JPS63313042A - 放射性流体配管の検査方法 - Google Patents

放射性流体配管の検査方法

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JPS63313042A
JPS63313042A JP62149013A JP14901387A JPS63313042A JP S63313042 A JPS63313042 A JP S63313042A JP 62149013 A JP62149013 A JP 62149013A JP 14901387 A JP14901387 A JP 14901387A JP S63313042 A JPS63313042 A JP S63313042A
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JP
Japan
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film
radiation
piping
fluid
pipe
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Pending
Application number
JP62149013A
Other languages
English (en)
Inventor
Kunio Enomoto
榎本 邦夫
Makoto Hayashi
林 眞琴
Masahiro Otaka
大高 正広
Satoshi Sugano
智 菅野
Kunio Hasegawa
長谷川 邦夫
Tasuku Shimizu
翼 清水
Takashi Saito
隆 斉藤
Hideyo Saito
英世 斉藤
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Length-Measuring Devices Using Wave Or Particle Radiation (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は稼働中プラントの配管の管内面異常検査法に係
り、特に原子炉−次系配管の肉厚減少検査法に好適な配
管検査法に関する。
〔従来の技術〕
放射線による検査は溶接部の欠陥検査に最も良く使われ
ている〔原子カプラントにおける非破壊査と破壊力学的
評価:昭和52年9月 社団法人日本溶接学会発行〕、
シかし、それは機器の側進過程など運転開始前に使わけ
る場合が多い〔28130機器の稼働中の検査(I S
 I)には、高放射線場、装置の接近性、検査員の被爆
等の点から適用部位は限定される。
また、超音波探傷、液体浸透探傷、磁粉探傷。
渦流探傷が機器の稼働中の検査として良く使われるが、
運転中のモニタリングとして使われているものは無い。
蓄積性放射線計測に関する出願もあるが(特願昭53−
122880号)、人体に関するものであって、モニタ
リングにはむいていない。
〔発明が解決しようとする問題点〕
従来から良く使われている。放射線検査は特別の線源、
照射装置、電源、冷却水を要し、しかも運転開始したプ
ラントにたいしてはさらに接近性、検査員の被爆等問題
があるために従来の放射線検査技術は限られた部位に対
してしか適用できず、主として、運転開始前の製造過程
での検査に使われることが多かった。運転開始後は共用
期間中検査として超音波探傷、液体浸透探傷が行われる
ことが殆どであるが、これも溶接部など特定部位にたい
してしか用いられない。
上記の従来技術は全て材料中の傷を検査するものであっ
て、管内面のクラッド状況や肉厚減少を調べたりするも
のはない。また、共用期間中検査は定期検査として行わ
れるものであって、任意時期の検査あるいは常時の異常
監視として行われるものではない。
本発明の目的は、上記の従来技術の這点を排し。
放射線検査の手法を応用した配管内面の放射性クラッド
の正常付着、異常付着、剥離、減肉等の性状及び亀裂進
展等の結果生じた割れからの流体漏洩をプラント運転中
でも監視できる方法を提供することにある。
〔問題点を解決するための手段〕
原子カプラントの一次系配管内には、60Co。
58Co、54Mn等の放射性腐食生成物質を含有する
冷却水が流れている。これ等の放射性物質は配管内表面
に付着してクラッドを形成する。見方を変えると、原子
カプラントの一次系配管は放射線源を自身で内蔵してい
ることになる。従って、配管外表面に放射線感応フィル
ムを接置しておき適当な期間を置いた後にそのフィルム
を取外して現像処理をおこない、その黒化度解析から配
管内面の性状、肉厚減少状況を評価することができる。
本フィルムは装着期間内における管内面のクラッドの付
着剥離、減肉等の挙動の累積情報として把握できる。
