(57)【要約】【課題】原子力プラントの原子炉一次系構造物に生じたき裂の進展を好適に抑制して、プラントの信頼性及び安全性を向上できること。【解決手段】原子力発電プラント１０の原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物（例えば原子炉一次系配管２７、２９、３１、３３、３４等）に生じたき裂の進展を抑制するプラント構造物のき裂進展抑制方法であって、き裂進展抑制装置３７の加圧機構３８から前記原子炉一次系構造物に、この原子炉一次系構造物に生じたき裂を圧縮応力場に置くための圧力変動を一時的に付与するものである。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力プラントの原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物に生じたき裂の進展を抑制するプラント構造物のき裂進展抑制方法であって、
前記原子炉一次系構造物に、この原子炉一次系構造物に生じたき裂を圧縮応力場に置くための圧力変動を一時的に付与することを特徴とするプラント構造物のき裂進展抑制方法。
【請求項２】
前記圧力変動は、プラント運転時に作用する定常的な応力に対して１０％を超えた応力値に相当する圧力まで圧力を上昇させる圧力変動であることを特徴とする請求項１に記載のプラント構造物のき裂進展抑制方法。
【請求項３】
前記圧力変動は単一波形、または複数回の繰り返し波形であることを特徴とする請求項１に記載のプラント構造物のき裂進展抑制方法。
【請求項４】
前記圧力変動を、プラント停止時またはプラント運転中に付与することを特徴とする請求項１に記載のプラント構造物のき裂進展抑制方法。
【請求項５】
前記圧力変動を、プラントの定格運転時に、定格運転温度に対して単一または複数回の温度変動を与えた後に前記定格運転温度に戻すことで生じさせることを特徴とする請求項１に記載のプラント構造物のき裂進展抑制方法。
【請求項６】
前記温度変動は温度を、定格運転温度よりも上昇させた後に、この定格運転温度よりも低い温度まで低下させ、その後前記定格運転温度に戻す変動であることを特徴とする請求項５に記載のプラント構造物のき裂進展抑制方法。
【請求項７】
原子力プラントの原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物に生じたき裂の進展を抑制するプラント構造物のき裂進展抑制装置であって、
前記原子炉一次系構造物に、この原子炉一次系構造物に生じたき裂を圧縮応力場に置くための圧力変動を一時的に付与する圧力変動付与手段を備えたことを特徴とするプラント構造物のき裂進展抑制装置。
【請求項８】
前記圧力変動付与手段は、プラント運転時に作用する定常的な応力に対して１０％を超えた応力値に相当する圧力まで圧力を上昇させる圧力変動を付与するよう構成されたことを特徴とする請求項７に記載のプラント構造物のき裂進展抑制装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物に生じたき裂の進展を抑制するプラントのき裂進展抑制方法及び装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントの構成について沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例に説明する。沸騰水型原子炉の原子炉一次系水が循環する原子炉一次系は、一般に以下のような構成となっている。
【０００３】
すなわち、原子炉建屋内に原子炉格納容器が設置され、この原子炉格納容器内に原子炉圧力容器がペデスタル上に設置されている。原子炉圧力容器内には炉心および冷却材（冷却水）が収容されており、この冷却材は炉心の下方から上方へ流動する間に、炉心の核反応熱を奪って加熱される。加熱された冷却材は蒸気と水との気液混合流となり、炉心の上方に設けられた気水分離器で水と蒸気に分離される。分離された蒸気は、気水分離器の上方に設けられた蒸気乾燥器で乾燥されて乾燥蒸気となり、原子炉圧力容器に接続された主蒸気系配管を経てタービン系へ供給され、タービン系で仕事に供される。一方、気水分離器で分離された水は、原子炉圧力容器内で炉心の下方に流下し、再度炉心の上方に向かって流動して加熱される。以下同様のサイクルを繰り返す（特許文献１参照）。
