(57)【要約】【課題】原子力設備の機器の健全性および余寿命の評価を行う。【解決手段】実施形態によれば、原子力設備の健全性評価方法は、監視試験片を監視対象部材の近傍に置いて環境試験を実施する試験ステップＳ０１と、すきま腐食試験片および孔食試験片を調査して監視対象部材の腐食孔のサイズを推定する腐食孔サイズ推定ステップＳ０２と、監視対象部材の強度を推定し最小許容寸法を算出する最小許容寸法算出ステップＳ０３と、腐食すきま再不動態化電位を測定し局部腐食の進展の有無を判定する進展判定ステップＳ０４と、構造強度上の裕度を算出する健全性評価ステップＳ０７と、進展ありと判定された場合に、試料電極の分極曲線を測定し監視対象部材の腐食速度を推定する腐食速度推定ステップＳ０８と、腐食速度を用いて監視対象部材の余寿命を求める余寿命推定ステップＳ０９を有する。【選択図】図１１
2015081901.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価または余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価方法であって、
少なくとも局部腐食の調査のためのすきま腐食試験片および孔食試験片、並びに強度調査のための引張試験片を含む監視試験片を前記監視対象部材の近傍に置いて環境試験を実施する試験ステップと、
前記試験ステップの後に、前記すきま腐食試験片および前記孔食試験片を調査して前記監視対象部材の腐食孔のサイズを推定する腐食孔サイズ推定ステップと、
前記試験ステップの後に、前記引張試験片を調査して前記監視対象部材の強度を推定し、前記監視対象部材の最小許容寸法を算出する最小許容寸法算出ステップと、
腐食すきま再不動態化電位を測定し所定の基準値と比較して局部腐食の進展の有無を判定する進展判定ステップと、
前記進展判定ステップの結果、進展なしと判定された場合に、前記監視対象部材の健全性に関する所定の演算を実施して構造強度上の裕度を算出する健全性評価ステップと、
前記進展判定ステップの結果、進展ありと判定された場合に、試料電極の分極曲線を測定し前記監視対象部材の腐食速度を推定する腐食速度推定ステップと、
前記腐食速度推定ステップの後に前記腐食速度を用いて前記監視対象部材の余寿命を求める余寿命推定ステップと、
を有することを特徴とする原子力設備の健全性評価方法。
【請求項２】
前記腐食速度推定ステップにおいては、前記監視対象部材の腐食速度を、前記監視対象部材の受けた中性子照射量による腐食速度への影響効果を考慮して評価する、ことを特徴とする請求項１に記載の原子力設備の健全性評価方法。
【請求項３】
前記監視試験片は、応力腐食割れを評価するための引張疲労試験片と、異種金属接触腐食を評価するための異材継手試験片と、をさらに含み、
前記健全性評価ステップまたは前記余寿命推定ステップは、前記引張疲労試験片および前記異材継手試験片の調査結果を用いるステップを含む、
ことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力設備の健全性評価方法。
【請求項４】
前記健全性評価ステップまたは前記余寿命推定ステップの後に、電気化学的測定による腐食状況の継続監視を行う継続監視ステップをさらに有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価方法。
【請求項５】
前記監視対象部材の設置場所の近傍から原子炉冷却水を減温減圧しながらサンプリングして、酸素濃度、塩化物イオン濃度、導電率、ｐＨ、不純物イオンを含む環境パラメータを測定し、その結果および前記監視対象部材の近傍に設置した前記監視試験片の調査結果と、データベースとを比較して前記監視対象部材の腐食状況を推定するステップをさらに有することを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価方法。
【請求項６】
原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価および余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価システムであって、
前記監視対象部材の近傍に取り付けられて、監視試験片を内包可能で、周囲の冷却材が内部に流通可能に形成された監視試験片バスケットと、
前記監視対象部材の外部に設けられて、前記監視試験片バスケット内の前記監視試験片と電気的に接続された３電極式電気化学セルを構成する電気化学的測定装置と、
前記電気化学的測定装置から印加した電圧値と測定された電流値の時間的な経緯を分析処理する解析装置と、
を備えることを特徴とする原子力設備の健全性評価システム。
【請求項７】
前記監視試験片バスケットは、腐食孔サイズを評価するための局部腐食評価用監視試験片と、高温強度を評価するための高温強度評価用監視試験片と、環境試験用監視試験片として応力腐食割れを評価するための引張疲労試験片と、異種金属接触腐食を評価するための異材継手試験片と、を含む監視試験片を収納可能であることを特徴とする請求項６に記載の原子力設備の健全性評価システム。
