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技術 原子炉圧力容器の耐圧試験方法

出願人 株式会社IHI
発明者 平野隆
出願日 2000年10月25日 (20年2ヶ月経過) 出願番号 2000-325447
公開日 2002年5月9日 (18年7ヶ月経過) 公開番号 2002-131466
状態 特許登録済
技術分野 原子炉の監視、試験
主要キーワード 遷移曲線 付帯工事 参照曲線 中性子線照射 放射線遮蔽壁 部材厚 サポートプレート 応力拡大係数
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この項目の情報は公開日時点(2002年5月9日)のものです。
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図面 (7)

課題

適正な手法で原子炉圧力容器耐圧試験温度の低下を図る。

解決手段

圧力容器本体2から炉内構造物を取り出した際に、隔操作可能な超音波探傷装置16によって、圧力容器本体2炉心近傍部分の欠損率を実測し、実測した欠損率、及び予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器本体2の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求める。これにより、耐圧試験温度を低下をさせ、圧力容器本体2炉心近傍部分に中性子線照射脆化が生じていても、再循環ポンプ9で圧力容器本体2を耐圧試験温度に容易に加熱できるようになる。

概要

背景

図4は沸騰水型原子炉の一例を示すものであり、当該原子炉は、上端蓋体1が締結される圧力容器本体2と、該圧力容器本体2内の下端寄り部分に位置する燃料集合体3と、該燃料集合体3を周方向に取り囲む円筒状のシュラウド4と、該シュラウド4を圧力容器本体2に支持するシュラウドサポート5と、圧力容器本体2内に配置され且つ燃料集合体3上方に位置する気水分離器6と、圧力容器本体2内に配置され且つ気水分離器6上方に位置する蒸気乾燥器7と、圧力容器本体2内側面とシュラウド4外周面の間に配置した冷却材強制循環用のジェットポンプ8と、圧力容器本体2の外部に設置した再循環ポンプ9とを備えている。

シュラウドサポート5は、シュラウド4下端部に同軸に固着したリング部10と、該リング部10下面から圧力容器本体2内底面側へ向かって同軸に突出するシリンダ部11と、該シリンダ部11に外嵌し且つ圧力容器本体2内側面に内接する環状のサポートプレート12とで構成されており、前記のジェットポンプ8は、サポートプレート12を貫通している。

再循環ポンプ9の吸引口には、圧力容器本体2内の下部に連通する管路13が接続され、また、再循環ポンプ9の吐出口には、ジェットポンプ8上端の冷却材流入口に連通する管路14が接続されている。

再循環ポンプ9の駆動用モータ15を作動させると、圧力容器本体2内の下部の冷却材が、管路13を介して再循環ポンプ9に吸引され、更に、再循環ポンプ9が吐出する冷却材が、ジェットポンプ8の冷却材流入口へ送給される。

これにより、気水分離器6の近傍の冷却材が、再循環ポンプ9からの冷却材に随伴されてジェットポンプ8の冷却材流入口へ流れ込み、当該ジェットポンプ8下端の冷却材吐出口から燃料集合体3の下方へ送出され、更に、燃料集合体3の間を上昇して気水分離器6の近傍へ到達する経路循環する。

圧力容器本体2の炉心近傍部分(燃料集合体3とシュラウド4を周方向に取り囲む部分)の内方には、圧力容器本体2と同材質監視用試験片が、不活性ガス雰囲気カプセル内に封入した状態で装荷されており、監視用試験片に対しても、圧力容器本体2の炉心近傍部分と同様に燃料集合体3から放出される中性子線照射されるようになっている。

沸騰水型原子炉では、蒸気乾燥器7、気水分離器6、及び燃料集合体3を圧力容器本体2から取り出す定期検査時に、当該圧力容器本体2の内圧運転圧力の1.1倍に昇圧する耐圧試験を、図5に示すような圧力容器本体2の材料特性に基づき予め定められている破壊靭性参照曲線に応じた温度で実施して、圧力容器本体2の健全性を確認している。