【０００４】
このような原子力発電プラントにあっては、原子炉一次系を循環する高温水中において応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れにより、き裂の発生及び進展が生じる場合がある。プラントの健全性をより強固なものとし、またプラントの長寿命化を図る観点から、このような事象を抑制するための技術開発が必要となる。
【０００５】
このような事象は、応力腐食割れに対して感受性のある構成材料において、応力条件と環境条件が組み合わさって発生する事象である。このため、応力腐食割れに対して感受性の低い改良材料（例えばＩＨＳＩなど）を用いる応力改善技術や、沸騰水型原子炉を備えた原子力発電プラントにおける水素注入などの水質改善技術などが開発され、実機プラントに適用されている。
【０００６】
また、近年、上述の原子炉一次系水に接する原子炉一次系構造物において、応力腐食割れなどによる損傷事例が発生しており、構造物表面にき裂を有する状態でプラントが運転される場合がある。つまり、原子力発電プラントにおいて、き裂の発生状況を定期的に点検し、発見されたき裂の寸法に応じて、プラントの運転を継続するか、または、き裂進展評価及び破壊評価を実施してプラント運転継続の可否を判断するかを選択している（特許文献２参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２００８−２７５３５８公報
【特許文献２】特開２００６−２０１８４４公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
原子力発電プラントにおいて、原子炉一次系構造物にき裂が生じた状態でプラントが運転される場合には、このようなき裂の進展を抑制することが、プラントの健全性の維持、長寿命化を図る上で重要である。
【０００９】
本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、原子力プラントの原子炉一次系構造物に生じたき裂の進展を好適に抑制して、プラントの信頼性及び安全性を向上させることができるプラント構造物のき裂進展抑制方法及び装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明に係るプラント構造物のき裂進展抑制方法は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物に生じたき裂の進展を抑制するプラント構造物のき裂進展抑制方法であって、前記原子炉一次系構造物に、この原子炉一次系構造物に生じたき裂を圧縮応力場に置くための圧力変動を一時的に付与することを特徴とするものである。
【００１１】
また、本発明に係るプラント構造物のき裂進展抑制装置は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物に生じたき裂の進展を抑制するプラント構造物のき裂進展抑制装置であって、前記原子炉一次系構造物に、この原子炉一次系構造物に生じたき裂を圧縮応力場に置くための圧力変動を一時的に付与する圧力変動付与手段を備えたことを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１２】
本発明に係るプラント構造物のき裂進展抑制方法及び装置によれば、原子炉一次系構造物に一時的に圧力変動を付与すると、この原子炉一次系構造物に生じたき裂の先端に塑性域が形成されて、このき裂先端が圧縮応力場に置かれることになるので、き裂の進展を抑制できる。この結果、原子炉一次系構造物、ひいては原子力プラントの信頼性及び安全性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】本発明に係るプラント構造物のき裂進展抑制方法における第１の実施の形態が適用される原子力発電プラントの一部を、加圧機構等と共に示す系統図。
【図２】図１の加圧機構等を示す構成図。