【請求項８】
前記監視試験片は、炉心シュラウド内壁、原子炉圧力容器内壁および炉心領域のいずれかに置かれることを特徴とする請求項６または請求項７に記載の原子力設備の健全性評価システム。
【請求項９】
前記監視試験片の材料は、原子力設備を構成する構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼、マルテンサイトステンレス鋼またはニッケル基合金のいずれかであることを特徴とする請求項６ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価システム。
【請求項１０】
前記異材継手試験片は、低合金鋼または炭素鋼とステンレス鋼との異材継手であることを特徴とする請求項６ないし請求項９のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価システム。
【請求項１１】
前記監視対象部材の水環境を模擬するために、監視対象部材が設けられている系の上流部分から分岐して原子炉冷却材を取水し、かつ前記監視試験片バスケットを通過後の当該原子炉冷却水を前記系の下流部分に戻すように形成されたテストセクションをさらに有することを特徴とする請求項６ないし請求項１０のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価システム。
【請求項１２】
前記テストセクションは、前記監視試験片バスケットに取り外し可能に取り付けられた試験片ホルダと、前記監視試験片バスケットの上流側に設けられた通常開状態の上流側止め弁と、前記監視試験片バスケットの下流側に設けられた通常開状態の下流側止め弁と、をさらに有し、
前記上流側止め弁を閉鎖しかつ前記下流側止め弁を開き、前記試験片ホルダを取り外して調査の後に、前記試験片ホルダを前記試験片バスケットに戻し、前記上流側止め弁および下流側止め弁を開状態に復帰することによって、原子炉運転中でも常時監視可能に形成されていることを特徴とする請求項１１に記載の原子力設備の健全性評価システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、原子力設備の健全性評価方法およびそのための健全性評価システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントでは、蒸気タービンから排出される蒸気は、たとえば、海水あるいは湖水等を冷却水とする冷却管等が設置された復水器内で、復水器の冷却管における熱交換により凝縮されて復水となる。しかし、前述したように、復水器では冷却水として海水等を用いるため、復水器冷却管等の損傷が発生すると、冷却管の外側すなわち負圧に維持されている復水器内に冷却水が流入する。この冷却水が、たとえば原子炉圧力容器内まで到達するような場合には、発電プラントにおける原子力設備の構成機器たとえば原子炉圧力容器内機器やポンプ、熱交換器および配管等の腐食が発生する原因となる。したがって、このような状況が発生した場合には、各設備の点検および評価が必要となる。
【０００３】
従来、腐食状況の把握のためには、設備の開放点検や専門家の知識や評価に頼る方法を必要としていた。設備の点検においては、点検ができない部位が存在し、必ずしもすべての機器に対して開放点検できるわけではない。また、専門家の知識や評価においても、様々な構造や材料を持つ実機の設備を評価することは現実的には困難である。
【０００４】
特に原子炉圧力容器内の機器に関しては点検できない部位が多く、交換が困難な構造物も多いため、これらの機器に対して健全性の評価を実施することが重要となる。しかしながら原子炉圧力容器内では、材料への中性子照射の影響や原子炉冷却材の放射線分解による環境変化などの影響もあるため、これらを考慮した評価が必要である。
【０００５】
特許文献１には、原子力プラントの運転中において異常の発生を検知し、構造物の腐食電位を測定する技術が開示されている。また、他に、発電用ポンプに枝管を追設し、監視対象部材と同一材質で該当部を模擬した構成の試験片を監視装置内に設置し、水環境の測定および試験片を観察することで水質管理および腐食検査を常時行う技術が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０１２−３７３６４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
特許文献１では、腐食電位を測定する技術が開示されているが、局部腐食の発生、進展有無や腐食速度を評価する方法は考慮されていない。また、設置場所が配管内であり、炉内に設置可能な構造は有していない。また、上記の発電ポンプに枝管を設ける技術では、原子炉圧力容器内機器などの原子力設備のような中性子照射を受ける機器に対する評価を行う上では不十分であり、また、配管内に設置する構造であり、たとえば原子炉圧力容器内に設置可能な構造を有していない。さらに前記の公知技術においては、機器の健全性評価は含まれておらず、今後の継続使用の可否について評価するシステムにはなっていない。
