(57)【要約】【課題】金属材料の照射脆化をより少ない試験片で適切に評価できること。【解決手段】原子炉圧力容器の容器本体の鋼材の照射脆化を評価する照射脆化評価装置１０において、中性子が照射される前の、前記鋼材と同一材質の試験片の衝撃試験により得られた少なくとも照射前上部棚吸収エネルギーを格納する第１データベース１１と、中性子が照射された後の試験片の衝撃試験により得られた照射後上部棚吸収エネルギーを格納する第２データベース１２と、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥをインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出する導出モデルを備え、前記照射前上部棚吸収エネルギーと前記照射後上部棚吸収エネルギーとの差から上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥを算出し、この上部棚吸収エネルギー低下量から前記導出モデルを用いて脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出する演算部１５と、を有するものである。【選択図】  図１
2019132653.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
中性子の照射により脆化する金属材料の照射脆化を評価する照射脆化評価方法において、
中性子が照射される前の前記金属材料の衝撃試験により、少なくとも照射前上部棚吸収エネルギーを求める第１ステップと、
中性子が照射された後の前記金属材料の衝撃試験により、照射後上部棚吸収エネルギーを求める第２ステップと、
前記照射前上部棚吸収エネルギーと前記照射後上部棚吸収エネルギーとの差から上部棚吸収エネルギー低下量を算出する第３ステップと、
前記上部棚吸収エネルギー低下量を少なくとも１つのインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量を導出する導出モデルを用い、第３ステップにより算出された前記上部棚吸収エネルギー低下量から前記脆性延性遷移温度シフト量を導出する第４ステップと、を有することを特徴とする照射脆化評価方法。
【請求項２】
前記導出モデルは、金属材料の衝撃試験により取得した上部棚吸収エネルギー低下量の実験値と脆性延性遷移温度シフト量の実験値との相関関係により定式化されたモデル、または照射脆化による前記金属材料の微視構造の変化に基づいて定式化されたモデルであることを特徴とする請求項１に記載の照射脆化評価方法。
【請求項３】
前記導出モデルは、上部棚吸収エネルギー低下量に加えて、金属材料の種類と前記金属材料の化学成分と中性子照射量と中性子束と照射温度との少なくとも１つをインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量を導出するモデルであり、
第４ステップでは、第３ステップにより算出された前記上部棚吸収エネルギー低下量のほかに、前記金属材料の種類と前記金属材料の化学成分と前記中性子照射量と前記中性子束と前記照射温度との少なくとも１つをインプットパラメータとし、前記導出モデルを用いて前記脆性延性遷移温度シフト量を導出することを特徴とする請求項１または２に記載の照射脆化評価方法。
【請求項４】
前記第２ステップでは、照射後上部棚吸収エネルギーを、金属材料について衝撃試験を行った際に延性破面率１００％の３個以上の衝撃試験データから得られた吸収エネルギーの平均値、または前記金属材料について前記衝撃試験を行った際に延性破面率９５％〜１００％の３個以上の衝撃試験データから得られた吸収エネルギーの平均値から求めることを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項に記載の照射脆化評価方法。
【請求項５】
前記金属材料は、軽水炉型原子炉の炉心を収容する原子炉圧力容器における容器本体を構成する金属材料であることを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項に記載の照射脆化評価方法。
【請求項６】
中性子の照射により脆化する金属材料の照射脆化を評価する照射脆化評価装置において、
中性子が照射される前の前記金属材料の衝撃試験により得られた少なくとも照射前上部棚吸収エネルギーを格納する第１データベースと、
中性子が照射された後の前記金属材料の衝撃試験により得られた照射後上部棚吸収エネルギーを格納する第２データベースと、
上部棚吸収エネルギー低下量を少なくとも１つのインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量を導出する導出モデルを備え、前記第１データベースからの前記照射前上部棚吸収エネルギーと前記第２データベースからの前記照射後上部棚吸収エネルギーとの差から上部棚吸収エネルギー低下量を算出し、この算出した上部棚吸収エネルギー低下量から前記導出モデルを用いて前記脆性延性遷移温度シフト量を導出する演算部と、
前記演算部にて導出された前記脆性延性遷移温度シフト量の演算結果を出力する出力部と、を有することを特徴とする照射脆化評価装置。
【請求項７】
前記導出モデルは、金属材料の衝撃試験により取得した上部棚吸収エネルギー低下量の実験値と脆性延性遷移温度シフト量の実験値との相関関係により定式化されたモデル、または照射脆化による前記金属材料の微視構造の変化に基づいて定式化されたモデルであることを特徴とする請求項６に記載の照射脆化評価装置。
【請求項８】