【図３】図２の加圧機構が発生する圧力変動の波形を示し、（Ａ）は１回の圧力波形を、（Ｂ）は複数回の圧力波形をそれぞれ示す模式図。
【図４】図２の加圧機構によりき裂の進展が抑制される状況を示すグラフ。
【図５】本発明に係るプラント構造物のき裂進展抑制方法における第２の実施の形態が付与する温度及び圧力変動の波形を示し、（Ａ）は第１パターン、（Ｂ）は第２パターン、（Ｃ）は第３パターンをそれぞれ示す模式図。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、本発明を実施するための最良の形態を、図面に基づき説明する。但し、本発明は、これらの実施の形態に限定されるものではない。
【００１５】
［Ａ］第１の実施の形態（図１〜図４）
図１は、本発明に係るプラント構造物のき裂進展抑制方法における第１の実施の形態が適用される原子力発電プラントの一部を、加圧機構等とともに示す系統図である。この図１に示す原子力発電プラント１０の沸騰水型原子炉１１は、原子炉圧力容器１２内に炉心１３を収容し、この炉心１３を構成する多数の燃料集合体（不図示）は、炉心シュラウド１４に囲まれると共に、炉心支持板１５及び上部格子板１６により支持される。炉心シュラウド１４の上部開口はシュラウドヘッド１７により閉塞され、このシュラウドヘッド１７の上方に気水分離器１８、蒸気乾燥器１９が順次配置されている。
【００１６】
原子炉圧力容器１２は、容器本体２０と、この容器本体２０の上部開口を閉塞するように設けられた蓋体２１とを有して構成される。容器本体２０は、円筒形状の胴体２２と、この胴体２２の下端に接続されて炉心下部プレナム２４を形成する下鏡２３を備えて構成される。下鏡２３には、制御棒駆動機構２５や炉内計装管を挿通させる貫通孔（共に不図示）が設けられている。
【００１７】
この原子炉圧力容器１２の内部に、前述の炉心シュラウド１４、炉心支持板１５、上部格子板１６、シュラウドヘッド１７、気水分離器１８及び蒸気乾燥器１９、並びに後述のジェットポンプ３６、図示しないシュラウドサポート及び炉心スプレー系配管などの原子炉内構造物が収納されている。
【００１８】
更に、原子炉圧力容器１２に、冷却材を給水として取水し、蒸気を放出等する原子炉一次系配管が接続される。この原子炉一次系配管は、主蒸気系２６の主蒸気系配管２７、給水系２８の給水系配管２９、原子炉再循環系３０の再循環系配管３１、原子炉冷却材浄化系３２の冷却材浄化系配管３３、及びボトムドレン配管３４等である。冷却材浄化系配管３３は、ボトムドレン配管３４及び再循環系配管３１に接続されている。
【００１９】
沸騰水型原子炉１１の炉心１３で発生した蒸気は、気水分離器１８にて水分が分離され、蒸気乾燥器１９にて乾燥されて、主蒸気系配管２７を通りタービン系（不図示）へ供給される。タービン系で仕事をした蒸気は凝縮されて復水となり、給水系２８を通る間に加熱されて給水となり、給水系配管２９から原子炉圧力容器１２内へ冷却材として供給される。
【００２０】
この冷却材は、原子炉再循環系３０の再循環ポンプ３５により昇圧され、原子炉圧力容器１２の容器本体２０と炉心シュラウド１４との間のダウンカマ部に複数本設置されたジェットポンプ３６によって、気水分離器１８にて分離された水と共に、炉心１３下方の炉心下部プレナム２４内へ導かれる。冷却材は、この炉心下部プレナム２４から上方へ流動し、炉心１３の核反応熱により加熱されて蒸気と水の気液混合流になり、気水分離器１８へ至る。上述のサイクルが繰り返される。
【００２１】
前述の原子炉圧力容器１２、原子炉内構造物（炉心シュラウド１４、炉心支持板１５、上部格子板１６、気水分離器１８、蒸気乾燥器１９、ジェットポンプ３６、シュラウドサポート及び炉心スプレー系配管など）、原子炉一次系配管（主蒸気系配管２７、給水系配管２９、再循環系配管３１、冷却材浄化系配管３３、ボトムドレン配管３４など）、及び制御棒駆動機構２５等が、原子炉一次系水である前述の冷却材、蒸気及び給水などに接触する、原子炉一次系を構成する原子炉一次系構造物である。
【００２２】