【０００８】
また、局部腐食に対する放射線照射量の影響に関する知見は、ほとんど無く、放射線照射量の影響についての知見を確保する必要がある。
【０００９】
そこで、本発明の実施形態は、原子力設備の機器の健全性および余寿命の評価を可能とすることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上述の目的を達成するため、本実施形態は、原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価または余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価方法であって、少なくとも局部腐食の調査のためのすきま腐食試験片および孔食試験片、並びに強度調査のための引張試験片を含む監視試験片を前記監視対象部材の近傍に置いて環境試験を実施する試験ステップと、前記試験ステップの後に、前記すきま腐食試験片および前記孔食試験片を調査して前記監視対象部材の腐食孔のサイズを推定する腐食孔サイズ推定ステップと、前記試験ステップの後に、前記引張試験片を調査して前記監視対象部材の強度を推定し、前記監視対象部材の最小許容寸法を算出する最小許容寸法算出ステップと、腐食すきま再不動態化電位を測定し所定の基準値と比較して局部腐食の進展の有無を判定する進展判定ステップと、前記進展判定ステップの結果、進展なしと判定された場合に、前記監視対象部材の健全性に関する所定の演算を実施して構造強度上の裕度を算出する健全性評価ステップと、前記進展判定ステップの結果、進展ありと判定された場合に、試料電極の分極曲線を測定し前記監視対象部材の腐食速度を推定する腐食速度推定ステップと、前記腐食速度推定ステップの後に前記腐食速度を用いて前記監視対象部材の余寿命を求める余寿命推定ステップと、を有することを特徴とする。
【００１１】
また、本実施形態は、原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価および余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価システムであって、前記監視対象部材の近傍に取り付けられて、監視試験片を内包可能で、周囲の冷却材が内部に流通可能に形成された監視試験片バスケットと、前記監視対象部材の外部に設けられて、前記監視試験片バスケット内の前記監視試験片と電気的に接続された３電極式電気化学セルを構成する電気化学的測定装置と、前記電気化学的測定装置から印加した電圧値と測定された電流値の時間的な経緯を分析処理する解析装置と、を備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１２】
本発明の実施形態によれば、原子力設備の機器の健全性および余寿命の評価が可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
【図１】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。
【図２】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける電気化学的測定装置の構成を示す概念図である。
【図３】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す正面図である。
【図４】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す側面図である。
【図５】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のすきま腐食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。
【図６】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の孔食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。
【図７】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のＣＴ試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。
【図８】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の異材継手試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。
【図９】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の引張試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。
