(57)【要約】【課題】中性子照射を受けた原子炉構造物の補修溶接を行なうことができ、原子炉の長寿命化や予防保全に有効で、原子炉の信頼性が向上する診断方法を提供する。【解決手段】中性子照射を受けてヘリウムが発生する可能性のある金属材料を有する原子炉構造物の溶接の可否を診断する診断方法において、原子炉構造物を形成する被診断材料９のヘリウム含有量を求める工程１０、１１と、この被診断材料の予定される溶接により粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数を予測する予測工程１７、１８と、被診断材料のヘリウム含有量と粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数と予定される溶接入熱から被診断材料の溶接の可否を診断する診断工程１９と、を有する。ヘリウム含有量を求める工程は、被診断材料から微小体積の試料を採取する工程と、この試料に含まれるヘリウム量を測定する工程とを有する。【選択図】　図１
2004132780.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
中性子照射を受けてヘリウムが発生する可能性のある金属材料を有する原子炉構造物の溶接の可否を診断する診断方法において、
前記原子炉構造物を形成する被診断材料のヘリウム含有量を求める工程と、
この被診断材料の予定される溶接により粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数を予測する予測工程と、
前記被診断材料のヘリウム含有量と前記粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数と予定される溶接入熱から前記被診断材料の溶接の可否を診断する診断工程と、
を有することを特徴とする原子炉構造物の診断方法。
【請求項２】
前記ヘリウム含有量を求める工程が、前記被診断材料から微小体積の試料を採取する工程と、この試料に含まれるヘリウム量を測定する工程とを有することを特徴とする請求項１記載の原子炉構造物の診断方法。
【請求項３】
前記ヘリウム含有量を求める工程が、前記原子炉構造物が受けた中性子照射量、前記被診断材料の化学組成および核変換断面積からこの被診断材料に含まれるヘリウム量を演算する工程を含むことを特徴とする請求項１記載の原子炉構造物の診断方法。
【請求項４】
前記予測工程が、前記被診断材料の溶接部形状、溶接入熱、溶接速度、溶加材供給速度および溶加材断面積から、粒界へリム気泡形成に寄与する溶接パス数を予測する工程を含むことを特徴とする請求項１記載の原子炉構造物の診断方法。
【請求項５】
中性子照射を受けてヘリウムが発生する可能性のある金属材料を有する原子炉構造物の溶接の可否を診断する診断装置において、
前記原子炉構造物を形成する被診断材料の予定される溶接により粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数を計算する溶接パス数演算手段と、
この溶接パス数演算手段から得られた前記溶接パス数、被診断材料のヘリウム含有量および予定される溶接入熱から、前記診断材料の溶接の可否を診断する溶接可否診断手段と、
この溶接可否診断手段の診断結果を表示する表示手段と、
を備えることを特徴とする原子炉構造物の診断装置。
【請求項６】
前記被診断材料から採取された微小体積の試料に含まれるヘリウム量を測定する気体量測定手段を備えることを特徴とする請求項５記載の原子炉構造物の診断装置。
【請求項７】
前記原子炉構造物が受けた中性子照射量、前記被診断材料の化学組成および核変換断面積からこの被診断材料に含まれるヘリウム量を算出するヘリウム量演算手段を備えることを特徴とする請求項５記載の原子炉構造物の診断装置。
【請求項８】
前記被診断材料の溶接部形状、溶接入熱、溶接速度、溶加材供給速度および溶加材断面積データを記録する記録手段を有し、
前記溶接パス数演算手段は、前記記録手段の記録データに基づいて前記溶接パス数を計算するものである、
ことを特徴とする請求項５記載の原子炉構造物の診断装置。
【請求項９】
中性子照射を受けてヘリウムを含有するステンレス鋼、Ｎｉ基合金または低合金鋼を有する原子炉構造物の前記材料部分のき裂状の欠陥の発生部分または中性子照射により材料劣化した部分を溶接によって補修する原子炉構造物の補修方法において、
溶接入熱及び予定される溶接により粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数を予め定めた値以下となるように制御して溶接する溶接工程を含むこと、を特徴とする原子炉構造物の補修方法。
【請求項１０】
請求項９に記載の原子炉構造物の補修方法において、前記き裂状の欠陥の発生部分または中性子照射により材料劣化した領域を切削または放電加工で除去する工程と、除去工程の後に、肉盛溶接によって除去部を充填する工程を含むことを特徴とする原子炉構造物の補修方法。