前記金属材料の種類及び化学成分に関するデータを格納する第３データベースと、前記金属材料に照射される中性子照射量、中性子束、照射温度を含む照射条件に関するデータを格納する第４データベースとを更に有し、
前記導出モデルは、上部棚吸収エネルギー低下量に加えて、前記金属材料の種類と前記金属材料の化学成分と前記中性子照射量と前記中性子束と前記照射温度との少なくとも１つをインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量を導出するモデルであり、
前記演算部は、算出した前記上部棚吸収エネルギー低下量のほかに、前記第３及び第４データベースからの前記金属材料の種類と前記金属材料の化学成分と前記中性子照射量と前記中性子束と前記照射温度との少なくとも１つをインプットパラメータとし、前記導出モデルを用いて前記脆性延性遷移温度シフト量を導出することを特徴とする請求項６または７に記載の照射脆化評価装置。
【請求項９】
前記第２データベースに格納される照射後上部棚吸収エネルギーは、金属材料について衝撃試験を行った際に延性破面率１００％の３個以上の衝撃試験データから得られた吸収エネルギーの平均値、または前記金属材料について前記衝撃試験を行った際に延性破面率９５％〜１００％の３個以上の衝撃試験データから得られた吸収エネルギーの平均値から求められることを特徴とする請求項６乃至８のいずれか１項に記載の照射脆化評価装置。
【請求項１０】
前記金属材料は、軽水炉型原子炉の炉心を収容する原子炉圧力容器における容器本体を構成する金属材料であることを特徴とする請求項６乃至９のいずれか１項に記載の照射脆化評価装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、金属材料（例えば原子炉圧力容器の容器本体を構成する鋼材）の中性子照射による照射脆化を評価する照射脆化評価方法及び照射脆化評価装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
軽水炉（沸騰水型原子炉または加圧水型原子炉）の原子炉圧力容器における炉心領域を構成する容器本体の鋼材は、原子力発電プラントの運転中の中性子照射により、材料の機械的特性が変化（脆化）する。その脆化度合を測定するために、国内外の原子力発電プラントを対象に、監視試験が運用されている。
【０００３】
この監視試験では、上記容器本体の鋼材と同一材質から成る試験片（監視試験片）を監視試験カプセルに封入して原子炉圧力容器内に設置し、プラント運転中に中性子照射を浴びた試験片を取り出して材料試験を実施する。プラント運転開始時の試験片の機械的特性と比較することで、中性子照射による試験片の材料（鋼材）における機械的特性の変化を測定する。
【０００４】
上述の監視試験においては、原子炉圧力容器の容器本体を構成する鋼材の中性子照射による脆化（これを照射脆化と称する）を測定するための材料試験として、シャルピー衝撃試験が実施されている。このシャルピー衝撃試験では、図９に示すように、試験温度をパラメータとした１２点以上の衝撃試験データ１００により、脆性延性遷移曲線（図９（Ａ）に示す吸収エネルギーにおける脆性延性遷移曲線１０１、図９（Ｂ）に示す横膨張量における脆性延性遷移曲線１０２、図９（Ｃ）に示す延性破面率における脆性延性遷移曲線１０３を取得する。この図９における符号１０４は鋼材の脆性領域を、符号１０５は鋼材の延性領域をそれぞれ示す。
【０００５】
原子炉圧力容器の容器本体の鋼材が照射脆化すると、脆性延性遷移曲線１０１、１０２、１０３に照射脆化挙動として脆性領域１０４の拡大（脆性延性遷移温度の上昇）、及び延性領域１０５における延性（破壊靭性）の低下が生ずる。この照射脆化挙動を定量的に表すパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳ（Ｔｒａｎｓｉｔｉｏｎ  Ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ  Ｓｈｉｆｔ）及び上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥ（Ｕｐｐｅｒ  Ｓｈｅｌｆ  Ｅｎｅｒｇｙ  Ｄｅｃｒｅａｓｅ）が挙げられる。
【０００６】
図１０に、吸収エネルギーにおける脆性延性遷移曲線１１１の照射脆化による変化を示す。この図１０において、白丸で示す符号１１０は、中性子が照射される前の鋼材についてシャルピー衝撃試験を行った際に取得された衝撃試験データであり、符号１１１は衝撃試験データ１１０に基づいて作成された脆性延性遷移曲線である。また、黒丸で示す符号１１２は、中性子が照射された後の鋼材についてシャルピー衝撃試験を行った際に取得された衝撃試験データであり、符号１１３は、衝撃試験データ１１２に基づいて作成された脆性延性遷移曲線である。中性子照射前の脆性延性遷移曲線１１１は中性子照射後の脆性延性遷移曲線１１３へと変化し、その変化量が脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳ及び上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥにより表される。
【０００７】
また、下記の特許文献１〜３のうち、特に特許文献１には、原子炉圧力容器の胴部（容器本体）を構成する鋼材の組成（化学成分）と上記鋼材に照射された中性子照射量とに基づいて脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを求め、上記鋼材の照射脆化を評価する技術が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平３−２７７７１９号公報