【図１０】第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の硬さ測定用平板試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。
【図１１】第１の実施形態に係る原子力設備の監視方法の手順を示すフロー図である。
【図１２】第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。
【図１３】第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す縦断面図である。
【図１４】第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す横断面図である。
【図１５】第３の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１４】
以下、図面を参照して本発明の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムおよび監視方法について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１５】
［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。原子力設備５００の監視システム４００は、浸漬部１およびポテンショスタット１２を有する。浸漬部１は、原子力設備５００における原子炉圧力容器１０内の炉心シュラウド１１の内側に設けられている。ポテンショスタット１２は、原子炉圧力容器１０の外部に設けられている。ポテンショスタット１２でのデータは解析装置３５０に出力される。
【００１６】
図２は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける電気化学的測定装置の構成を示す概念図である。電気化学的測定装置３は、浸漬部１、ポテンショスタット１２を有する。ポテンショスタット１２は、原子炉圧力容器１０の外部に設けられている。浸漬部１は、炉心シュラウド１１の内側に原子炉冷却材に浸漬された状態で取り付けられている。浸漬部１は、絶縁体ホルダ３４を有し、絶縁体ホルダ３４には、試料電極３１、対極３２、照合電極３３が収納されている。試料電極３１とポテンショスタット１２間は信号線３５により、対極３２とポテンショスタット１２間は信号線３６により、また照合電極３３とポテンショスタット１２間は信号線３７により、それぞれ接続されている。
【００１７】
試料電極３１および対極３２は、監視対象部材５１０である炉心シュラウド１１の材料と同一材料製の２枚の板材を重ね合わせたものである。照合電極３３は試料電極３１に近接して設けられている。絶縁体ホルダ３４は、試料電極３１、対極３２および照合電極３３の相互の位置関係を一定に保つ。
【００１８】
電気化学的測定装置３は、ポテンショスタット１２によって試料電極３１に電位をかけて電流を測定することによって、腐食すきま再不動態化電位を取得する。この結果、その環境におけるすきま腐食の発生もしくは進展有無を評価することが可能である。たとえば、電流の上昇傾向が止まった場合は、再不動態化したものと推定することができる。
【００１９】
また、すきま腐食が進展すると評価された場合は、ポテンショスタット１２を用いて試料電極３１に電位を徐々にかけながら電流を測定することで、試料電極３１の分極曲線を測定可能である。具体的には、腐食電流を測定することにより分極曲線の測定ができ、腐食速度を取得することが可能である。この電気化学的測定方法は、外部のポテンショスタット１２から電位をかけることで取得するため、ポテンショスタット１２から信号を送れば任意のタイミングで測定が可能となる。
【００２０】
解析装置３５０（図１）は、電気化学的測定装置３から印加した電圧値と測定された電流値の時間的な経緯を分析処理する。
【００２１】
図３は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す正面図である。また、図４は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す側面図である。監視試験片バスケット２は、筐体２１、固定冶具２２、およびニュートロンドジメータ２３を有する。筐体２１には、監視試験片バスケット２の筐体２１の内部の水環境を外部と同一にするために複数の通水孔２１ａが形成されている。固定冶具２２は、筐体２１を炉心シュラウド１１に固定する。ニュートロンドジメータ２３は、監視試験片２４が取り付けられている位置での中性子照射量の測定値を出力する。
【００２２】
監視試験片バスケット２の筐体２１の内部には、局部腐食状況もしくは高温強度パラメータを評価するための監視試験片２４が装荷される。監視試験片２４は、原子力設備５００の停止後に取り出される。
【００２３】
図５は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のすきま腐食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。すきま腐食試験片１１１は、監視試験片２４のうち、評価する局部腐食に対応する監視試験片である。すきま腐食試験片１１１は、すきま腐食を評価するために、図５に示すように、板１１１ａを重ねてボルト１１１ｂで締結している。板は、ベースの板と同じ材料であるが、目的によって異なる材料でもよい。
【００２４】
図６は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の孔食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。孔食試験片１１２は、監視試験片２４のうち、孔食を評価するための平板状の試験片であり、中央に微小な孔１１２ａが形成されている。
【００２５】
図７は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のＣＴ試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。ＣＴ試験片（引張疲労試験片）１１３は、監視試験片２４のうち、応力腐食割れを評価するための試験片である。
【００２６】
図８は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の異材継手試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。異材継手試験片１１４は、監視試験片２４のうち、異種金属腐食接触を評価するために、耐食性の異なる２種類の板１１４ａおよび１１４ｃを溶接して、中間に溶接継ぎ手部１１４ｂを有する試験片である。
【００２７】
図９は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の引張試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。引張試験片１１５は、監視試験片２４のうち、引張試験用の試験片である。図１０は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の硬さ測定用平板試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。硬さ測定用平板試験片１１６は、監視試験片２４のうち、硬さ測定試験用の試験片である。引張試験片１１５および硬さ測定用平板試験片１１６は、高温強度を評価する高温強度評価用監視試験片でもある。
【００２８】
以上の監視試験片２４、すなわち、すきま腐食試験片１１１、孔食試験片１１２、ＣＴ試験片１１３、異材継手試験片１１４、引張試験片１１５、硬さ測定用平板試験片１１６を調査することによって、それぞれの監視試験片２４に対応する局部腐食の程度、高温強度を評価することが可能となる。監視試験片２４の材料は、基本的には、原子力設備を構成する構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼、マルテンサイトステンレス鋼またはニッケル基合金のいずれかである。また、異材継手試験片１１４は、低合金鋼または炭素鋼とステンレス鋼との異材継手である。
【００２９】
図１１は、第１の実施形態に係る原子力設備の監視方法の手順を示すフロー図である。監視試験片２４を原子炉圧力容器１０内の炉心シュラウド１１の近傍に置いて、環境試験を実施する（ステップＳ０１）。
【００３０】
監視試験片２４のうち、すきま腐食試験片１１１、孔食試験片１１２を原子炉圧力容器１０内から取り出し、取り出した監視試験片２４を調査する。調査によって局部腐食の程度を把握し、腐食孔のサイズを推定する（ステップＳ０２）。
【００３１】
次に、高温強度を評価可能な監視試験片２４によって高温強度試験を実施し、監視対象部材５１０である炉心シュラウド１１の最小許容肉厚を算出する（ステップＳ０３）。
【００３２】
次に、腐食すきま再不動態化電位を測定することによって、腐食孔の進展有無を評価する（ステップＳ０４）。
【００３３】
腐食孔が、規定値より大きいか否か、すなわち腐食孔の進展が有るか否かを判定する（ステップＳ０５）。腐食孔の進展有りと判定された場合（ステップＳ０５  ＹＥＳ）は、先ず、構造健全性を評価して、現在の状況において構造健全性が確保されていることを確認する（ステップＳ０７）。その上で、分極曲線の測定を実施し、腐食速度を推定する（ステップＳ０８）。ステップＳ０８により得られた腐食速度から、監視対象部材５１０の余寿命を評価する（ステップＳ０９）。
【００３４】
ステップＳ０９の後は、電気化学的測定による腐食状況の監視を継続する（ステップＳ１０）。ステップＳ０５で進展有りと判定されなかった場合（ステップＳ０５  ＮＯ）は、設定した腐食孔のサイズおよび最小許容肉厚等の最小寸法を用いて構造健全性評価を実施する（ステップＳ０６）。ステップＳ０６の後は、電気化学的測定による腐食状況の監視を継続する（ステップＳ１０）。