破壊靭性参照曲線は、耐圧試験温度及び材料破壊靭性温度と応力拡大係数との関係を表わすものであり、耐圧試験温度を求めるのにあたっては、圧力容器本体2から先に述べた監視用試験片を取り出し、当該監視用試験片を供試体とする衝撃試験を行なったうえ、材料破壊靭性温度を算出し、圧力容器本体2に生じている可能性がある局所的な欠損を、部材厚さの25%減少と想定して、亀裂の先端の応力を表わすパラメータである応力拡大係数を算出している。

また、圧力容器本体2を昇温する際には、再循環ポンプ9の駆動用モータ15を作動させることによって、再循環ポンプ9と圧力容器本体2内との間で冷却材を流通させ、再循環ポンプ9から冷却材へ伝達される熱で圧力容器本体2を加熱する。

概要

適正な手法で原子炉圧力容器の耐圧試験温度の低下を図る。

圧力容器本体2から炉内構造物を取り出した際に、隔操作可能な超音波探傷装置16によって、圧力容器本体2炉心近傍部分の欠損率を実測し、実測した欠損率、及び予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器本体2の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求める。これにより、耐圧試験温度を低下をさせ、圧力容器本体2炉心近傍部分に中性子線照射脆化が生じていても、再循環ポンプ9で圧力容器本体2を耐圧試験温度に容易に加熱できるようになる。

目的

効果

実績

技術文献被引用数
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牽制数
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請求項1

圧力容器から炉内構造物を取り出したときに、圧力容器胴部欠損率を容器内方からの超音波探傷により実測し、実測した欠損率、及び予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき耐圧試験温度を求め、再循環ポンプと圧力容器の間で冷却材流通させて、再循環ポンプから冷却材へ伝達される熱により圧力容器を昇温したうえ、圧力容器を昇圧することを特徴とする原子炉圧力容器耐圧試験方法

技術分野

0001

本発明は原子炉圧力容器耐圧試験方法に関するものである。

背景技術

0002

図4沸騰水型原子炉の一例を示すものであり、当該原子炉は、上端蓋体1が締結される圧力容器本体2と、該圧力容器本体2内の下端寄り部分に位置する燃料集合体3と、該燃料集合体3を周方向に取り囲む円筒状のシュラウド4と、該シュラウド4を圧力容器本体2に支持するシュラウドサポート5と、圧力容器本体2内に配置され且つ燃料集合体3上方に位置する気水分離器6と、圧力容器本体2内に配置され且つ気水分離器6上方に位置する蒸気乾燥器7と、圧力容器本体2内側面とシュラウド4外周面の間に配置した冷却材強制循環用のジェットポンプ8と、圧力容器本体2の外部に設置した再循環ポンプ9とを備えている。

0003

シュラウドサポート5は、シュラウド4下端部に同軸に固着したリング部10と、該リング部10下面から圧力容器本体2内底面側へ向かって同軸に突出するシリンダ部11と、該シリンダ部11に外嵌し且つ圧力容器本体2内側面に内接する環状のサポートプレート12とで構成されており、前記のジェットポンプ8は、サポートプレート12を貫通している。

0004

再循環ポンプ9の吸引口には、圧力容器本体2内の下部に連通する管路13が接続され、また、再循環ポンプ9の吐出口には、ジェットポンプ8上端の冷却材流入口に連通する管路14が接続されている。

0005

再循環ポンプ9の駆動用モータ15を作動させると、圧力容器本体2内の下部の冷却材が、管路13を介して再循環ポンプ9に吸引され、更に、再循環ポンプ9が吐出する冷却材が、ジェットポンプ8の冷却材流入口へ送給される。

0006

これにより、気水分離器6の近傍の冷却材が、再循環ポンプ9からの冷却材に随伴されてジェットポンプ8の冷却材流入口へ流れ込み、当該ジェットポンプ8下端の冷却材吐出口から燃料集合体3の下方へ送出され、更に、燃料集合体3の間を上昇して気水分離器6の近傍へ到達する経路循環する。

0007

圧力容器本体2の炉心近傍部分(燃料集合体3とシュラウド4を周方向に取り囲む部分)の内方には、圧力容器本体2と同材質監視用試験片が、不活性ガス雰囲気カプセル内に封入した状態で装荷されており、監視用試験片に対しても、圧力容器本体2の炉心近傍部分と同様に燃料集合体3から放出される中性子線照射されるようになっている。