【特許文献２】特開２０００−１１１４６０号公報
【特許文献３】特開平２−１３２３４６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
東日本大震災以後、原子力利用に係る安全規制体制の見直しが行われ、原子力発電プラントの運転期間の延長認可申請（４０年超運転）を行う場合には、追加の監視試験を実施することが求められている。しかしながら、原子力発電プラントの運転開始時に原子炉圧力容器内に装荷されている試験片の数には限りがあり、追加の監視試験の要求を満たすためには試験片の個数が不足するという課題がある。
【００１０】
本発明の実施形態は、上述の事情を考慮してなされたものであり、金属材料の照射脆化を、より少ない試験片で適切に評価できる照射脆化評価方法及び照射脆化評価装置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】
【００１１】
本発明の実施形態における照射脆化評価方法は、中性子の照射により脆化する金属材料の照射脆化を評価する照射脆化評価方法において、中性子が照射される前の前記金属材料の衝撃試験により、少なくとも照射前上部棚吸収エネルギーを求める第１ステップと、中性子が照射された後の前記金属材料の衝撃試験により、照射後上部棚吸収エネルギーを求める第２ステップと、前記照射前上部棚吸収エネルギーと前記照射後上部棚吸収エネルギーとの差から上部棚吸収エネルギー低下量を算出する第３ステップと、前記上部棚吸収エネルギー低下量を少なくとも１つのインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量を導出する導出モデルを用い、第３ステップにより算出された前記上部棚吸収エネルギー低下量から前記脆性延性遷移温度シフト量を導出する第４ステップと、を有することを特徴とするものである。
【００１２】
本発明の実施形態における照射脆化評価装置は、中性子の照射により脆化する金属材料の照射脆化を評価する照射脆化評価装置において、中性子が照射される前の前記金属材料の衝撃試験により得られた少なくとも照射前上部棚吸収エネルギーを格納する第１データベースと、中性子が照射された後の前記金属材料の衝撃試験により得られた照射後上部棚吸収エネルギーを格納する第２データベースと、上部棚吸収エネルギー低下量を少なくとも１つのインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量を導出する導出モデルを備え、前記第１データベースからの前記照射前上部棚吸収エネルギーと前記第２データベースからの前記照射後上部棚吸収エネルギーとの差から上部棚吸収エネルギー低下量を算出し、この算出した上部棚吸収エネルギー低下量から前記導出モデルを用いて前記脆性延性遷移温度シフト量を導出する演算部と、前記演算部にて導出された前記脆性延性遷移温度シフト量の演算結果を出力する出力部と、を有することを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１３】
本発明の実施形態によれば、金属材料の照射脆化を、より少ない試験片で適切に評価できる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】一実施形態に係る照射脆化評価装置の構成を示すブロック図。
【図２】図１の照射脆化評価装置が評価対象とする原子炉圧力容器を備えた沸騰水型原子炉を示す縦断面図。
【図３】図１の照射脆化評価装置が評価対象とする原子炉圧力容器を備えた加圧水型原子炉を示す縦断面図。
【図４】図２または図３の原子炉圧力容器の容器本体を構成する鋼材と同一材質の試験片の鋼材における中性子照射前の脆性延性遷移曲線を示すグラフ。
【図５】図２または図３の原子炉圧力容器内で中性子照射された試験片のシャルピー衝撃試験結果を、図４の脆性延性遷移曲線と共に示すグラフ。
【図６】図１の演算部が備える導出モデルの機能を説明する説明図。
【図７】図６の導出モデルの適否を評価するための評価マージンを示すグラフ。
【図８】図２または図３の原子炉圧力容器の容器本体を構成する鋼材の照射脆化を、図１の照射脆化評価装置を用いて評価する手順を示すフローチャート。
【図９】脆性延性遷移曲線を示し、（Ａ）は吸収エネルギーにおける脆性延性遷移曲線を、（Ｂ）は横膨張量における脆性延性遷移曲線を、（Ｃ）は延性破面率における脆性延性遷移曲線をそれぞれ示すグラフ。
【図１０】照射脆化による脆性延性遷移曲線の変化を説明するためのグラフ。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明を実施するための形態を、図面に基づき説明する。
図１は、一実施形態に係る照射脆化評価装置の構成を示すブロック図である。この図１に示す照射脆化評価装置１０は、軽水炉（図２に示す沸騰水型原子炉２０、図３に示す加圧水型原子炉４０等）における原子炉圧力容器２１、４１の、特に炉心領域となる容器本体３８、４７を構成する鋼材の照射脆化を評価するものであり、第１データベース１１、第２データベース１２、第３データベース１３、第４データベース１４、演算部１５及び出力部１６を有して構成される。
【００１６】
ここで、図２に示す沸騰水型原子炉２０は、原子炉圧力容器２１内に炉心２２を収容し、この炉心２２を構成する多数の燃料集合体（不図示）が、シュラウド２３に囲まれると共に、炉心支持板２４及び上部格子板２５により支持される。このシュラウド２３の上部はシュラウドヘッド２６により閉塞され、このシュラウドヘッド２６にスタンドパイプ２７を介して気水分離器２８が設置される。原子炉圧力容器２１内には、気水分離器２８の上方に蒸気乾燥器２９が配置されている。
【００１７】
炉心２２にて発生した蒸気は、気水分離器２８にて水分が分離され、蒸気乾燥器２９にて乾燥され、主蒸気ノズル３０から主蒸気系を経てタービン系（共に図示せず）へ至る。タービン系で仕事をした蒸気は復水となり、給水管３１を経て原子炉圧力容器２１内へ冷却材１９として供給される。この冷却材（炉水）１９は、再循環ポンプ３２により昇圧され、原子炉圧力容器２１とシュラウド２３との間の環状部に複数本配置されたジェットポンプ３３によって、炉心２２の下方の下部プレナム３４を経て炉心２２へ導かれる。
【００１８】
原子炉圧力容器２１は、圧力容器胴３５の上部開口と下部開口が上蓋３６、下鏡部３７によりそれぞれ閉塞される。このうち、圧力容器胴３５と下鏡部３７が、炉心領域となる容器本体３８として構成される。また、下鏡部３７には制御棒駆動機構ハウジング３９Ａが設置され、この制御部駆動機構ハウジング３９Ａに支持されて制御棒案内官３９Ｂが上方へ延びて配置される。制御棒駆動機構ハウジング３９Ａ内に設けられた制御棒駆動機構が、制御棒案内管３９Ｂ内に設けられた制御棒を駆動することで、炉心２２の出力が制御される。
【００１９】
図３に示す加圧水型原子炉４０は、原子炉圧力容器（原子炉容器）４１内に炉心４２及び一次冷却材４３が収容されて構成される。炉心４２の出力は、容器上蓋４４に設置された制御棒駆動機構４５により制御棒クラスタ４６が駆動されることで制御される。ここで、原子炉圧力容器４１は、炉心領域となる容器本体４７と、この容器本体４７の上部開口を閉塞する前記容器上蓋４４とを有して構成される。
【００２０】
一次冷却材４３は、容器本体４７の入口ノズル４８から原子炉圧力容器４１内に供給され、炉心４２内を上昇する間に加熱されて高温となり、容器本体４７の出口ノズル４９を経て図示しないに高温側配管へ供給される。この高温の一次冷却材４３は、図示しない蒸気発生器に流入して二次冷却材に熱を伝え、蒸気タービンを駆動する蒸気を発生させた後、蒸気発生器から入口ノズル４８を経て原子炉圧力容器４１内に戻される。
【００２１】
上述の軽水炉（沸騰水型原子炉２０、加圧水型原子炉４０等）の原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７を構成する金属材料としての鋼材は、中性子の照射によって脆化（照射脆化）して、機械的特性が変化する。そこで、この照射脆化を監視するために、容器本体３８、４７と同一材質から構成された複数の試験片を監視試験カプセルに封入し、この監視試験カプセルを原子炉圧力容器２１、４１内に複数設置しておき、原子力発電プラントの所定の運転時間経過後に監視試験カプセルを取り出し、内部の試験片を用いて衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）を行なうことで、容器本体３８、４７の鋼材の照射脆化を監視して評価する。この照射脆化の監視評価は、中性子が照射される前の試験片を構成する鋼材の衝撃特性と比較することでなされる。
【００２２】
図１に示す照射脆化評価装置１０における第１データベース１１は、中性子が照射される前の試験片の衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）により得られた衝撃特性が格納される。この試験片の鋼材は、前述の如く原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７と同一材質である。従って、第１データベース１１に格納された衝撃特性は、中性子が照射される前の原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７における鋼材の衝撃特性と言える。
【００２３】
この衝撃特性は、図４に示すように、黒丸で示す衝撃試験データ５０と、この衝撃試験データ５０から作成される脆性延性遷移曲線５１とである。この脆性延性遷移曲線５１から、照射前上部棚吸収エネルギー５２と、吸収エネルギーが４１Ｊに対応する温度である照射前脆性延性遷移温度５３が取得される。これらの照射前上部棚吸収エネルギー５２及び照射前脆性延性遷移温度５３も第１データベース１１に格納される。
【００２４】
図１に示す第２データベース１２には、原子炉圧力容器２１、４１内で中性子が照射された後の試験片の衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）により得られた照射後上部棚吸収エネルギー５５（図５）が格納される。尚、図５に示す曲線５４は、原子炉圧力容器２１、４１内で中性子照射された試験片の鋼材の脆性延性遷移曲線を示す。従来の照射脆化の評価では、上記脆性延性遷移曲線５４が求められ、この脆性延性遷移曲線５４から照射後上部棚吸収エネルギー５５と、吸収エネルギーが４１Ｊに対応する温度である照射後脆性延性遷移温度５６が取得されていたが、本実施形態では、脆性延性遷移曲線５４及び照射後脆性延性遷移温度５６は取得されず、照射後上部棚吸収エネルギー５５が直接取得される。
【００２５】
つまり、本実施形態において取得されて第２データベース１２に格納される照射後上部棚吸収エネルギー５５は、中性子が照射された試験片について衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）を行った際に延性破面率１００％の３個以上の衝撃試験データ５７から得られた吸収エネルギーの平均値として算出される。ここで、延性破面率は、一般に試験温度と強い相関がある。延性破面率１００％の衝撃試験データ５７を得るための試験温度は、鋼材の靭性レベル及び中性子照射レベルにもよるが、５０℃以上とすればよい。
【００２６】
また、本実施形態において取得されて第２データベース１２に格納される照射後上部棚吸収エネルギー５５は、ＡＳＴＭ  Ｅ１８５−１５  “Ｓｔａｎｄａｒｄ  Ｐｒａｃｔｉｃｅ  ｆｏｒ  Ｄｅｓｉｇｎ  ｏｆ  Ｓｕｒｖｅｉｌｌａｎｃｅ  Ｐｒｏｇｒａｍｓ  ｆｏｒ  Ｌｉｇｈｔ−Ｗａｔｅｒ  Ｍｏｄｅｒａｔｅｄ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｐｏｗｅｒ  Ｒｅａｃｔｏｒ  Ｖｅｓｓｅｌｓ”に従い、中性子照射された試験片について衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）を行った際に延性破面率９５％〜１００％の３個以上の衝撃試験データから得られた吸収エネルギーの平均値として算出されてもよい。
【００２７】
図１に示す第３データベース１３には、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７（試験片）の鋼材の種類及び化学成分に関するデータが格納される。鋼材の種類としては、鍛造材であるか、板材であるか、溶接部を有するか等である。また、鋼材の化学成分としては、銅（Ｃｕ）が０．２４ｗｔ％以下、ニッケル（Ｎｉ）が１．０８ｗｔ％以下、リン（Ｐ）が０．０２１ｗｔ％以下、マンガン（Ｍｎ）が１．０６ｗｔ％〜１．７２ｗｔ％、シリコン（Ｓｉ）が０．１４ｗｔ％〜０．４２ｗｔ％、硫黄（Ｓ）などである。
【００２８】
図１に示す第４データベース１４には、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７（試験片）の鋼材に照射された中性子の照射条件に関するデータが格納される。照射条件としては、容器本体３８、４７（試験片）に照射された中性子の中性子照射量（４．５×１０１６〜１×１０２０ｎ／ｃｍ２）、中性子束（中性子照射速度）（２．１×１０８〜１．９×１０１１ｎ／ｃｍ２／ｓ）、照射温度（２７６〜２８９℃）などである。
【００２９】
図１に示す演算部１５は、第１データベース１１に格納された照射前上部棚吸収エネルギー５２と、第２データベース１２に格納された照射後上部棚吸収エネルギー５５との差から上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥ（図５）を算出する機能を有する。更に、演算部１５は、算出した上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥから後述の導出モデル５８（図６）を用いて、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳ（図５）を導出する機能を有する。
【００３０】
脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳは、図５に示すように、照射前脆性延性遷移温度５３から照射後脆性延性遷移温度５６へ変化した脆性延性遷移温度の変化量を表す。これらの上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥと脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを取得することで、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７の鋼材の照射脆化を定量的に評価することが可能になる。
【００３１】
導出モデル５８は、図６に示すように、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥをインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出するモデルである。この導出モデル５８は、既設の原子力発電プラントの原子炉圧力容器２１、４１内に設置された試験片の衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）により得られた上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥの実験値と脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの実験値との相関関係を利用して現象論的に定式化されたモデルである。また、この導出モデル５８は、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７の鋼材の照射脆化による微視構造の変化に基づいて機構論的に定式化されたモデルであってもよい。
【００３２】
この導出モデル５８の適否については、図７に示す評価マージン６０を用いて判断することが可能である。つまり、既設の原子力発電プラントの原子炉圧力容器２１、４１内に設置された試験片の衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）により、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥの実験値と脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの実験値を取得する。このうちの脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの実験値を図７の横軸にとり、上述の如く取得した上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥの実験値をインプットパラメータとして導出モデル５８により導出された脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値を縦軸にとる。
【００３３】
図７では、直線６１は、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの実験値と、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値とが一致する１：１ラインである。脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの実験値と脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値のプロット６２が１：１ライン６１からずれているときのずれ量は、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの実験値に対する脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値の誤差６３を表す。この誤差６３が評価マージン６０の範囲内であれば、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値を導出した導出モデル５８が適切であると判断できる。ここで、評価マージン６０としては、誤差６３のばらつきの標準偏差をσとしたときに２σで表され、本実施形態では２σ＝１６℃〜２５℃に設定される。
【００３４】
導出モデル５８により導出される脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値の精度を高めるために、図６に示す導出モデル６５は、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥＥをインプットパラメータとするほか、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７（試験片）の種類と、容器本体３８、４７（試験片）の鋼材の化学成分と、中性子照射量と、中性子束と、照射温度との少なくとも一つもインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出するよう構成されている。
【００３５】
この場合、図１に示すように、演算部１５は、第１データベース１１からの照射前上部棚吸収エネルギー５２と第２データベース１２からの照射後上部棚吸収エネルギー５５との差から上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥＢを算出し、この上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥをインプットパラメータとして導出モデル６５に入力すると共に、第３データベース１３、第４データベース１４からの試験片の鋼材の種類と同鋼材の化学成分と中性子照射量と中性子束と照射温度との少なくとも一つもインプットパラメータとして導出モデル６５に入力して、この導出モデル６５から脆性延性遷移温度シフトＴＴＳを導出する。
【００３６】
図１に示す出力部１６は、演算部１５により導出モデル５８、６５を用いて導出された脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの演算結果を出力して表示する。更に、この出力部１６は、演算部１５により算出された上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥも出力して表示する。
【００３７】
次に、上述のように構成された照射脆化評価装置１０を用いて、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７の鋼材の照射脆化を評価する手順を、図８を用いて説明する。
【００３８】
まず、第１ステップとして、中性子が照射される前（つまり原子力発電プラントの運転開始前）の原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７における鋼材の衝撃特性を、容器本体３８、４７と同一材質で且つ中性子が照射される前（つまり原子力発電プラントの運転開始前）の試験片に衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）を行うことで取得する（Ｓ１）。この衝撃特性は、図４に示すように、衝撃試験データ５０と、この衝撃試験データ５０により作成される脆性延性遷移曲線５１と、この脆性延性線曲線５１から得られる照射前上部棚吸収エネルギー５２及び照射前脆性延性遷移温度５３とである。そして、この取得した衝撃特性を第１データベース１１に格納する。
【００３９】
次に、第２ステップとして、原子力発電プラントの所定の運転期間経過後に原子炉圧力容器２１、４１内から監視試験カプセルを取り出し、この監視試験カプセル内の中性子照射された試験片について衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）を行い、この衝撃試験により照射後上部棚吸収エネルギー５５を取得する（Ｓ２）。この照射後上部棚吸収エネルギー５５は、延性破面率１００％の３個以上の衝撃試験データから得られる吸収エネルギーの平均値、または、延性破面率９５％〜１００％の３個以上の衝撃試験データから得られえる吸収エネルギーの平均値としてそれぞれ算出される。そして、この照射後上部棚吸収エネルギー５５を第２データベース１２に格納する。
【００４０】
次に、第３ステップとして、演算部１５が、第１データベース１１に格納された照射前上部棚吸収エネルギー５２と第２データベース１２に格納された照射後上部棚吸収エネルギー５５との差から、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥを算出する（Ｓ３）。更に、演算部１５は、第４ステップとして、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥをインプットパラメータとして脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出する導出モデル５８を用いて、第３ステップにより算出した上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥから脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出して、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値を求める（Ｓ４）。これらの算出した上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥと脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値とが出力部１６から出力される。
【００４１】
第４ステップで用いられる導出モデルは、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥに加えて、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７（試験片）の鋼材の種類と同鋼材の化学成分と中性子照射量と中性子束と照射温度との少なくとも一つをインプットパラメータとして、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出する導出モデル６５の場合がある。この場合には、原子力発電プラントの運転開始前に試験片の鋼材の種類及び化学成分を取得して（Ｓ５）、第３データベース１３に格納しておく。更に、原子炉圧力容器２１、４１内で試験片が中性子照射されたときの中性子照射量、中性子束及び照射温度を取得して（Ｓ６）、第４データベース１４に格納しておく。
【００４２】
そして、第４ステップにおいて、演算部１５は、第３ステップで算出した上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥの他に、試験片の種類と試験片の化学成分と中性子照射量と中性子束と照射温度との少なくとも一つをインプットパラメータとし、導出モデル６５を用いて脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出し、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値を求める（Ｓ７）。この脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測値が、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥと共に出力部１６から出力される。
【００４３】
なお、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥを算出する第３ステップと、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥを少なくとも一つのインプットパラメータとして導出モデル５８、６５により脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出する第４ステップとを、コンピュータプログラムに基づきコンピュータに実行させてもよい。
【００４４】
以上のように構成されたことから、本実施形態によれば、次の効果（１）及び（２）を奏する。
（１）図５及び図６に示すように、脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出する導出モデル５８、６５に入力されるインプットパラメータとしての上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥは、最低３個の試験片を用いた衝撃試験（例えばシャルピー衝撃試験）により照射後上部棚吸収エネルギー５５を求め、この照射後上部棚吸収エネルギー５５と照射前上部棚吸収エネルギー５２との差から算出される。このため、導出モデル５８、６５を用いて導出された脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳにより、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７を構成する鋼材の照射脆化を、より少ない試験片で適切に評価できる。
【００４５】
つまり、原子力発電プラントの監視試験において、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７の鋼材の脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを評価するためには、一般的には、上記容器本体３８、４７と同一材質の試験片についてシャルピー衝撃試験を行って、試験片の鋼材の脆性延性遷移曲線５４（図５）を取得し、この脆性延性遷移曲線５４から上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥ及び脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを得る必要がある。脆性延性遷移曲線５４を取得するためには試験温度をパラメータとした１２点以上の衝撃試験データ、即ち１２個以上の試験片が必要になる。
