(57)【要約】【課題】  原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位近傍の腐食電位を実測あるいは推定することにより、万が一、材料表面に割れ等の異常が生じた場合に、その進展寿命を精度良く予測する。【解決手段】  原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍から原子炉水を抽出するサンプリング゛ライン５と、この抽出した原子炉水の腐食電位を所定の滞留時間以内に測定する腐食電位測定系６と、この測定した腐食電位及び前記寿命を評価すべき部位を形成する構成材料のき裂進展特性データを用いてき裂進展寿命を予測する寿命予測演算装置１３と、を有する。【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機器及び配管の寿命を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測システムにおいて、
前記原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍から原子炉水を抽出する抽出手段と、
この抽出した原子炉水の腐食電位を測定物質が消失しない滞留時間以内に測定する腐食電位測定手段と、
この測定した腐食電位及び前記寿命を評価すべき部位を形成する構成材料のき裂進展特性データを用いてき裂進展寿命を予測する寿命予測演算手段と、
を有することを特徴とする原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項２】
前記腐食電位測定手段において、前記滞留時間は測定物質である過酸化水素が消失しない１０秒であること、を特徴とする請求項１記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項３】
前記腐食電位測定手段は、前記抽出した原子炉水が貯蔵される腐食電位測定容器と、この腐食電位測定容器内に設置され前記寿命を評価する部位と同一材料から形成される試料電極及び照合のための照合電極と、この電極の間の電位差が測定されて腐食電位が算出される手段と、を具備することを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項４】
前記腐食電位測定手段は、前記原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位と同一材料から形成され抽出した原子炉水が貯蔵される腐食電位測定容器と、この腐食電位測定容器内に設置される照合のための照合電極と、この腐食電位測定容器及び照合電極の間の電位差を測定して腐食電位が算出される手段と、を具備することを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項５】
前記照合電極が、白金、銀、塩化銀、鉄、鉄酸化物のいずれかであることを特徴とする請求項１乃至４のいずれかに記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項６】
前記寿命予測演算手段は、前記寿命を評価すべき部位を形成する構成材料のき裂進展特性データベースを有し、入力された材料、応力、腐食電位及び環境条件を基にき裂進展速度を推定し、任意の評価期間におけるき裂進展の予測を行う演算手段を具備すること、を特徴とする請求項１記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項７】
前記き裂進展特性データベースは、腐食環境に応じた応力腐食割れ進展速度及び応力拡大係数の関連を示すものを有すること、を特徴とする請求項６記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項８】
前記き裂進展特性データベースは、腐食環境に応じた腐食疲労進展速度及び応力拡大係数の関連を示すものを有すること、を特徴とする請求項６記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項９】
前記き裂進展特性データベースは、応力腐食割れによる進展速度及び腐食疲労による進展速度の両者について腐食環境に応じた応力拡大係数との関連を示すものを有すること、を特徴とする請求項６記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項１０】
前記寿命を予測する原子炉一次系構造物が、上部格子板、炉心シュラウド、炉心支持板、シュラウドサポート、炉底部貫通孔、再循環配管、冷却材浄化系配管及びボトムドレン配管の少なくとも１構造物であることを特徴とする請求項１記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項１１】