0008

沸騰水型原子炉では、蒸気乾燥器7、気水分離器6、及び燃料集合体3を圧力容器本体2から取り出す定期検査時に、当該圧力容器本体2の内圧運転圧力の1.1倍に昇圧する耐圧試験を、図5に示すような圧力容器本体2の材料特性に基づき予め定められている破壊靭性参照曲線に応じた温度で実施して、圧力容器本体2の健全性を確認している。

0009

破壊靭性参照曲線は、耐圧試験温度及び材料破壊靭性温度と応力拡大係数との関係を表わすものであり、耐圧試験温度を求めるのにあたっては、圧力容器本体2から先に述べた監視用試験片を取り出し、当該監視用試験片を供試体とする衝撃試験を行なったうえ、材料破壊靭性温度を算出し、圧力容器本体2に生じている可能性がある局所的な欠損を、部材厚さの25%減少と想定して、亀裂の先端の応力を表わすパラメータである応力拡大係数を算出している。

0010

また、圧力容器本体2を昇温する際には、再循環ポンプ9の駆動用モータ15を作動させることによって、再循環ポンプ9と圧力容器本体2内との間で冷却材を流通させ、再循環ポンプ9から冷却材へ伝達される熱で圧力容器本体2を加熱する。

発明が解決しようとする課題

0011

一般に、沸騰水型原子炉は、加圧水型原子炉に比べて中性子線照射量が小さく、中性子線照射による圧力容器本体2の脆化の影響は少ないとされているが、初期の沸騰水型原子炉では、圧力容器本体2の材料に中性子線照射脆化を促進させるCu(銅)やP(リン)などが比較的多く含まれており、圧力容器本体2の炉心近傍部分に予想以上の脆化が生じていることも考えられる。

0012

圧力容器本体2の炉心近傍部分に脆化が生じると、図6に示すような衝撃試験遷移曲線が、原子炉供用前における監視用試験片の衝撃試験で得た実線で表わす位置から、定期検査時に取り出した監視用試験片の衝撃試験で得た破線で表わす位置へ偏倚し、材料破壊靭性温度が高くなる。

0013

従って、図5に示す破壊靭性参照曲線の条件を満たすためには、耐圧試験温度をより高くする必要がある。

0014

更に、図3に示すような中性子線照射脆化が生じた圧力容器本体2の欠損率−耐圧試験温度曲線に注目すると、欠損率(圧力容器本体2の部材厚さが減少している割合)を25%と想定した場合、耐圧試験温度が約100℃に達することが想定され、再循環ポンプ9により圧力容器本体2を耐圧試験温度に加熱することが困難になる。

0015

本発明は上述した実情に鑑みてなしたもので、原子炉圧力容器の耐圧試験温度の低下を図ることを目的としている。

課題を解決するための手段

0016

上記目的を達成するため、本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法では、圧力容器から炉内構造物を取り出したときに、圧力容器胴部の欠損率を容器内方からの超音波探傷により実測し、実測した欠損率、及び予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき耐圧試験温度を求め、再循環ポンプと圧力容器の間で冷却材を流通させて、再循環ポンプから冷却材へ伝達される熱により圧力容器を昇温したうえ、圧力容器を昇圧する。

0017

本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法においては、圧力容器胴部の欠損率を超音波探傷により実測して、適正な応力拡大係数を算出し、当該応力拡大係数と予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器胴部の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求める。

発明を実施するための最良の形態

0018

以下、本発明の実施の形態を、図示例とともに説明する。

0019

図1及び図2は本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法の実施の形態の一例の手順を示すものであり、図中、図4と同一の符号を付した部分は同一物を表わしている。

0020

この原子炉圧力容器の耐圧試験方法では、蒸気乾燥器7、気水分離器6、及び燃料集合体3が圧力容器本体2から取り出される機会である定期検査時に併せて、既設のシュラウドサポート5の取替工事施工する際に、圧力容器本体2から既設のシュラウド4、シュラウドサポート5、及びジェットポンプ8を撤去した後、遠隔操作可能な超音波探傷装置16によって、圧力容器本体2の炉心近傍部分の欠損の有無を容器内方から探査する(図1参照)。

0021

また、欠損が検知された箇所に関しては、その部材厚さを超音波探傷装置16で詳細に計測して欠損率を求める。

0022

更に、圧力容器本体2から取り出した監視用試験片を供試体とする衝撃試験を行なったうえ、材料破壊靭性温度を算出し、また、上記の欠損率に適切な安全率亀裂進展評価を考慮した最大仮想欠損率に基づいて応力拡大係数を算出して、図5に示す破壊靭性参照曲線の条件を満たす耐圧試験温度を求める。

0023

従来、耐圧試験温度を求める際には、圧力容器本体2の炉心近傍部分の欠損率を25%と想定していたが、この値はあくまでも安全を見込んで想定したものであり、現状の圧力容器本体2では、欠損率が25%に達することはほとんどない。

0024

従って、図3に示す欠損率−耐圧試験温度曲線に注目すると、たとえば、欠損率が25%のときに耐圧試験温度が100℃である場合では、欠損率が10%となると、耐圧試験温度は約65℃程度になって、耐圧試験温度が大幅に低下することになる。

0025

次いで、圧力容器本体2に対するシュラウド4、シュラウドサポート5、及びジェットポンプ8の復旧が完了したならば、蓋体1を圧力容器本体2に締結し、再循環ポンプ9と圧力容器本体2内との間で冷却材を流通させ、再循環ポンプ9から冷却材へ伝達される熱で圧力容器本体2を加熱し、また、圧力容器本体2の内圧を運転圧力の1.1倍に昇圧して、耐圧試験を実施する(図2参照)。

0026

このように、図1及び図2に示す原子炉圧力容器の耐圧試験方法においては、圧力容器本体2の炉心近傍部分の欠損率を超音波探傷装置16により実測して、適正な応力拡大係数を算出し、当該応力拡大係数と予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器本体2の炉心近傍部分の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求めるので、耐圧試験温度の低下を図ることが可能になる。

0027

よって、圧力容器本体2の炉心近傍部分に中性子線照射脆化が生じていても、再循環ポンプ9で圧力容器本体2を耐圧試験温度に容易に加熱することができる。

0028

また、超音波探傷装置16によって、圧力容器本体2の炉心近傍部分の欠損を容器内方から探査するので、当該部分の探査にあたり、圧力容器本体2の外周面を取り囲んでいる断熱材の取り外しや放射線遮蔽壁の位置を考慮しなくてもよく、付帯工事の発生を抑止できる。

0029

なお、本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法は、上述した実施の形態のみに限定されるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない範囲で変更を加え得ることは勿論である。

発明の効果

0030

以上述べたように、本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法によれば、下記のような種々の優れた効果を奏し得る。

0031

(1)圧力容器胴部の欠損率を超音波探傷により実測した適正な応力拡大係数と予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器胴部の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求めるので、当該耐圧試験温度を低下させることが可能なる。

0032

(2)圧力容器胴部をその内方から探査するので、当該探査にあたり、圧力容器胴部を取り囲んでいる断熱材の取り外しや放射線遮蔽壁の位置を考慮しなくてもよく、付帯工事の発生を抑止できる。

図面の簡単な説明

0033

図1本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法の実施の形態の一例において圧力容器本体の超音波探傷を行なっている状態を示す概念図である。
図2本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法の実施の形態の一例において圧力容器本体を昇温する状態を示す概念図である。
図3中性子線照射脆化が生じた圧力容器本体の欠損率−耐圧試験温度曲線を表わすグラフである。
図4沸騰水型原子炉の一例を示す概念図である。
図5耐圧試験温度を求めるときに用いる破壊靭性参照曲線の一例を表わすグラフである。
図6衝撃試験遷移曲線の一例を表わすグラフである。

--

0034

1蓋体(圧力容器)
2 圧力容器本体(圧力容器)
3燃料集合体(炉内構造物)
4シュラウド(炉内構造物)
5シュラウドサポート(炉内構造物)
6気水分離器(炉内構造物)
7蒸気乾燥器(炉内構造物)
8ジェットポンプ(炉内構造物)
9再循環ポンプ
16 超音波探傷装置

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