【００３５】
以上のような本発明の実施形態によれば、原子力設備の機器の健全性および余寿命の評価が可能となる。
【００３６】
［第２の実施形態］
図１２は、第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。ここで、原子力設備５００は、冷却水浄化系１４を有する。冷却水浄化系１４は、原子炉圧力容器１０から出た冷却水浄化系配管１４ｄ、冷却水浄化系配管１４ｄ上に設けられた熱交換器１４ａ、ポンプ１４ｂおよびエコノマイザ１４ｃを有する。冷却水浄化系配管１４ｄは、原子炉圧力容器１０内への給水用の給水配管１５に合流する。
【００３７】
監視システム４００は、原子炉圧力容器１０の内壁に設置される浸漬部４と、炉心領域１３の内部に設置される浸漬部５と、冷却水浄化系１４に設置される熱交換器１４ａの上流側の枝管に設置される浸漬部６を有する。本第２の実施形態における浸漬部１、浸漬部４および浸漬部５の構成は、第１の実施形態で示した浸漬部１と同様である。浸漬部４、５、１と、原子炉圧力容器１０外に設けられたポテンショスタット１２との間は、電圧を印加するための電線および電流を計測するための電線が設けられている。各ポテンショスタット１２で得られたデータは、解析装置３５０に出力される。
【００３８】
なお、図１２では、浸漬部６が設けられている枝管は、熱交換器１４ａの上流側のドレンラインのように図示しているが、冷却水浄化系配管１４ｄから分岐した後に、再び、冷却水浄化系配管１４ｄに戻す構成でもよい。この場合は、常時、浸漬部６を冷却材浄化系１４の冷却材が流れている状態を形成することができる。
【００３９】
図１３は、第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す縦断面図である。浸漬部６は、枝管３０１の上流側のフランジ３０２ａおよび下流側のフランジ３０２ｂに固定されるバスケット配管３０３と、上流側の通水孔付き仕切り板３０４ａ、下流側の通水孔付き仕切り板３０４ｂと、通水孔付き仕切り板３０４ａの中心穴に差し込む試験片ホルダ軸３０５を有する試験片ホルダ３０６と、試験片ホルダ３０６に設置する監視試験片２４を有する。監視試験片２４は冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａ、熱交換器１４ａ上流の系統等を対象とし、系統内に設けられた浸漬部６の図示しないテストセクションを用いる。また第１の実施形態と同様の電気化学的測定装置３（図２）を有し、枝管の外部に図示しないポテンショスタットが設けられている。
【００４０】
図１４は、第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す横断面図である。図１４で示す試験片ホルダ３０６は、浸漬部６の下流側から取付け、取外しできるように形成されている。
【００４１】
本実施形態では、原子炉圧力容器１０の内壁および炉心領域１３、冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａを対象部位としている。冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａ上流側の浸漬部６については、原子炉の運転時、停止時に関わらず調査可能である。すなわち、浸漬部６の上流側の図示しない止め弁を閉め、浸漬部６の下流にある図示しないドレン弁から配管内の水を抜く。下流側からフランジ３０２ｂおよび通水孔付き仕切板３０４ｂを外し、試験片ホルダ３０６を９０度回転させて引き抜くことで試験片ホルダ３０６を取り外すことができ、腐食状況等を調査可能である。
【００４２】
以上のように、本実施形態によれば、浸漬部６の試験片ホルダ３０６を原子炉の開放前に調査することで、原子炉圧力容器１０内の設備の腐食状況を推測することが可能となる。
【００４３】
［第３の実施形態］
図１５は、第３の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。継ぎ手部本実施形態は、第１の実施形態および第２の実施形態の変形である。本実施形態においては、炉心シュラウド１１、原子炉圧力容器１０、炉心領域１３、冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａを監視対象部材５１０としている。
【００４４】
監視システム４００は、原子炉圧力容器１０の内壁に設置される浸漬部４と、炉心領域１３の内部に設置される浸漬部５と、炉心シュラウド１１の内面に設置される浸漬部１、および冷却水浄化系１４に設置される熱交換器１４ａの上流側の枝管に設置される浸漬部６（図１２）を有する。浸漬部４、５、１と、原子炉圧力容器１０外に設けられたポテンショスタット１２（図１２）との間は、電圧を印加するための電線および電流を計測するための電線が設けられているが、図示を省略している。