【請求項１１】
請求項９に記載の原子炉構造物の補修方法において、前記き裂状の欠陥の発生部分または中性子照射により材料劣化した部分を含む領域に対して、溶融層を複数回重複させて、表面を該溶融層で被覆する被覆工程を含むこと、を特徴とする原子炉構造物の補修方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、軽水冷却型原子炉等の中性子照射を受けた原子炉構造物の診断方法および診断装置並びに補修方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の沸騰水型原子炉では、炉心を内蔵する原子炉圧力容器の内部には炉心シュラウド、炉心支持板、上部格子板、ジェットポンプ等が設置されている。これらの炉内構造物のうち、炉心シュラウド、炉心支持板、上部格子板、ジェットポンプ等はほとんどがステンレス鋼により形成されており、一部ディフューザ、シュラウドサポートプレート等においてはＮｉ基合金が使用されている。
【０００３】
また、原子炉圧力容器は低合金鋼により形成されており、原子炉圧力容器内面には、ステンレス鋼またはＮｉ基合金がバタリング溶接されている。一部の軽水型の原子力発電所では、原子炉炉内構造物を形成するステンレス鋼として炭素含有量の多いオーステナイト系ステンレス鋼が使用されている。
【０００４】
原子炉の建設時において、炭素含有量の多いオーステナイト系ステンレス鋼を溶接した場合には、その熱影響部にクロム炭化物の粒界析出が生じて材料が鋭敏化するため、材料中に高い引張応力が存在すると高温水中で応力腐食割れが生じる可能性がある。またＮｉ基合金についてもステンレス鋼と同様の原理により応力腐食割れを生じ得ることが知られている。
【０００５】
一方、炉心シュラウド、炉心支持板、上部格子板等の炉内構造物や原子炉圧力容器は原子力発電所の稼働中に中性子照射を受ける。このため構造物材料には、延性の低下や照射誘起応力腐食割れの感受性増加といった材質の劣化が生じる。また中性子照射により、構造物を形成するステンレス鋼やＮｉ基合金等の構成元素の核反応が生じ、ヘリウム等の気体成分が材料中にわずかに存在するようになる。
【０００６】
上述の材料中の気体成分は、溶接時の加熱により溶融金属近傍の結晶粒界に凝集して気泡を形成し、隣接する気泡同士がほぼ接触するまで成長することにより、粒界に沿った割れの原因となることが知られている。
【０００７】
したがって、原子力発電所の安全性や信頼性を向上させる目的で、中性子照射を受けた原子炉炉内構造物等を補修溶接する際には、溶接により生じるヘリウム気泡によって引き起こされる溶接割れの発生、ならびに溶接継手強度の低下を回避する工法を適用する必要がある。
【０００８】
中性子照射を受けた原子炉炉内構造物の溶接割れを防止する補修溶接方法としては、例えば溶接入熱量の低減により、ヘリウム気泡の成長を抑制し、溶接割れを防止する概念が、非特許文献１や特許文献１〜１０に開示されている。
【０００９】
特許文献１は、中性子照射を受けて劣化したＳＵＳ３０４鋼製炉内構造物の全体あるいは所定部分を、融点を超えない指定温度に加熱し、冷却後、加熱領域を溶接することにより割れを回避する補修方法である。
【００１０】
特許文献２は、不活性ガス原子を含む照射材に前熱処理を施して、ガス原子が気泡化するトラップサイト核を生成させた後、溶接することにより割れを回避する補修方法である。
【００１１】
特許文献３は、中性子照射を受けて劣化した金属材料を、溶接前に熱処理してヘリウム等の不活性ガスを金属材料から放出させ、その後補修溶接を行なうことにより割れを回避する方法である。
【００１２】
特許文献４は、０〜５．０×１０２７ｎ／ｍ２の中性子照射を受けたき裂状欠陥の発生している構造物に対し、欠陥の発生している部分を含む領域に板材を被覆し、板材の縁部をスミ肉溶接する補修方法において、板材を被覆する前に構造物側を表面溶融処理し、その後に板材の縁部をスミ肉溶接することにより割れを回避する補修方法である。
【００１３】
特許文献５は、０〜５．０×１０２７ｎ／ｍ２の高エネルギー粒子線照射を受けたき裂状欠陥の発生している構造物に対し、き裂状欠陥の発生部分を含む領域を除去した後、除去部表面に対し、点溶接を連続あるいは断続的に施し、各点溶接部をハーフラップさせて初層溶接部を形成させた後、２層以降の溶接を行なうことにより割れを回避する補修方法である。
【００１４】
特許文献６は、中性子照射を受けた原子炉内構造材料に対し、補修溶接部を取り囲む周囲を大気温度または炉内構造物の温度より低い温度に予め冷却させた後、もしくは冷却媒体で覆って冷却させて、溶接によって生じる引張残留応力を予冷によって生じる圧縮歪の開放によって相殺させて、溶接による割れを回避する補修方法である。
【００１５】
特許文献７は、高エネルギー粒子線照射を受けた欠陥の発生している原子炉内構造材に対して、欠陥発生部に板材を被覆し、板材表面より局所的に圧力を加えながら板材と構造材とを接合することにより割れを回避する補修方法である。
【００１６】
特許文献８は、中性子照射を受けた部材に対して、溶接予定部近傍に降伏点以上の応力を加えて転位を増加させた後さらに加熱処理を行ない、その後に溶接することにより割れを回避する補修方法である。
【００１７】
特許文献９は、原子炉構造物のヘリウム含有量に応じて、溶接入熱量と溶接金属の断面形状とをそれぞれ特定の範囲に制御して溶接することにより割れを回避する補修方法である。特許文献１０は、溶接時の粒界ヘリウム気泡挙動を計算し、溶接可否を判定する方法である。
【００１８】
【特許文献１】
特開平６−２３４０７０号公報
【特許文献２】
特開平８−２５４５９５公報
【特許文献３】
特開平８−２９５８０公報
【特許文献４】
特開平６−２８９１８３公報
【特許文献５】
特開平８−１５４８１公報
【特許文献６】
特開平６−２８９１８４公報
【特許文献７】
特開平８−１３４４公報
【特許文献８】
特開平８−５７６３７公報
【特許文献９】
特開２０００−２３０９９６号公報
【特許文献１０】
特開平１０−１１１３８０公報
【特許文献１１】
特開平７−２４４１９０号号公報
【非特許文献１】
Ｗ．Ｒ．カン・ジュニア（Ｋａｎｎｅ，Ｊｒ）等著，「ウェルディング・ジャーナル（Ｗｅｌｄｉｎｇ　Ｊｏｕｒｎａｌ）」，　６７　（１９８８年），ｐ．３３
【００１９】
【発明が解決しようとする課題】
これらの文献のうち、特許文献１や特許文献２、特許文献３、特許文献４は、溶接補修前に溶接部を加熱したり溶融処理する必要があるため、補修溶接のみを行なう場合に比べて膨大な作業時間がかかるとともに、加熱処理や溶融処理を行なうための施工装置が別途必要となる。
【００２０】
特許文献５の方法は、除去部を肉盛溶接で充填する前に、除去表面全体を点溶接する必要があるため、特許文献４と同様に膨大な作業時間がかかるとともに、点溶接を行なうための施工装置が別途必要となる。
【００２１】
特許文献６の方法は、補修溶接部を取り囲む周囲を大気温度または炉内構造物の温度より低い温度に予め冷却させる方法であり、ドライアイス等の冷却媒体や冷却用設備が別途必要となる。
特許文献７の方法は、施工部を被覆する板材に圧力を加える装置が別途必要となる。
【００２２】
特許文献８の方法は、溶接予定部近傍に応力付加して転位を増殖させ、さらに加熱処理を行なう必要があるため、膨大な作業時間がかかるとともに、圧力付加装置及び加熱装置が別途必要となる。
【００２３】
特許文献９の方法は、原子炉構造物のヘリウム含有量に応じて、溶接入熱量と溶接金属の断面形状とをそれぞれ特定の範囲に制御して溶接することにより溶接割れの発生を抑制できるため有効な方法である。しかしながら、溶接金属の断面形状を予め調べておく必要がある。
【００２４】
特許文献１０は、溶接時の粒界ヘリウム気泡挙動を計算し、溶接可否を判定する方法であるが、粒界ヘリウム気泡挙動の計算のためには溶接時の温度応力履歴を有限要素法等により解析する必要がある。
【００２５】
本発明は上記従来技術の課題を解決するものであって、中性子照射を受けた原子炉構造物の補修を行なうことができ、原子炉の長寿命化や予防保全に有効で、しかも原子炉の信頼性が向上する原子炉構造物の診断方法および診断装置並びに補修方法を提供することを目的とする。
【００２６】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、本発明の診断方法は、中性子照射を受けてヘリウムが発生する可能性のある金属材料を有する原子炉構造物の溶接の可否を診断する診断方法において、前記原子炉構造物を形成する被診断材料のヘリウム含有量を求める工程と、この被診断材料の予定される溶接により粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数を予測する予測工程と、前記被診断材料のヘリウム含有量と前記粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数と予定される溶接入熱から前記被診断材料の溶接の可否を診断する診断工程と、を有することを特徴とする。
【００２７】
また、本発明の診断装置は、中性子照射を受けてヘリウムが発生する可能性のある金属材料を有する原子炉構造物の溶接の可否を診断する診断装置において、前記原子炉構造物を形成する被診断材料の予定される溶接により粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数を計算する溶接パス数演算手段と、この溶接パス数演算手段から得られた前記溶接パス数、被診断材料のヘリウム含有量および予定される溶接入熱から、前記診断材料の溶接の可否を診断する溶接可否診断手段と、の溶接可否診断手段の診断結果を表示する表示手段と、を備えることを特徴とする。
【００２８】
また、本発明の補修方法は、中性子照射を受けてