可能性が生じ
るということである。
Ｃ発生基準値以下に抑えたからといって他の要因が基準
値を上回る場合にはＩＡＳＣＣを発生する可能性が生じ
るということである。
【０００６】本発明はこの点に鑑みてなされたもので、
ＩＡＳＣＣを決定する少なくとも二つの主要因を同時に
考慮し、これらをＩＡＳＣＣ発生基準値以下に抑えるこ
とによってＩＡＳＣＣを正しく効果的に抑制・防止する
原子力プラントの予防保全方法及び装置を提供すること
にある。
ＩＡＳＣＣを決定する少なくとも二つの主要因を同時に
考慮し、これらをＩＡＳＣＣ発生基準値以下に抑えるこ
とによってＩＡＳＣＣを正しく効果的に抑制・防止する
原子力プラントの予防保全方法及び装置を提供すること
にある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】本発明の原子力プラント
の予防保全方法は、原子力プラントの金属材料の中性子
照射による物理量の変化量を測定する第１のステップ
と、該物理量の変化量と予め記憶された物理量の変化量
の基準値とを比較して変化量の違いを演算する第２のス
テップと、該第２ステップの比較により測定された物理
量の変化量が前記基準値を超える場合に前記変化量の違
いに基づき水質制御を行う第３のステップとを有するこ
とを特徴とする。
の予防保全方法は、原子力プラントの金属材料の中性子
照射による物理量の変化量を測定する第１のステップ
と、該物理量の変化量と予め記憶された物理量の変化量
の基準値とを比較して変化量の違いを演算する第２のス
テップと、該第２ステップの比較により測定された物理
量の変化量が前記基準値を超える場合に前記変化量の違
いに基づき水質制御を行う第３のステップとを有するこ
とを特徴とする。
【０００８】本発明の原子力プラントの予防保全方法
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を測定する第１のステップと、該物理量の変
化量と予め記憶された物理量の変化量の基準値とを比較
して変化量の違いを演算する第２のステップと、該第２
ステップの比較により測定された物理量の変化量が前記
基準値を超える場合に前記変化量の違いに基づき水質制
御を行う第３のステップと、前記測定された物理量の変
化量を表示する第４のステップとを有することを特徴と
する。
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を測定する第１のステップと、該物理量の変
化量と予め記憶された物理量の変化量の基準値とを比較
して変化量の違いを演算する第２のステップと、該第２
ステップの比較により測定された物理量の変化量が前記
基準値を超える場合に前記変化量の違いに基づき水質制
御を行う第３のステップと、前記測定された物理量の変
化量を表示する第４のステップとを有することを特徴と
する。
【０００９】前記第１ステップの物理量は、０.２ ％耐
力及び粒界Ｃｒ濃度であることが望ましい。
力及び粒界Ｃｒ濃度であることが望ましい。
【００１０】また、前記第１ステップの物理量は、硬さ
及び粒界Ｃｒ濃度であることが望ましい。
及び粒界Ｃｒ濃度であることが望ましい。
【００１１】前記第２ステップにおける物理量の基準値
は、０.２ ％耐力の増加量が５５kg／mm2以下であり、
粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下であることが望まし
い。
は、０.２ ％耐力の増加量が５５kg／mm2以下であり、
粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下であることが望まし
い。
【００１２】前記第２ステップにおける物理量の基準値
は、ビッカース硬さの増加量が150Ｈｖ以下であり、粒
界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下であることが望ましい。
は、ビッカース硬さの増加量が150Ｈｖ以下であり、粒
界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下であることが望ましい。
【００１３】本発明の原子力プラントの予防保全方法
は、原子力プラントの金属材料の0.2％耐力及び粒界Ｃ
ｒ濃度の変化量を任意の期間ごとに測定し、測定された
該0.2％耐力の増加量が５５kg／mm2 を超え、かつ測定
された粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％を超える場合には、
前記原子力プラントの炉水の適切な水質制御を実施し、
測定された該０.２％耐力の増加量が５５kg／mm2以下で
ありかつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下で
ある場合であって、測定された該０.２ ％耐力の増加量
が４５kg／mm2を超え、かつ測定された粒界Ｃｒ濃度の
低下量が３.５％を超える場合には、測定する任意の期
間を短くすることを特徴とする。
は、原子力プラントの金属材料の0.2％耐力及び粒界Ｃ
ｒ濃度の変化量を任意の期間ごとに測定し、測定された
該0.2％耐力の増加量が５５kg／mm2 を超え、かつ測定
された粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％を超える場合には、
前記原子力プラントの炉水の適切な水質制御を実施し、
測定された該０.２％耐力の増加量が５５kg／mm2以下で
ありかつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下で
ある場合であって、測定された該０.２ ％耐力の増加量
が４５kg／mm2を超え、かつ測定された粒界Ｃｒ濃度の
低下量が３.５％を超える場合には、測定する任意の期
間を短くすることを特徴とする。
【００１４】本発明の原子力プラントの予防保全装置
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を測定する手段と、該物理量の変化量と予め
記憶された物理量の変化量の基準値とを比較する手段
と、物理量の変化量の比較結果に基づき原子力プラント
の炉水の水質を制御する手段とを有することを特徴とす
る。
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を測定する手段と、該物理量の変化量と予め
記憶された物理量の変化量の基準値とを比較する手段
と、物理量の変化量の比較結果に基づき原子力プラント
の炉水の水質を制御する手段とを有することを特徴とす
る。
【００１５】本発明の原子力プラントの予防保全装置
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を測定する手段と、該物理量の変化量と予め
記憶された物理量の変化量の基準値とを比較する手段
と、物理量の変化量の比較結果に基づき原子力プラント
の炉水の水質を制御する手段と、前記測定された物理量
の変化量を表示する手段とを有することを特徴とする。
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を測定する手段と、該物理量の変化量と予め
記憶された物理量の変化量の基準値とを比較する手段
と、物理量の変化量の比較結果に基づき原子力プラント
の炉水の水質を制御する手段と、前記測定された物理量
の変化量を表示する手段とを有することを特徴とする。
【００１６】前記物理量の変化量を測定する手段が、
０.２ ％耐力及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を測定する手段
であることが望ましい。
０.２ ％耐力及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を測定する手段
であることが望ましい。
【００１７】前記物理量の変化量を測定する手段が、硬
さ及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を測定する手段であること
が望ましい。
さ及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を測定する手段であること
が望ましい。
【００１８】予め記憶する物理量の基準値は、０.２％
耐力の増加量が５５kg／mm2以下であり、粒界Ｃｒ濃度
の低下量が４％以下であることが望ましい。
耐力の増加量が５５kg／mm2以下であり、粒界Ｃｒ濃度
の低下量が４％以下であることが望ましい。
【００１９】予め記憶する物理量の基準値は、ビッカー
ス硬さの増加量が１５０Ｈｖ以下であり、粒界Ｃｒ濃度
の低下量が４％以下であることが望ましい。
ス硬さの増加量が１５０Ｈｖ以下であり、粒界Ｃｒ濃度
の低下量が４％以下であることが望ましい。
【００２０】本発明の原子力プラントの予防保全装置
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を任意の期間ごとに測定する手段と、該物理
量の変化量と予め記憶された物理量の変化量の複数の基
準値とそれぞれ比較する手段と、物理量の変化量の比較
結果に基づき原子力プラントの炉水の水質を制御する手
段と、前記測定された物理量の変化量と複数の基準値と
の比較結果を表示する手段とを有することを特徴とす
る。
は、原子力プラントの金属材料の中性子照射による物理
量の変化量を任意の期間ごとに測定する手段と、該物理
量の変化量と予め記憶された物理量の変化量の複数の基
準値とそれぞれ比較する手段と、物理量の変化量の比較
結果に基づき原子力プラントの炉水の水質を制御する手
段と、前記測定された物理量の変化量と複数の基準値と
の比較結果を表示する手段とを有することを特徴とす
る。
【００２１】以上、本発明は、特に上記二つの要因、す
なわち、２種の物理量を考慮した点に特徴を有する。
なわち、２種の物理量を考慮した点に特徴を有する。
【００２２】ここで、硬さ、０.２ ％耐力及び粒界Ｃｒ
濃度の３種の物理量を測定し、予防保全することによ
り、予防保全の精度は向上すると考えられる。
濃度の３種の物理量を測定し、予防保全することによ
り、予防保全の精度は向上すると考えられる。
【００２３】
【作用】原子炉炉内材料として多用されているオーステ
ナイトステンレス鋼は、中性子照射を受けることによ
り、０.２ ％耐力の増加や伸びの低下（いわゆる照射硬
化や脆化）を生じ、また粒界Ｃｒ濃度の低下やＰの濃化
（いわゆる照射偏析）を生じることが知られている。
ナイトステンレス鋼は、中性子照射を受けることによ
り、０.２ ％耐力の増加や伸びの低下（いわゆる照射硬
化や脆化）を生じ、また粒界Ｃｒ濃度の低下やＰの濃化
（いわゆる照射偏析）を生じることが知られている。
【００２４】上記照射硬化や脆化は、照射によって形成
された原子空孔や格子間原子などの照射欠陥集合体が変
形抵抗を増大させるために生じ、また照射偏析は原子空
孔や格子間原子などの点欠陥が移動に当たって溶質原子
の拡散を誘起するために生じると認識されている。
された原子空孔や格子間原子などの照射欠陥集合体が変
形抵抗を増大させるために生じ、また照射偏析は原子空
孔や格子間原子などの点欠陥が移動に当たって溶質原子
の拡散を誘起するために生じると認識されている。
【００２５】これまでに得られた照射試験データによれ
ば、ＩＡＳＣＣ感受性は照射硬化や脆化が大きいほど、
また照射偏析が大きいほど大きく、これら要因と関係し
ていることが示唆されている。
ば、ＩＡＳＣＣ感受性は照射硬化や脆化が大きいほど、
また照射偏析が大きいほど大きく、これら要因と関係し
ていることが示唆されている。
【００２６】また、核変換や腐食反応等によって発生す
る水素も関係しているのではないかと考えられている。
る水素も関係しているのではないかと考えられている。
【００２７】上記のようにＩＡＳＣＣは多種多様の要因
に影響されているが、影響の度合いはそれぞれの要因に
よって異なることが考えられ、したがって、ＩＡＳＣＣ
を決定する主要因を明らかにしてそれらを発生基準値以
下に抑えることによってＩＡＳＣＣ正しく効果的に抑制
・防止することができると考える。
に影響されているが、影響の度合いはそれぞれの要因に
よって異なることが考えられ、したがって、ＩＡＳＣＣ
を決定する主要因を明らかにしてそれらを発生基準値以
下に抑えることによってＩＡＳＣＣ正しく効果的に抑制
・防止することができると考える。
【００２８】本発明は、上記に関し、ＩＡＳＣＣを耐食
性と粒界脆化の二つの観点からとらえた。
性と粒界脆化の二つの観点からとらえた。
【００２９】そして、それぞれを決定する要因は粒界Ｃ
ｒ濃度と照射硬化と考えた。
ｒ濃度と照射硬化と考えた。
【００３０】その理由は、粒界Ｃｒ濃度が低下するとそ
の粒界上の皮膜が母材部のそれよりも不安定なため破壊
しやすく溶解（割れ）を促進するためである。
の粒界上の皮膜が母材部のそれよりも不安定なため破壊
しやすく溶解（割れ）を促進するためである。
【００３１】また、偏析は前記したように照射によって
形成される原子空孔や格子間原子などの点欠陥との相互
作用によって生じ、Ｃｒなどオーバーサイズ原子は原子
空孔，Ｐなどアンダーサイズ原子は格子間原子と相互作
用によって生じることから両者の偏析は近似的に対応す
ることが考えられ、Ｃｒの偏析によってＰの偏析も考慮
される。
形成される原子空孔や格子間原子などの点欠陥との相互
作用によって生じ、Ｃｒなどオーバーサイズ原子は原子
空孔，Ｐなどアンダーサイズ原子は格子間原子と相互作
用によって生じることから両者の偏析は近似的に対応す
ることが考えられ、Ｃｒの偏析によってＰの偏析も考慮
される。
【００３２】また、照射硬化が起きると不均一塑性変形
（転位チャンネリング）が生じやすくなり、不均一塑性
変形は粒界の局所応力を増加させるため粒界割れを促進
するためである。
（転位チャンネリング）が生じやすくなり、不均一塑性
変形は粒界の局所応力を増加させるため粒界割れを促進
するためである。
【００３３】この場合強度の高いものほど水素脆化感受
性は高いので、水素の寄与も考慮される。
性は高いので、水素の寄与も考慮される。
【００３４】以上、本発明はＩＡＳＣＣを支配する上記
二つの要因を合わせて考慮し、その２種の物理量を、粒
界Ｃｒ濃度と照射硬化（硬さ又は０.２ ％耐力）等にし
た。上記二つの要因のＩＡＳＣＣ発生基準を明らかに
し、また、披検査材料の照射硬化（照射による０.２ ％
耐力あるいは硬さの増加）及び照射偏析（照射による粒
界Ｃｒ濃度の低下）を測定する。
二つの要因を合わせて考慮し、その２種の物理量を、粒
界Ｃｒ濃度と照射硬化（硬さ又は０.２ ％耐力）等にし
た。上記二つの要因のＩＡＳＣＣ発生基準を明らかに
し、また、披検査材料の照射硬化（照射による０.２ ％
耐力あるいは硬さの増加）及び照射偏析（照射による粒
界Ｃｒ濃度の低下）を測定する。
【００３５】そして、前記測定値が基準値を超えないか
どうかを比較することにより原子力プラントの予防保全
が正しく効果的に図れる。
どうかを比較することにより原子力プラントの予防保全
が正しく効果的に図れる。
【００３６】また、上記予防保全方法は、原子力プラン
トの金属材料の中性子照射による物理量の変化量を測定
する手段と、該物理量の変化量と予め記憶された物理量
の変化量の基準値とを比較する手段と、物理量の変化量
の比較結果に基づき原子力プラントの炉水の水質を制御
する手段と、前記測定された物理量の変化量を表示する
手段とを有する原子力プラントの予防保全装置によって
可能となる。
トの金属材料の中性子照射による物理量の変化量を測定
する手段と、該物理量の変化量と予め記憶された物理量
の変化量の基準値とを比較する手段と、物理量の変化量
の比較結果に基づき原子力プラントの炉水の水質を制御
する手段と、前記測定された物理量の変化量を表示する
手段とを有する原子力プラントの予防保全装置によって
可能となる。
【００３７】
【実施例】本発明の一実施例を図面を用いて説明する。
【００３８】図１は本発明のフローチャートを示す。
【００３９】まず、スタート部１で予防保全システムを
立ちあげる。
立ちあげる。
【００４０】そして、測定部２で披検査材料の照射硬化
及び照射偏析を測定し、入力部３で該測定値を入力し、
記憶部４で該測定値を記憶する。
及び照射偏析を測定し、入力部３で該測定値を入力し、
記憶部４で該測定値を記憶する。
【００４１】次に、比較部５で該測定値と予め記憶され
た硬さや０.２ ％耐力及び粒界Ｃｒ濃度のＩＡＳＣＣ発
生基準値を比較演算する。
た硬さや０.２ ％耐力及び粒界Ｃｒ濃度のＩＡＳＣＣ発
生基準値を比較演算する。
【００４２】比較部５の計算結果、測定値が基準値を超
える場合、必要に応じて水質制御部６で水質制御等の対
策を施す。
える場合、必要に応じて水質制御部６で水質制御等の対
策を施す。
【００４３】測定値が基準値を超えない場合、測定部２
に戻る。
に戻る。
【００４４】また、必要に応じて該測定値の照射量依存
性を表示部７でＣＲＴに表示し、その変化が予測できる
ようにする。
性を表示部７でＣＲＴに表示し、その変化が予測できる
ようにする。
【００４５】図２は、本発明の構成図を示す。
【００４６】図１との対応で記せば、スタート部１は披
検査材料によって測定した硬さや０.２ ％耐力及び粒界
Ｃｒ濃度を入力するキーボード３，測定部２は該測定値
と予め記憶されたＩＡＳＣＣ発生基準値とを比較演算す
る中央演算部（ＣＰＵ）９，記憶部４は該測定値や上記
基準値等の記憶部４，水質制御部６は中央演算部９の計
算結果に基づく水質制御等の水質制御部６，表示部７は
上記測定値の照射量依存性を表示するＣＲＴである。
検査材料によって測定した硬さや０.２ ％耐力及び粒界
Ｃｒ濃度を入力するキーボード３，測定部２は該測定値
と予め記憶されたＩＡＳＣＣ発生基準値とを比較演算す
る中央演算部（ＣＰＵ）９，記憶部４は該測定値や上記
基準値等の記憶部４，水質制御部６は中央演算部９の計
算結果に基づく水質制御等の水質制御部６，表示部７は
上記測定値の照射量依存性を表示するＣＲＴである。
【００４７】以下、上記の根拠となるデータの詳細を示
す。
す。
【００４８】図３は、炉内で約２.５×１０21ｎ／cm2ま
で中性子照射されたオーステナイトステンレス鋼の照射
による０.２ ％耐力の増加量Δσｙ（照射後の値と照射
前の値の差、２８８℃での値）と、照射後低歪速度引張
試験(いわゆるＳＳＲＴ試験)による粒界型ＳＣＣ破面率
（％ＩＧＳＣＣ，２８８℃での値）の関係を示す。
で中性子照射されたオーステナイトステンレス鋼の照射
による０.２ ％耐力の増加量Δσｙ（照射後の値と照射
前の値の差、２８８℃での値）と、照射後低歪速度引張
試験(いわゆるＳＳＲＴ試験)による粒界型ＳＣＣ破面率
（％ＩＧＳＣＣ，２８８℃での値）の関係を示す。
【００４９】図３からわかるように、％ＩＧＳＣＣはΔ
σｙがある値以上大きくなると増大する。しかし、その
大きさは鋼種によって異なる。
σｙがある値以上大きくなると増大する。しかし、その
大きさは鋼種によって異なる。
【００５０】また、図４はフィールドエミッション型透
過電子顕微鏡（ＦＥ−ＴＥＭ）によって測定した照射に
よる粒界Ｃｒ濃度の低下量ΔＣｒと上記％ＩＧＳＣＣの
関係を示す。
過電子顕微鏡（ＦＥ−ＴＥＭ）によって測定した照射に
よる粒界Ｃｒ濃度の低下量ΔＣｒと上記％ＩＧＳＣＣの
関係を示す。
【００５１】この場合にも、％ＩＧＳＣＣはΔＣｒがあ
る値以上大きくなると増大するが、その大きさは鋼種に
よって異なっている。
る値以上大きくなると増大するが、その大きさは鋼種に
よって異なっている。
【００５２】以上の結果は、ＩＡＳＣＣ発生に対する限
界値が存在する。
界値が存在する。
【００５３】限界値は、Δσｙで約４５kgｆ／mm2及び
ΔＣｒで約３.５％である。
ΔＣｒで約３.５％である。
【００５４】しかし、この限界値以上であっても、％Ｉ
ＧＳＣＣ＝０で、ＳＣＣ感受性を示さないデータがみら
れることがわかった。
ＧＳＣＣ＝０で、ＳＣＣ感受性を示さないデータがみら
れることがわかった。
【００５５】本結果は、前述したように、ＩＡＳＣＣが
単に一つの要因によっては定まらない、すなわち、ＩＡ
ＳＣＣを決定する２つの要因のうち一つがＩＡＳＣＣ発
生の限界値以下であっても、もう一方の要因が限界値以
上であればＩＡＳＣＣを発生する可能性があると考えら
れる。
単に一つの要因によっては定まらない、すなわち、ＩＡ
ＳＣＣを決定する２つの要因のうち一つがＩＡＳＣＣ発
生の限界値以下であっても、もう一方の要因が限界値以
上であればＩＡＳＣＣを発生する可能性があると考えら
れる。
【００５６】図５は、上記の観点からＩＡＳＣＣ発生の
有無をΔＣｒとΔσｙの関係で示したものである。
有無をΔＣｒとΔσｙの関係で示したものである。
【００５７】図５によれば、Δσｙ及びΔＣｒがそれぞ
れ約５５kgｆ／mm2 以下及び４％以下であれば、ＩＡＳ
ＣＣが抑制・防止されることがわかる。
れ約５５kgｆ／mm2 以下及び４％以下であれば、ＩＡＳ
ＣＣが抑制・防止されることがわかる。
【００５８】なお、これらの基準値が上記値と異なるの
は、ΔＣｒ≦４％であってもΔσｙ＞５５kgｆ／mm2 で
あるために、ＩＡＳＣＣ発生するデータがあるためであ
る。図６は、Δσｙと照射によるビッカース硬さの増加
ΔＨｖ（Δσｙは２８８℃，ΔＨｖは室温での値）の関
係を示す。
は、ΔＣｒ≦４％であってもΔσｙ＞５５kgｆ／mm2 で
あるために、ＩＡＳＣＣ発生するデータがあるためであ
る。図６は、Δσｙと照射によるビッカース硬さの増加
ΔＨｖ（Δσｙは２８８℃，ΔＨｖは室温での値）の関
係を示す。
【００５９】両者は鋼種に依らず一本の直線関係で示さ
れる。
れる。
【００６０】これよりΔσｙはΔＨｖに置き換えて評価
することができ、上記Δσｙ約５５kgｆ／mm2 はΔＨｖ
で約１５０に相当する。
することができ、上記Δσｙ約５５kgｆ／mm2 はΔＨｖ
で約１５０に相当する。
【００６１】以上のように、ＩＡＳＣＣを決定する二つ
の要因の基準値を明らかにすることができた。
の要因の基準値を明らかにすることができた。
【００６２】これによって、披検査材料の照射による硬
さの増加あるいは０.２ ％耐力の増加とともに粒界Ｃｒ
濃度の低下を測定し、該測定値が上記基準値を超えない
かどうかを比較・監視することによって原子力プラント
の予防保全が図れる。
さの増加あるいは０.２ ％耐力の増加とともに粒界Ｃｒ
濃度の低下を測定し、該測定値が上記基準値を超えない
かどうかを比較・監視することによって原子力プラント
の予防保全が図れる。
【００６３】万一基準値を超える場合には、必要に応じ
て水素注入などの環境緩和処置を施すことができる。