また、漏洩冷却水による湿分吸収により電気抵抗が変化
する流体捕捉材に複数の電極を一定間隔をおいて配置し
た漏洩検出テープの電極間抵抗及び電位を計ることによ
って1貫通割れを検出することができ、常時Il!察も
できる。
すなわち、放射線感応フィルムと漏検出テープ連結する
ことによって配管内面の性状、肉厚減少状況及び貫通割
れの両方共検出することができ、また、モニタリングが
可能となる。
〔作用〕
管の肉厚減少、クラッドの局部的剥離、クラッドの局部
的付着等の配管内面の異常が本発明によって検査できる
基本概念をいかに述べる。配管内の放射性流体に含まれ
る放射性物質の例として60Coの例について述べるが
、54Mn、58Co等の場合も基本は変わらない。
配管内の放射性流体に含まれる放射性物質は管の内壁に
錆等の形で付着してクラッド層を形成する。配管内の放
射性物質の95%はクラッドに、残りの5%が放射性流
体に含まれている。
肉厚25IIImの鉄鋼管の原子力配管につき、放射作
物質として60Coのみを含むと仮定した単純モデルの
肉厚内の放射線エネルギー分布を求めて見たものを第3
図に示す。同図(a)を管の内壁に固着した放射線クラ
ッド層のみによる分布であり、同図(b)は放射性流体
中に含まれる放射性物質が全て管の内壁に集まったと仮
定した放射性クラッド層のない場合の分布であって、放
射性クラッドの剥離部を模擬した分布である。
この放射線エネルギー強度分布は、I/Io=exp−
μXから求めたものである。ただし、Ioは線源の強度
、■は線源からXaa離れた位置での強度、μは放射線
伝播培質の吸収係数である。
60Co(Io=IMeV)のγ線の鉄の吸収係数μo
=0.48am″″lとして放射線エネルギー強度分布
を求めて第3図に示したものである。これから放射性ク
ラッドのある部分とクラッド剥離部分の外表面における
放射線エネルギー強度分布には非常に著しい差の有るこ
とが推察される。
さて、肉厚減少が起こる過程は単純化すると第4図のよ
うに二通りが考えられる。ここでは50%肉厚減少が起
こったとして放射線エネルギー強度分布を示した。第一
は侵食と腐食の重畳過程であり、減肉部にクラッドは付
着しないと考えられるので外面における放射線エネルギ
ー強度は低い。
第二は腐食単独の過程であり、この場合は減肉部にクラ
ッドが付着すると考えられるので外面における放射線エ
ネルギー強度は高い。すなわち、健全部、クラッド無し
減肉部、クラッド有り減肉部の外表面における放射線エ
ネルギー強度はそれぞれ4o%弱、60%、数%となり
、50%減肉管でも外表面放射線エネルギー強度分布は
著しく異なることが分かる。
第5図は以上を纏めて、減肉のないクラッド付着部分、
減肉のないクラッド剥離部分、減肉のあるクラッド付着
部分、減肉のあるクラッド剥離部分の外表面放射線エネ
ルギー強度分布を示したものである。これより管外表面
に放射せん感応フィルムを設置して置くことによって、
管内面の異常を調べることができることになる。
〔実施例〕
以下、本発明の一実施例を第1図に示す0図において本
発明の放射線感応フィルム1〜1′は配管2の長手方向
に設置されている。3は放射性物質を含む流体である。
1〜1′の保温材4の側には1の保護と1の感度増大の
ために鉛箔を付けた金属箔、例えばステンレスの増感箔
5が設けである。4の外側には保温カバーが設けである
。第2図は第1図の断面図を示す。これより分かるよう
に基本実施例では放射せん感応フィルム(以下放射線フ
ィルム)1〜1″′  が配管2の長手方法90°間隔
で設置されている。本例では放射線フィルムが配管2の
長手方向に設置されているから、配管2の長手方法に広
範囲にわたって分布している管内面の異常を見逃さずに
調べることができるという特徴がある。
第6図は放射線フィルム1の詳細構造を示す。
1−1.1−1’は、ポリエミド、テフロン等の耐熱性
透明プラスチック膜1−2の両面に塗られるかまたは蒸
着されたハロゲン化銀膜であり。
1−1.1−1’ を保護するために保護膜1−3゜1
−3′が設けである0通常のX線フィルムはポリエステ
ル膜が1−1として使われ、1−2.1−3までで構成
される0本例が通常のX線フイムルと異なるところは1
−2として約300℃まで耐える耐熱性のポリエミド樹
脂、沸素樹脂、シリコン樹脂、及び繊維素系樹脂等のプ
ラスチック膜を用いてことに加えて、以下に述べる事項
である。
即ち、原子カプラントにおいては周囲環境の放射線が通
常の自然環境の放射線より格段に高いことを考慮して原
子カプラント環境の放射線と可視光線に感光することを
防止するための鉛いり遮光膜1−5及び可視光線のみ遮
光し配管の内部からの放射線は自由に通す遮光膜1−5
′が設けである。1−5には4本、1−5’には2本の
ミシン目が刻まれ遮光処理が施されている。1−5′の