【００４６】
１２個以上の試験片を必要としたのは次の理由による。つまり、脆性延性選遷移曲線５４が試験温度をパラメータとした衝撃試験データを最小二乗近似して決定されるので、衝撃試験データ数、即ち試験片は多い方が望ましいからである。更に、監視試験カプセルに封入される試験片が、沸騰水型原子炉では１２個、改良型沸騰水型原子炉では１５個であるから等である。
【００４７】
これに対し、本実施形態では、原子力発電プラントの監視試験において、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７の鋼材の脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを評価するために導出モデル５８、６５を用いるので、容器本体３８、４７と同一材質の試験片を用いたシャルピー衝撃試験により、試験片の鋼材の照射前上部棚吸収エネルギー５２及び照射後上部棚吸収エネルギー５５を取得して、上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥを算出すればよい。特に、照射後上部棚吸収エネルギー５５を取得する場合には最低３個の衝撃試験データ、即ち最低３個の試験片があれば足りる。
【００４８】
最低３個の試験片としたのは次の理由による。つまり、照射後上部棚吸収エネルギー５５は、例えば延性破面率１００％の衝撃試験データから求める場合には、延性破面率１００％を示す３点以上の衝撃試験データにおける吸収エネルギーの平均値として求めるからである。更に、照射後上部棚吸収エネルギー５５を例えば延性破面率１００％の衝撃試験データから取得する際には、延性破面率が１００％になるように試験温度を選定して３回のシャルピー衝撃試験を行ない、その際、１００％未満の延性破面率の場合に追加の衝撃試験を行なう必要が生ずるから等である。
【００４９】
上述のように、本実施形態では、原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７を構成する鋼材の脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳ及び上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥを、より少ない（即ち最低３個）試験片で取得して、同鋼材の照射脆化を評価できる。この結果、原子力発電プラントの運転期間の延長許可申請を行なう際の追加の監視試験における試験片の個数不足を解消できる。
【００５０】
（２）原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７を構成する鋼材の脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出する導出モデル６５は、インプットパラメータが、容器本体３８、４７（試験片）の鋼材の上部棚吸収エネルギー低下量ΔＵＳＥの他に、上記鋼材の種類と上記鋼材の化学成分と中性子照射量と中性子束と照射温度との少なくとも一つである。このため、導出モデル６５を用いて脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳを導出して予測する場合には、この脆性延性遷移温度シフト量ＴＴＳの予測精度を向上させることができる。
【００５１】
以上、本発明の実施形態を説明したが、この実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。この実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができ、また、それらの置き換えや変更は、発明の範囲や要旨に含まれると共に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【００５２】
例えば、上述の実施形態は、軽水炉型原子炉の原子炉圧力容器２１、４１の容器本体３８、４７を構成する鋼材の照射脆化を評価する場合を述べたが、中性子が照射される環境に存在する金属材料の照射脆化を評価する場合に適用することが可能である。
【符号の説明】
【００５３】
１０…照射脆化評価装置、１１…第１データベース、１２…第２データベース、１３…第３データベース、１４…第４データベース、１５…演算部、１６…出力部、２０…沸騰水型原子炉、２１…原子炉圧力容器、２２…炉心、３８…容器本体、４０…加圧水型原子炉、４１…原子炉圧力容器、４２…炉心、４７…容器本体、５２…照射前上部棚吸収エネルギー、５５…照射後上部棚吸収エネルギー、５８、６５…導出モデル、ΔＵＳＥ…上部棚吸収エネルギー低下量、ＴＴＳ…脆性延性遷移温度シフト量。
【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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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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