原子力プラントの原子炉一次系水に接触する機器及び配管の寿命を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測システムにおいて、
前記原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍から原子炉水を抽出する抽出手段と、
この抽出した原子炉水を測定物質が消失しない滞留時間以内に減温減圧する減温減圧手段と、
この減温減圧した原子炉水の水質を測定する水質測定手段と、
この水質測定結果から推定した腐食電位及び前記寿命を評価すべき部位を形成する構成材料のき裂進展特性データを用いてき裂進展寿命を予測する寿命予測演算手段と、
を有することを特徴とする原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項１２】
前記減温減圧手段において、滞留時間は測定物質である過酸化水素が消失しない１０秒であること、を特徴とする請求項１１記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項１３】
前記水質測定手段は、酸素濃度、水素濃度、過酸化水素濃度、導電率、ｐＨ及び不純物イオンの少なくとも１種を測定する手段を具備すること、を特徴とする請求項１１記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項１４】
前記寿命予測演算手段は、前記寿命を評価すべき構造物を形成する構成材料のき裂進展特性データを具備し、入力された材料、応力、腐食電位及び環境条件に基づきき裂進展速度を推定し、任意の評価期間におけるき裂進展予測を行う演算手段を具備する、ことを特徴とする請求項１１記載の原子炉一次系構造物の寿命予測システム。
【請求項１５】
原子力プラントの原子炉一次系水に接触する機器及び配管の寿命を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測方法において、
前記原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍の原子炉水の酸素濃度、水素濃度及び過酸化水素濃度を放射線分解モデルの解析により推定する水質推定ステップと、
この水質推定結果を基に腐食電位を推定する腐食電位推定ステップと、
その腐食電位推定結果を基にき裂進展寿命を予測するき裂進展寿命予測ステップと、
を有することを特徴とする原子炉一次系構造物の寿命予測方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉一次系構造物の寿命予測システム及び寿命予測方法に係り、特に、応力腐食割れ（以下「ＳＣＣ」という）及び腐食疲労によるき裂進展を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測システム及び寿命予測方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（以下「ＢＷＲ」という）は、一般に以下のような構成となっている。すなわち原子炉建屋内には原子炉格納容器が設置されており、この原子炉格納容器内には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水が収容されており、この冷却水は炉心の下方から上方に流通する際、炉心の核反応熱を奪い昇温する。昇温した冷却水は蒸気と水との二相流状態になり炉心の上方に設けられた気水分離器内に流入する。気水分離器で水と蒸気に分離され、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、上記原子炉圧力容器に接続された主蒸気配管を介してタービン系に供され、タービン系で仕事に供給される。一方、分離された水は炉心の下方に流下して、再度炉心の下方から上方に向かって流通する。以下同様のサイクルを繰り返す。
【０００３】
上記原子炉圧力容器は、容器本体と、この容器本体の上部開口を閉塞するように設けられた蓋体と冷却水を取水、放水する一次系配管から構成されている。一次系配管は、再循環配管、冷却材浄化系配管、ボトムドレン配管等である。上記容器本体は円筒状の胴体、この胴体下端に接続された下鏡とから構成されている。原子炉圧力容器の内部には、上部格子板、炉心シュラウド、炉心支持板、シュラウドサポート、炉心スプレー系配管等の内部構造物が収納され、下鏡には制御棒駆動機構や炉内計装管を通過させる貫通孔が設けられている。
【０００４】
このようなＢＷＲにあっては、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、原子炉一次系水に晒された原子炉構成機器の腐食環境を外部から監視し、プラントの健全性評価、予防診断に役立てる技術の開発が進められている。