この原子炉一次系構造物には、原子力発電プラント１０の運転中に応力腐食割れ、腐食疲労による環境助長割れを原因としてき裂が生ずることがある。き裂進展抑制装置３７は、プラント運転中に上記き裂の進展を抑制するものであり、図２にも示すように、圧力変動付与手段としての加圧機構３８、圧力計３９及び仕切り弁４０を有して構成される。図１及び図２には、き裂進展抑制装置３７が原子炉一次系配管のボトムドレン配管３４に設置された一例を示すが、原子炉一次系配管の他の配管に接続されてもよく、または原子炉圧力容器１２に設置されてもよい。
【００２３】
加圧機構３８は、原子炉一次系配管である、例えばボトムドレン配管３４に生じたき裂を圧縮応力場に置くための圧力変動を、このボトムドレン配管３４に一時的に付与するものであり、例えば高圧ガスボンベや加圧機械（例えば加圧ポンプなど）が用いられる。この加圧機構３８は、接続配管３１を介して、圧力変動を付与すべき適用対象となるボトムドレン配管３４に接続される。この接続配管４１は、既設のベントラインやドレンラインを利用してもよい。また、加圧機構３８が圧力変動を付与する際には、その適用範囲を隔離するために前記仕切り弁４０が用いられる。この仕切り弁４０は、既設の弁であっても、新たに設置される弁であってもよい。
【００２４】
加圧機構３８が付与する圧力変動は、原子力発電プラント１０の運転中に作用する定常的な応力（つまり、熱応力、内圧による応力、溶接残留応力などから推定される応力）に対して約１０％を超えた応力値に相当する所定圧力まで圧力を上昇させる圧力変動である。前記圧力計３９は、加圧機構３８が付与した圧力変動の値が、所定圧力値に到達しているか否かを監視するものである。
【００２５】
また、加圧機構３８による圧力変動は、図３（Ａ）に示すように、任意の時間に１回の圧力波形を与え、または図３（Ｂ）に示すように、連続的もしくは間欠的に繰り返す複数回の圧力波形を与える。更に、この加圧機構３８が付与する圧力変動は、原子力発電プラント１０のサイクル運転停止時毎に実施されて、プラント運転中におけるき裂進展の抑制を確保する。この加圧機構３８が付与する圧力変動は、圧力変動を付与すべき場所あるいは時期によっては、原子力発電プラント１０のプラント運転中に実施してもよい。
【００２６】
次に、作用を説明する。
【００２７】
まず、適用対象となる原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４など）を含むように圧力付与範囲を定めるべく、仕切り弁４０によりその圧力付与範囲を隔離する。次に、この範囲内において、接続配管４１を介して加圧機構３８を、前記原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４など）に接続する。
【００２８】
その後、隔離した圧力付与範囲の圧力を圧力計３９にて監視しながら、加圧機構３８を用いて上記圧力付与範囲に圧力変動（所定圧力までの圧力上昇）を一時的に付与する。この圧力変動によって、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４など）の表面にき裂が存在する場合、このき裂の先端に過大荷重（過大応力）が作用することになり、このき裂先端に塑性域が形成されて、このき裂先端が一種の圧縮応力場に置かれることになる。このため、プラント運転中に上記き裂の進展が抑制される。
【００２９】
つまり、図４に示すように、時間Ｔにおいて加圧機構３８からの圧力変動が付与されたときには、曲線Ａに示すように、プラント運転中のき裂の進展が抑制されることが分かる。尚、図４中の直線Ｂは、時間Ｔにおいて圧力変動が付与されなかったときのき裂の進展状況を示す。
【００３０】
従って、本実施の形態によれば、原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物（原子炉圧力容器１２、原子炉内構造物、原子炉一次系配管など）に、き裂進展抑制装置３７の加圧機構３８から一時的に圧力変動を付与する。すると、この原子炉一次系構造物に生じたき裂の先端に塑性域が形成されて、このき裂先端が圧縮応力場に置かれることになるので、上記き裂の進展を抑制できる。この結果、原子炉一次系構造物、ひいては原子力発電プラントの信頼性及び安全性を向上させることができる。
【００３１】
［Ｂ］第２の実施の形態（図５）
図５は、本発明に係るプラント構造物のき裂進展抑制方法における第２の実施の形態が付与する温度及び圧力変動の波形を示し、（Ａ）は第１パターン、（Ｂ）は第２パターン、（Ｃ）は第３パターンをそれぞれ示す模式図である。この第２の実施の形態において、前記第１の実施の形態と同様な部分については、同一の符号を付することにより説明を簡略化し、または省略する。
【００３２】
本実施の形態が前記第１の実施の形態と異なる点は、圧力変動付与手段としての制御棒駆動機構２５の動作により冷却材に温度変動を与えて、原子炉圧力容器１２内に圧力変動を一時的に付与する点である。
【００３３】
つまり、本実施の形態では、原子力発電プラント１０の運転中、例えば原子力発電プラント１０の起動後における定格運転開始直後（定格温度及び定格圧力状態）に、制御棒駆動機構２５を動作させることにより、冷却材の運転温度を定格温度よりも一時的に上昇させ、その後に定格温度に戻す温度変動を与える。冷却材の運転温度を一時的に上昇させることにより、原子炉一次系構造物（例えば原子炉圧力容器１２）内の圧力は、プラント運転時の定常的な応力（熱応力、内圧による応力、溶接残留応力などから推定される応力）が作用した定格運転状態での定格圧力に対して約１０％を超える所定圧力まで一時的に上昇する。
【００３４】
この温度変動の波形パターン、及びそれに伴う圧力変動の波形パターンを図５に示す。図５（Ａ）は、原子炉圧力容器１２内の冷却材の温度を、定格温度から一時的に上昇させた後に定格温度に戻す１回の温度変動パターン（第１パターン）であり、原子炉圧力容器１２内の圧力は、この温度変動に応じて定格圧力から１回だけ上昇して下降するパターン（第２パターン）を呈する。図５（Ｂ）は、原子炉圧力容器１２内の冷却材の温度を定格温度から一時的に上昇させた後に、この定格温度よりも低い温度まで低下させ、その後定格温度に戻す１回の温度変動パターン（第２パターン）であり、原子炉圧力容器１２内の圧力は、この温度変動に応じて定格圧力から上昇した後に定格圧力以下まで低下し、その後、定格圧力に戻る１回の圧力変動パターン（第２パターン）を呈する。図５（Ｃ）は、図５（Ｂ）の温度変動を複数回、連続的または間欠的に実施し、圧力変動をこれに付随させたパターン（第３パターン）である。
【００３５】
このような圧力変動（一時的な圧力上昇）の付与により、原子炉一次系構造物（例えば炉心シュラウド１４）の表面にき裂が存在する場合に、このき裂先端に過大荷重（過大応力）が作用することになり、き裂先端に塑性域が形成されて、き裂先端が一種の圧縮応力場に置かれる。この結果、原子力発電プラント１０のプラント運転中に、原子炉一次系構造物（例えば炉心シュラウド１４）に生じたき裂の進展を抑制でき、原子炉一次系構造物、ひいては原子力発電プラント１０の信頼性及び安全性を向上させることができる。
【００３６】
また、制御棒駆動機構２５により、冷却材の温度及び圧力を第２または第３パターンで変動させる場合には、圧力の変動幅を拡大できるので、き裂先端が置かれる圧縮応力場の応力が上昇して、き裂の進展をより一層抑制することができる。
【符号の説明】
【００３７】
１０  原子力発電プラント
１２  原子炉圧力容器（原子炉一次系構造物）
１４  炉心シュラウド（原子炉一次系構造物）
１５  炉心支持板（原子炉一次系構造物）
１６  上部格子板（原子炉一次系構造物）
１８  気水分離器（原子炉一次系構造物）
１９  蒸気乾燥器（原子炉一次系構造物）
２５  制御棒駆動機構（圧力変動付与手段）
２７  主蒸気系配管（原子炉一次系構造物）
２９  給水系配管（原子炉一次系構造物）
３１  再循環系配管（原子炉一次系構造物）
３３  冷却材浄化系配管（原子炉一次系構造物）
３４  ボトムドレン配管（原子炉一次系構造物）
３６  ジェットポンプ（原子炉一次系構造物）
３８  き裂進展抑制装置
３８  加圧機構
３９  圧力計
４０  仕切り弁
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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