外側の2本のミシン目は配管からフィルム取外しを容易
にするための刻み目であり、1−5′の内側の2本と1
−5の2本刻み目はフィルムの現像処理の際のフィルム
取り出しを容易にするためのものである。1−5の外側
には距離マークが記しであるから異常が検出された場合
の位置評定を容易に行うことができる。
1−5,1.−5’は接着剤1−4〜1−4”’を介し
て1−3.1−3’に接着されている。1−1.l−1
’ 、1−2.1−3.1−3’ 、1−5の幅よりも
ニー5′の幅は広くしてあり、その広い部分には配管に
接着するための接着剤1−6.1−6’が設けである。
なお、1−5は配管内部からの放射線以外を完全に遮蔽
するように1−1.l−1’ 、1−2.1−3.1−
3’  を完全に密閉している。さらに、本発明では説
明のためにフィルム構造は全て大きく誇張して示しであ
る。
本発明の実施に際しては、例えば、プラントの定期検査
時に保温材を剥がし配管表面に直接的に1−6.1−6
’で接着して第1@lのように再び保温材を取付ける。
プラントを運転して次回定検時にフィルムを1−5の刻
み目のうち1−6.1−6′に近い方の刻み目で配管か
ら剥がして現像処理する。配管に第5図のように異常が
あれば、それに応じてフィルムの黒化度が変わるのでそ
れから異常判定ができる。
第7図は放射線フィルムを螺旋のようにスパイラル状に
取付けた実施例を示す6第1図、第2図の実施例では管
の軸方向に真っ直延びた異常については、この位置に放
射線フィルムが一致して設置されてなければ検査ができ
ないが、スパイラル状に取付けて有ればこのような不具
合は生じない。
第8図は保温カバー6の外表面に放射線フィルムを取付
けた実施例を示す0本例によれば保温材料を取り除くこ
となくプラントの運転中の任意の時期に放射線フィルム
脱着が可能であり、定期検査時期以外でも自由に検査で
きる利点がある6また。保温カバー6の外表面温度はB
WRプラントでは約60℃と低温であるからフィルムの
耐熱性の点で配管に直接設置する場合よりも優れている
第6図の放射線フィルムの1−2のプラスチック膜自身
が放射線劣化により変化しやす材料、例えば、フェノー
ル樹脂、ポリエチレン樹脂の薄膜を使用することによっ
て放射線劣化変色と1−1゜1−1′の黒化とが重畳す
るために、感度を上げることができる。
第9図はプラスチック膜の放射線劣化による変色を応用
した例で、鏡面に磨いた金属箔1−7の鏡面側にフェノ
ール樹脂、ポリエチレン樹脂、エポキシ樹脂、塩化ビニ
ル樹脂、ポリアミド樹脂の膜1−2を接着したものであ
る。これによれば、現像処理が不要となるので、現場で
即座に配管の異常を判定できるという利点がある。さら
に、管内からの放射線が当ったときに2次電子の発生し
やすい鉛等の金属箔1−8が1−7の反研磨面側に設け
である。1−8で放射線量が増加することとなるので管
内面異常検出感度を高めることができる。
第10図は、放射線劣化による電気抵抗変化及び配管異
常部での高温流体の漏洩が生じた場合に漏洩流体による
電気抵抗変化の両方測定できる漏洩検出テープ7と1を
接続した実施例を示す、第11図は第10図の漏洩検出
テープ7側の断面図を示す。7−IA〜7−IEは抵抗
検出用電極p a = P eに電気を通ずる導電箔で
ある。7−2は各電極を絶縁する絶縁膜であり、7−3
は発泡プラスチック、ガラス綿9石綿フェルト等の漏洩
流体を捕捉し易い材料からなる漏洩流体捕捉材である。
7−1には抵抗解析器9からケーブル8が接続されてい
る。7と1は分離容易なように境界部にミシン目が刻ま
れている。これを第1図または第7図のように配管表面
に接着し、プラント運転中に7−5により電極P a 
= P e間の電気抵抗を測定することにより、各電極
間の抵抗解析から配管異常による劣化及び漏洩流体によ
る電気抵抗変化が求められる。漏洩検出テープ7は常時
遠隔計測ができるのでモニタリングに都合がよい。
第12図は本例の効果を示す図で、縦軸は健全部の抵抗
Rで基準化した抵抗であり横軸は時間を表している。例
えば電極Paとpbの間で減肉が生じたとすればこの間
の抵抗Rabは7−3の抵抗増大により■坤■のごとく
変化し、漏洩が生ずると■埠■のように急激に低下し、
減肉と漏洩が検出される。
第13図は、1及び7と配管の間に遮へい材]−8を設
けたものであり、これによって1及び7の耐熱性を大幅
に向上させることができる。1−8には接着剤1〜9〜
19′が設けてあり、配管への設着が容易に行なわれる
第14図はフィルムの感光部分1−1〜1−3′が管内
面からの放射線に感光することを防止する遮光膜として
自然光遮光膜1−5で1−1〜1−3′を完全密封した
後に放射線遮光膜1−5′で環境放射線(バックグラウ
ンド放射線)を防止するようにしたものである。両者を
分けることによって、1−5’ 、1−5の製作が容易
になり、1−5′は保護カバーの役割りをする利点も生
れる。順序として1−5#を先に設け、1−5で全体を
つつむようにすることもできる。
〔発明の効果〕
本発明によれば原子炉−次系配管のように使用状態にお
いて配管内に存在する放射線を線源として利用できるの
で専用の放射線源を必要とせずに稼働中における配管の
減肉等の異常検査を容易かつ迅速に行なうことが可能と
なる。また、外部線源を使わないことから空間的な制約
条件は全くなく、狭隘部の配管検査も容易である。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の実施例を示すための部分的断面図、第
2図は第1図の横断面図、第3図は放射線クラッドの有
無により管肉厚内の放射線エネルギー分布が異なること
を示す説明図、第4図は減肉と放射線エネルギー分布の
関係を示す説明図、第5図は管内面の減肉等の性状異常
によって管外面における透過放射線のエネルギーが異な
ることを示す説明図、第6図は本発明によってなる放射
線フィルムの横断面図、第7図及び第8図はフィルムの
取材力の変形例を示す図、第9図は放射線フィルムの変
形例を示す図、第10図は漏洩検出テープを組み合せた
実施例を示す図、第11図はその断面図、第12図は第
10図の効果を示す説明図、第13図は第10図の実施
例に断熱材を設けた実施例の横断面図、第14図は第6
図の変形例の横断面図を示す図である。 1・・・放射線感応フィルム、2・・・配管、1−8.
5・・・増感箔、1−4・・・接着剤、1−5・・・遮
光膜、1−7・・・金属箔、7・・・漏洩検出テープ。 ネ  1  目 寮 2 巳 第 3 目 第 4Uf!A 蓼 5  呂 第 6 目 第70 1−1へl−1’・・ハロゲン化銀峡 第 8 の 1−8・・Jit4堪 纂 12 囚 Pfr 藺

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、配管の内部又は外面の異常を調べる原子力配管の検
    査法において、内部に含有する流体放射性物質を検査用
    線源として用いて、管の肉厚減少、割れ及びクラッドの
    剥離は堆積などの異常を管外面に設置した放射線フィル
    ムの黒化度から判定することを特徴とする放射性流体配
    管の検査方法。 2、特許請求の範囲第1項において、自然光感光防止膜
    及び放射線感光防止膜で放射線フィルムを真中にしては
    さみ、その自然光感光防止膜側の両端部に接着剤を塗布
    し、かつ、この接着剤塗布部と非塗布部の境界部にミシ
    ン目を刻み、さらにフィルムと放射線感光防止膜に距離
    マークをつけた放射性流体配管の検査方法。 3、特許請求の範囲第2項において、放射線フィルム配
    管の長手方向に貼付けるか、またはスパイラル状に貼付
    けることを特徴とする放射性流体配管の検査方法。 4、特許請求の範囲第3項において、放射線フィルムに
    隣接して流体漏洩検出テープを接続したフィルムを用い
    る放射性流体配管の検査方法。 5、特許請求の範囲第4項において、流体漏洩検出テー
    プとして、複数の電気抵抗計測電極を配置した電気抵抗
    体から成る漏洩流体補捉膜を用いて電極間の抵抗変化及
    び放射線フィルムの黒化度から流体漏洩及び管内面異常
    を検査することを特徴とする放射性流体配管の検査方法
    。 6、特許請求の範囲第5項において、漏洩流体補捉膜と
    して、吸湿性の多孔膜または繊維状織布のいずれかを用
    いる放射性流体配管の検査方法。 7、特許請求の範囲第4項において、放射線フィルムに
    隣接して流体漏洩検出テープを接続した複合フィルムの
    配管接着面側に断熱テープを接着して耐熱性を高めたフ
    ィルムを用いて電極間の抵抗変化及び放射線フィルムの
    黒化度から流体漏洩及び管内面異常を検査することを特
    徴とする放射性流体配管の検査方法。
JP62149013A 1987-06-17 1987-06-17 放射性流体配管の検査方法 Pending JPS63313042A (ja)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007240253A (ja) * 2006-03-07 2007-09-20 Toshiba Corp 亀裂検出装置および亀裂検出方法
JP2008096345A (ja) * 2006-10-13 2008-04-24 Hitachi Ltd 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法

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