て水素注入などの環境緩和処置を施すことができる。
【００６４】本発明は、タービン通過後、蒸気復水した
後の給水系ラインに行うことで適切な予防保全を行うこ
とができる。
後の給水系ラインに行うことで適切な予防保全を行うこ
とができる。
【００６５】また、図７に粒界Ｃｒ濃度変化量と０．２
％耐力変化量との関係における制御領域を示す。
％耐力変化量との関係における制御領域を示す。
【００６６】原子力プラントの金属材料の０.２ ％耐力
及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を任意の期間ごとに測定し、
測定された該０.２％耐力の増加量が５５kg／mm2を超
え、かつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％を超え
る場合には、前記原子力プラントの炉水の適切な水質制
御を実施する。
及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を任意の期間ごとに測定し、
測定された該０.２％耐力の増加量が５５kg／mm2を超
え、かつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％を超え
る場合には、前記原子力プラントの炉水の適切な水質制
御を実施する。
【００６７】すなわち、図７に示す領域Ｉの場合には、
ＩＡＳＣＣ発生の可能性があるため、前記原子力プラン
トの炉水の適切な水質制御を実施する。
ＩＡＳＣＣ発生の可能性があるため、前記原子力プラン
トの炉水の適切な水質制御を実施する。
【００６８】測定された該０.２％耐力の増加量が５５k
g／mm2以下でありかつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量
が４％以下である場合であって、測定された該０.２ ％
耐力の増加量が４５kg／mm2を超え、かつ測定された粒
界Ｃｒ濃度の低下量が３.５％を超える場合には、測定
する任意の期間を短くする。
g／mm2以下でありかつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量
が４％以下である場合であって、測定された該０.２ ％
耐力の増加量が４５kg／mm2を超え、かつ測定された粒
界Ｃｒ濃度の低下量が３.５％を超える場合には、測定
する任意の期間を短くする。
【００６９】すなわち、図７に示す領域IIの場合には、
現状ではＩＡＳＣＣ発生の可能性はないが、時間経過に
つれ、その可能性は発生する危険性があるため、通常よ
り測定する期間を短くすることが望ましい。
現状ではＩＡＳＣＣ発生の可能性はないが、時間経過に
つれ、その可能性は発生する危険性があるため、通常よ
り測定する期間を短くすることが望ましい。
【００７０】この際、必要であれば、適切な水質制御を
実施することがより好ましい。
実施することがより好ましい。
【００７１】測定された該０.２％耐力の増加量が４５k
g／mm2以下でありかつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量
が３.５％ 以下である場合には、通常の測定期間で、水
質制御を実施する必要は無いと考えられる。
g／mm2以下でありかつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量
が３.５％ 以下である場合には、通常の測定期間で、水
質制御を実施する必要は無いと考えられる。
【００７２】すなわち、図７に示す領域III の場合に
は、ＩＡＳＣＣ発生の可能性はないため、通常の測定期
間で、水質制御を実施する必要は無いと考えられる。
は、ＩＡＳＣＣ発生の可能性はないため、通常の測定期
間で、水質制御を実施する必要は無いと考えられる。
【００７３】
【発明の効果】本発明はＩＡＳＣＣのメカニズムに基づ
き、ＩＡＳＣＣを決定する二つの要因によってその発生
を規制しているため、原子力プラントの予防保全が適切
により精度よく実施できる。
き、ＩＡＳＣＣを決定する二つの要因によってその発生
を規制しているため、原子力プラントの予防保全が適切
により精度よく実施できる。
【図１】本発明の内容を示すフローチャート。
【図２】本発明のシステム構成図。
【図３】照射による０.２ ％耐力の増加量と粒界型ＳＣ
Ｃ感受性の関係。
Ｃ感受性の関係。
【図４】照射による粒界Ｃｒ濃度の低下量と粒界型ＳＣ
Ｃ感受性の関係。
Ｃ感受性の関係。
【図５】ＩＡＳＣＣ発生の有無に対する照射による０.