【００４５】
原子炉圧力容器１０の上部から原子炉圧力容器１０外へはサンプリング配管３１１、炉心シュラウド１１の近傍から原子炉圧力容器１０外へはサンプリング配管３１２、炉心領域１３の上部から原子炉圧力容器１０外へはサンプリング配管３１３がさらに設けられている。サンプリング配管３１１には減温減圧系２５Ａ、サンプリング配管３１２には減温減圧系２５Ｂ、サンプリング配管３１３には減温減圧系２５Ｃ、および冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａからのサンプリング配管には減温減圧系２５Ｄが、それぞれ設けられている。
【００４６】
サンプリングされて減温減圧系２５Ａ、２５Ｂ、２５Ｃを通過して常温となった原子炉冷却水は水質計測系２６Ａに、また、サンプリングされて減温減圧系２５Ｄを通過して常温となった原子炉冷却水は水質計測系２６Ｂに、それぞれ導かれ、酸素濃度、塩化物イオン濃度、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。また、監視対象部材５１０近傍の温度についても、測定される。
【００４７】
水質計測系２６Ａおよび２６Ｂで得られた水質データは、解析装置３５０に出力される。水質の局部腐食への影響については、従来の実験データに基づいて集積されたデータベースを活用することができる。すなわち、解析装置３５０は、特に局部腐食に関係するたとえば塩素イオンなどの陰イオンの濃度、監視対象部材５１０近傍の温度、電気化学的測定装置３により得られた監視対象部材５１０の電位に相当する電位データと、蓄積された影響データを照合して、局部腐食の進展の有無を把握する。
【００４８】
この際に、中性子照射量が測定データとして得られていることから、中性子照射量がどのように影響しているかについても、評価することができる。
【００４９】
以上のように構成された本実施形態においては、たとえば特に海水や湖水等の腐食性の高い流体が混入した際に、測定データとして、監視対象部材５１０近傍のニュートロンドジメータ２３（図３）で得られた中性子照射量に加え、酸素濃度、塩化物イオン濃度、導電率、ｐＨ、不純物イオン等の環境パラメータを得ることができる。この結果、それぞれの対象部位における腐食状況への影響を、原子炉冷却材水質からのみならず中性子照射量からも評価することが可能となる。
【００５０】
［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、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。また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。
【００５１】
さらに、これらの実施形態は、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る。
【００５２】
これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、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ものである。
【符号の説明】
【００５３】
１…浸漬部、２…監視試験片バスケット、３…電気化学的測定装置、４、５、６…浸漬部、１０…原子炉圧力容器、１１…炉心シュラウド、１２…ポテンショスタット、１３…炉心領域、１４…冷却水浄化系、１４ａ…熱交換器、１４ｂ…ポンプ、１４ｃ…エコノマイザ、１４ｄ…冷却水浄化系配管、１５…給水配管、２１…筐体、２１ａ…通水孔、２２…固定治具、２３…ニュートロンドジメータ、２４…監視試験片、２５Ａ、２５Ｂ、２５Ｃ、２５Ｄ…減温減圧系、２６Ａ、２６Ｂ…水質計測系、３１…試料電極、３２…対極、３３…照合電極、３４…絶縁体ホルダ、３５、３６、３７…信号線、１１１…すきま腐食試験片、１１１ａ…板、１１１ｂ…ボルト、１１２…孔食試験片、１１２ａ…孔、１１３…ＣＴ試験片（引張疲労試験片）、１１４…異材継手試験片、１１４ａ…板、１１４ｂ…溶接継ぎ手部、１１４ｃ…板、１１５…引張試験片、１１６…硬さ測定用平板試験片、３０１…枝管、３０２ａ、３０２ｂ…フランジ、３０３…バスケット配管、３０４ａ、３０４ｂ…通水孔付き仕切り板、３０５…試験片ホルダ軸、３０６…試験片ホルダ、３１１、３１２、３１３…サンプリング配管、３５０…解析装置、４００…監視システム、５００…原子力設備、５１０…監視対象部材
【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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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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