【０００５】
材料の腐食電位は、晒された水質環境において基準となる照合電極との間の電位差から求められる値であり、材料のき裂進展特性と強い相関を示す（例えば、非特許文献１参照）。
【０００６】
一般に、腐食電位が低下するに従い、応力腐食割れによる進展速度は低下する傾向を示す。また、この進展速度と腐食電位の関係には力学因子が影響を及ぼすことがわかっており、その指標として応力拡大係数が用いられる。従って、実際に評価対象とする構造物近傍における腐食電位を実測、或いは推定することにより、万が一、欠陥が発生した場合でも、き裂進展特性データ及び応力評価データとの組み合わせによりき裂進展解析を実施することにより、進展寿命を予測することが可能となる。
【０００７】
現状、実構造物の内部において構造物の腐食電位を直接実測することは、電極の設置やメンテナンスなどを考慮すると大きな困難を伴う。そこで、原子炉一次系水をサンプリングして外部で腐食電位の計測あるいは水質計測を行いその結果に基づき腐食電位の推定を行う方法が考えられる（例えば、特許文献１、２参照）。
【０００８】
採取点から原子炉一次系水をサンプリングした場合の水質の変化について説明する。原子炉内の放射線分解により、原子炉水中には酸素、水素、過酸化水素が含まれている。これらのうち、酸素及び水素は原子炉温度（約２８０℃）程度では安定であるが、過酸化水素は前記の温度ですみやかに分解する。そして、原子炉一次系水中に水素が存在しなければ、（１）式が示すように、過酸化水素は単純に水と酸素とに分解するだけであるが、原子炉一次系水中に酸素と水素が共存する場合には反応が複雑となり、過酸化水素と水素の再結合反応、過酸化水素が触媒的に作用する酸素と水素の再結合反応が並行して進行する。すなわち、次の（１）式、（２）式、（３）式が示す３つの反応により原子炉一次系水中の酸素、水素、過酸化水素の組成比が大きく変化することとなる。
【０００９】
２H２O２  ――＞ ２Ｈ２Ｏ＋Ｏ２                              （１）
２H２O２＋Ｈ２ ――＞ ２Ｈ２Ｏ                            （２）
２H２＋O２  ――＞ ２Ｈ２Ｏ                              （３）
【非特許文献１】M.Itow et al., presented to Eighth International Symposium on Environmrntal Degradation of Materials in Nuclear Power Systems − Water Reactors, August １０-１４, １９９７, Amelia Island, Florida
【特許文献１】特開平４−１２２８９４号公報
【特許文献２】特開平４−８３１５３号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
しかしながら、上記従来の技術においては、このような原子力プラント一次系にあっては、プラントの長寿命化を図る観点から、万が一、材料表面に割れ等の異常が生じた場合に、その進展寿命を精度良く予測して、プラントの健全性評価、予防診断に役立てる技術を緊急に確立しなければならないという課題があった。
【００１１】
本発明は、上記目標を達成するために、原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍から原子炉一次系水を抽出し、腐食電位の測定又は推定を行い、き裂進展寿命を予測することができる原子炉一次系構造物の寿命予測システム及び寿命予測方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記目的を達成するため、本発明は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する機器及び配管の寿命を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測システムにおいて、前記原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍から原子炉水を抽出する抽出手段と、この抽出した原子炉水の腐食電位を測定物質が消失しない滞留時間以内に測定する腐食電位測定手段と、この測定した腐食電位及び前記寿命を評価すべき部位を形成する構成材料のき裂進展特性データを用いてき裂進展寿命を予測する寿命予測演算手段と、を有することを特徴とするものである。
【００１３】