２ ％耐力の増加量と照射による粒界Ｃｒ濃度の低下量
の関係。
２ ％耐力の増加量と照射による粒界Ｃｒ濃度の低下量
の関係。
【図６】照射による０.２ ％耐力の増加量とビッカース
硬さの関係。
硬さの関係。
【図７】ＩＡＳＣＣ発生の有無に対する照射による０.
２ ％耐力の増加量と照射による粒界Ｃｒ濃度の低下量
の関係における制御範囲。
２ ％耐力の増加量と照射による粒界Ｃｒ濃度の低下量
の関係における制御範囲。
１…スタート部、２…測定部、３…入力部、４…記憶
部、５…比較部、６…水質制御部、７…表示部、８…エ
ンド部、９…中央演算部。
部、５…比較部、６…水質制御部、７…表示部、８…エ
ンド部、９…中央演算部。
Claims (14)
- 【請求項１】原子力プラントの金属材料の中性子照射に
よる物理量の変化量を測定する第１のステップと、該物
理量の変化量と予め記憶された物理量の変化量の基準値
とを比較して変化量の違いを演算する第２のステップ
と、該第２ステップの比較により測定された物理量の変
化量が前記基準値を超える場合に前記変化量の違いに基
づき水質制御を行う第３の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予防保全方法。 - 【請求項２】原子力プラントの金属材料の中性子照射に
よる物理量の変化量を測定する第１のステップと、該物
理量の変化量と予め記憶された物理量の変化量の基準値
とを比較して変化量の違いを演算する第２のステップ
と、該第２ステップの比較により測定された物理量の変
化量が前記基準値を超える場合に前記変化量の違いに基
づき水質制御を行う第３のステップと、前記測定された
物理量の変化量を表示する第４の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予防保全方法。 - 【請求項３】請求項１又は請求項２に記載の原子力プラ
ントの予防保全方法において、前記第１ステップの物理
量は、０.２ ％耐力及び粒界Ｃｒ濃度であることを特徴
とする原子力プラントの予防保全方法。 - 【請求項４】請求項１又は請求項２に記載の原子力プラ
ントの予防保全方法において、前記第１ステップの少な
くとも２種の物理量は、硬さ及び粒界Ｃｒ濃度であるこ
とを特徴とする原子力プラントの予防保全方法。 - 【請求項５】請求項３に記載の原子力プラントの予防保
全方法において、前記第２ステップにおける物理量の基
準値は、０.２％耐力の増加量が５５kg／mm2以下であ
り、粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下であることを特徴
とする原子力プラントの予防保全方法。 - 【請求項６】請求項４に記載の原子力プラントの予防保
全方法において、前記第２ステップにおける物理量の基
準値は、ビッカース硬さの増加量が１５０Ｈｖ以下であ
り、粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％以下であることを特徴
とする原子力プラントの予防保全方法。 - 【請求項７】原子力プラントの金属材料の０.２ ％耐力
及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を任意の期間ごとに測定し、
測定された該０.２％耐力の増加量が５５kg／mm2を超
え、かつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下量が４％を超え
る場合には、前記原子力プラントの炉水の適切な水質制
御を実施し、測定された該０.２ ％耐力の増加量が５５
kg／mm2 以下でありかつ測定された粒界Ｃｒ濃度の低下
量が４％以下である場合であって、測定された該０.２
％耐力の増加量が４５kg／mm2を超え、かつ測定された
粒界Ｃｒ濃度の低下量が３.５ ％を超える場合には、測
定する任意の期間を短くすることを特徴とする原子力プ
ラントの予防保全方法。 - 【請求項８】原子力プラントの金属材料の中性子照射に
よる物理量の変化量を測定する手段と、該物理量の変化
量と予め記憶された物理量の変化量の基準値とを比較す
る手段と、物理量の変化量の比較結果に基づき原子力プ
ラントの炉水の水質を制御する手段とを有することを特
徴とする原子力プラントの予防保全装置。 - 【請求項９】原子力プラントの金属材料の中性子照射に
よる物理量の変化量を測定する手段と、該物理量の変化
量と予め記憶された物理量の変化量の基準値とを比較す
る手段と、物理量の変化量の比較結果に基づき原子力プ
ラントの炉水の水質を制御する手段と、前記測定された
物理量の変化量を表示する手段とを有することを特徴と
する原子力プラントの予防保全装置。 - 【請求項１０】請求項８又は請求項９に記載の原子力プ
ラントの予防保全装置において、前記物理量の変化量を
測定する手段が、０.２ ％耐力及び粒界Ｃｒ濃度の変化
量を測定する手段であることを特徴とする原子力プラン
トの予防保全装置。 - 【請求項１１】請求項８又は請求項９に記載の原子力プ
ラントの予防保全装置において、前記物理量の変化量を
測定する手段が、硬さ及び粒界Ｃｒ濃度の変化量を測定
する手段であることを特徴とする原子力プラントの予防
保全装置。 - 【請求項１２】請求項１０に記載の原子力プラントの予
防保全装置において、予め記憶する物理量の基準値は、
０.２％耐力の増加量が５５kg／mm2以下であり、粒界Ｃ
ｒ濃度の低下量が４％以下であることを特徴とする原子
力プラントの予防保全装置。 - 【請求項１３】請求項１１に記載の原子力プラントの予
防保全装置において、予め記憶する物理量の基準値は、
ビッカース硬さの増加量が１５０Ｈｖ以下であり、粒界
Ｃｒ濃度の低下量が４％以下であることを特徴とする原
子力プラントの予防保全装置。 - 【請求項１４】原子力プラントの金属材料の中性子照射
による物理量の変化量を任意の期間ごとに測定する手段
と、該物理量の変化量と予め記憶された物理量の変化量
の複数の基準値とそれぞれ比較する手段と、物理量の変
化量の比較結果に基づき原子力プラントの炉水の水質を
制御する手段と、前記測定された物理量の変化量と複数
の基準値との比較結果を表示する手段とを有することを
特徴とする原子力プラントの予防保全装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7147095A JPH08338895A (ja) | 1995-06-14 | 1995-06-14 | 原子力プラントの予防保全方法及び装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7147095A JPH08338895A (ja) | 1995-06-14 | 1995-06-14 | 原子力プラントの予防保全方法及び装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08338895A true JPH08338895A (ja) | 1996-12-24 |
Family
ID=15422376
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7147095A Pending JPH08338895A (ja) | 1995-06-14 | 1995-06-14 | 原子力プラントの予防保全方法及び装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08338895A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7637653B2 (en) * | 2006-06-21 | 2009-12-29 | Areva Np Inc. | Method to analyze economics of asset management solutions for nuclear steam generators |
-
1995
- 1995-06-14 JP JP7147095A patent/JPH08338895A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7637653B2 (en) * | 2006-06-21 | 2009-12-29 | Areva Np Inc. | Method to analyze economics of asset management solutions for nuclear steam generators |
| US7810991B2 (en) | 2006-06-21 | 2010-10-12 | Areva Np Inc. | Method to analyze economics of asset management solutions for nuclear steam generators |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20041207 |