また、上記目的を達成するため、本発明は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する機器及び配管の寿命を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測システムにおいて、前記原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍から原子炉水を抽出する抽出手段と、この抽出した原子炉水を測定物質が消失しない滞留時間以内に減温減圧する減温減圧手段と、この減温減圧した原子炉水の水質を測定する水質測定手段と、この水質測定結果から推定した腐食電位及び前記寿命を評価すべき部位を形成する構成材料のき裂進展特性データを用いてき裂進展寿命を予測する寿命予測演算手段と、を有することを特徴とするものである。
【００１４】
また、上記目的を達成するため、本発明は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する機器及び配管の寿命を予測する原子炉一次系構造物の寿命予測方法において、前記原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍の原子炉水の酸素濃度、水素濃度及び過酸化水素濃度を放射線分解モデルの解析により推定する水質推定ステップと、この水質推定結果を基に腐食電位を推定する腐食電位推定ステップと、その腐食電位推定結果を基にき裂進展寿命を予測するき裂進展寿命予測ステップと、を有することを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位近傍の腐食電位を実測又は推定することにより、万が一、材料表面に割れ等の異常が生じた場合に、その進展寿命を精度良く予測し、原子炉一次系ひいては原子力プラントの信頼性及び安全性を大幅に向上させることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１６】
以下、本発明に係る原子炉一次系構造物の寿命予測システム及び寿命予測方法の実施の形態について、図１乃至図７を参照して説明する。ここで、互いに同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【００１７】
まず、本発明の第１の実施の形態について説明する。
【００１８】
図１は、本発明の第1の実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測システムの構成を示す系統構成図である。
【００１９】
本図に示すように、符号１はＢＷＲの原子炉圧力容器であり、その内部には炉心３、シュラウド２、ジェットポンプ４、などの炉内構造物が収納されている。原子炉圧力容器１の外部には、再循環系４０、冷却材浄化系４１、ボトムドレンライン４２等の一次系配管が接続されている。原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位である対象部位の代表例を図１中に記号で示す。Ａは一次系配管、Ｂは炉心シュラウド、Ｃは炉底部貫通孔である。対象部位近傍から原子炉一次系水を抽出するために抽出手段であるサンプリングライン５が設けられている。このサンプリングライン５の下流に腐食電位測定手段である腐食電位測定系６ａ、６ｂ、６ｃが配置される。
【００２０】
図２は、抽出された原子炉一次系水の溶存ガス濃度の時間的変化を示す特性図である。
【００２１】
本図に示すように、活性種を含む１０種類以上の化学種に対して、４０種類以上の相互の化学反応を仮定して実際の化学反応を模擬した計算による評価結果を示すものである。縦軸は酸素（Ｏ２）、水素（Ｈ２）、過酸化水素（Ｈ２Ｏ２）の重量濃度（任意単位）、横軸は高温状態（２８０℃）での原子炉圧力容器外滞在時間（保持時間）（分）である。本図から分るように、原子炉圧力容器を出た原子炉一次系水中の過酸化水素は、高温での保持時間が長くなると消失し、その濃度変化に伴い、水中の酸素、水素の組成比も変化する。逆に、サンプリングにおける原子炉一次系水の滞留時間を１０秒以内とすれば各溶存ガス濃度は採取点とほとんど差がないことがわかる。材料の腐食電位はこれら溶存ガス濃度によって決まることから、この位置に腐食電位測定手段である腐食電位測定系６を設置して測定を行うことにより、対象部位と同等の腐食電位を測定することができるものと考えられる。
【００２２】
すなわち、この採取点Ａ，Ｂ，Ｃからサンプリングした原子炉一次系水の水質は、図２に示すように変化するので、サンプリングにおける原子炉一次系水の滞留時間を１０秒以内とすれば各溶存ガス濃度は採取点とほとんど差はない。材料の腐食電位はこれら溶存ガス濃度によって決まることから、この位置に腐食電位測定容器７を設置して測定を行うことにより、対象部位と同等の腐食電位を測定することができる。
【００２３】
さらに、腐食電位測定系６ａ、６ｂ、６ｃの下流に流量調節装置（図示せず）を設け、解析等により推定した対象部位近傍の流速に設定することにより、より精度の高い腐食電位計測が可能となる。
【００２４】
図３は、本実施の形態における腐食電位測定系６の構成を示す構成図である。本図に示すように、腐食電位測定系６は、測定容器である腐食電位測定容器７から構成される。この腐食電位測定容器７の内部には試料電極８および照合電極９が設置される。
【００２５】
試料電極８は、原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位と同一材料、すなわち本実施の形態では、一次系配管Ａ、炉心シュラウドＢ又は炉底部貫通孔Ｃを形成する材料から構成される。
【００２６】
照合電極９は、照合のための照合電極で、白金電極、銀／塩化銀電極等の金属／難溶性塩電極、鉄／鉄酸化物電極等の金属／金属酸化物電極のいずれでも良い。
【００２７】
この試料電極８からの信号線１０及び照合電極９からの信号線１１は外部に取り出され、この取り出された信号線１０、１１は図１に示す電位差計１２に接続される。
【００２８】
この信号線１０及び信号線１１間の電位差が測定され、電子化された電位差値は腐食電位値として寿命予測演算手段である寿命予測演算装置１３に格納される。この腐食電位値は、一般に、標準水素電極基準（ＳＨＥ）に換算される。寿命予測演算装置１３はコンピューターシステムであり、各種データベース、解析プログラムを有しており、採取データが格納され、解析・演算が行なわれる。
【００２９】
図４は、本実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測演算装置の評価手順を示すフロー図である。本図に示すように、初期き裂長さ２１並びに運転応力及び残留応力から求めた応力分布２２とから、応力拡大係数２３を算出する。
【００３０】
次に、寿命予測演算装置１３内に準備された腐食電位２４、電位差値等の対象部位のき裂進展特性データが参照され、算出された応力拡大係数２３と、オンライン或いは任意に寿命予測演算装置１３に格納された腐食電位２４と、温度、導電率等の環境条件２５に対応したき裂進展速度２６が算出される。
【００３１】
参照されるき裂進展速度２６と腐食電位２４、応力拡大係数２３等の関係図としては、既存デ−タをベースに導かれたもの、予測モデル式等を用いることができる。
【００３２】
対象構造物に作用する力学因子に依存して、応力腐食割れ（ＳＣＣ）、腐食疲労のいずれか、さらにはその両者を考慮する場合がある。寿命予測演算装置１３にはＳＣＣによる進展速度および腐食疲労による進展速度の両者が準備されている。
【００３３】
その後、進展解析が実行され、任意に設定される算出時間２７において、き裂進展量２８が算出され、このき裂進展量２８の増加と共に図４におけるフローが繰り返され、最終的に評価時間３０に対する最終き裂長さ２９が算出される。この算出された最終き裂長さ２９が許容できるき裂長さに達するまでの評価時間３０によりき裂進展寿命を予測することが可能となる。
【００３４】
次に、本発明の第２の実施の形態について説明する。この本発明の第２の実施の形態は、第１の実施の形態とは、腐食電位測定系６の構成が相違する。
【００３５】
図５は、本実施の形態における腐食電位測定系６を示す断面図である。本図に示すように、腐食電位測定手段である腐食電位測定系６においては、抽出した原子炉水を貯蔵する腐食電位測定容器１４は、原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位と同一材料から形成され、試料の電極としても使用される。この腐食電位測定容器１４の内部には、内壁に近接して照合のための照合電極１５が設置される。
【００３６】
腐食電位測定容器１４からの信号線１６及び照合電極１５からの信号線１７は外部に取り出される。このとき、腐食電位測定容器１４自体は試料電極として作用する。取り出された信号線１６，１７は、図１に示す電位差計１２に接続される。
【００３７】
信号線１６及び信号線１７の間の電位差が計測され、電子化された電位差値が腐食電位値として寿命予測システム１３に格納される。照合電極１５は、白金電極、銀／塩化銀電極等の金属／難溶性塩電極、鉄／鉄酸化物電極等の金属／金属酸化物電極のいずれでも良い。
【００３８】
このように構成された本実施の形態において、第１の実施の形態と同様の作用、効果を有する。
【００３９】
次に、本発明の第３の実施の形態について説明する。本実施の形態は、第１の実施の形態における腐食電位測定系６の代わりに減温減圧系１８及び水質測定系１９を設けたものである。
【００４０】
図６は、本実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測システムの構成を示す系統構成図である。寿命を予測する構造物の対象部位の代表例を図６中に記号で示す。Ａは一次系配管、Ｂは炉心シュラウド、Ｃは炉底部貫通孔である。
【００４１】
原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位近傍から原子炉一次系水を抽出する抽出手段であるサンプリングライン５を設ける。このサンプリングライン５の下流に減温減圧手段である減温減圧系１８ａ、１８ｂ、１８ｃが配置される。
【００４２】
この採取点Ａ，Ｂ，Ｃからサンプリングした原子炉一次系水の水質は、図２に示すように変化する。サンプリングにおける原子炉一次系水の滞留時間を１０秒以内とすれば各溶存ガス濃度は採取点とほとんど差はない。材料の腐食電位はこれら溶存ガス濃度によって決まることから、この位置に減温減圧系１８ａ、１８ｂ、１８ｃを設置して対象部位と同等の腐食環境の下で常温化することができる。
【００４３】
この常温化したサンプリング水は水質計測系１９に導かれ、酸素濃度、水素濃度、過酸化水素濃度、導電率、ｐH、不純物イオン等の環境パラメータが分析される。
【００４４】
図７は、本発明の第３の実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測演算装置の評価手順を示すフロー図である。
【００４５】
初期き裂長さ３１並びに運転応力及び残留応力から求めた応力分布３２とから応力拡大係数３３が算出される。次に、オンラインあるいは任意に抽出したサンプリング水の水質分析結果３４を基に腐食電位３５を推定する。なお、腐食電位３５は流動条件に依存することから、流動解析３６等を行い対象部位の流動条件を求める。また、腐食電位３５は酸素、水素、過酸化水素の濃度、温度、流動等の環境条件３７の関数で与えられることから、これらを用いて腐食の電位解析３８を実行し、腐食電位３５が決定される。
【００４６】
次に、寿命予測システム１３内に準備された当該材料のき裂進展特性データが参照され、算出された応力拡大係数３３と、前ステップで決定した腐食電位３５と、温度、導電率等の環境条件３７に対応したき裂進展速度３９が算出される。これ以降の寿命予測のフローは、図４と同一である。この算出された最終き裂長さ２９が許容できるき裂長さに達するまでの評価時間３０によりき裂進展寿命を予測することが可能となる。
【００４７】
次に、本発明の第４の実施の形態について説明する。
【００４８】
原子炉一次系構造物の寿命予測方法においては、放射線分解モデルの解析により、寿命を評価すべき対象部位近傍の原子炉水の酸素濃度、水素濃度及び過酸化水素濃度等の水質を推定する。この水質推定結果および対象部位の流動状態の解析結果を基に腐食電位を決定する。
【００４９】
本実施の形態における寿命予測システム１３の構成及び寿命予測のフローは、図７と同様である。
【００５０】
更に本発明は、上述したような各実施の形態に何ら限定されるものではなく、本発明の主旨を逸脱しない範囲で種々変形して実施することができる。
【図面の簡単な説明】
【００５１】
【図１】本発明の第1及び２の実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測システムの構成を示す系統構成図。
【図２】抽出された原子炉一次系水の溶存ガス濃度の時間的変化を示す特性図。
【図３】本発明の第1の実施の形態における腐食電位測定系を示す断面図。
【図４】本発明の第1及び２の実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測演算装置の評価手順を示すフロー図。
【図５】本発明の第２の実施の形態における腐食電位測定系を示す断面図。
【図６】本発明の第３の実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測システムの構成を示す系統構成図。
【図７】本発明の第３の実施の形態における原子炉一次系構造物の寿命予測演算装置の評価手順を示すフロー図。
【符号の説明】
【００５２】
５…サンプリングライン（抽出手段）、６、６ａ、６ｂ、６ｃ…腐食電位測定系（腐食電位測定手段）、７…腐食電位測定容器、８…試料電極、９…照合電極、１０…信号線、１１…信号線、１２…電位差計、１３…寿命予測演算装置（寿命予測演算手段）、１４…腐食電位測定容器、１５…照合電極、１６…信号線、１７…信号線、１８、１８ａ、１８ｂ、１８ｃ…減温減圧系（減温減圧手段）、１９…水質測定系（水質測定手段）
【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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【図６】
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【図７】
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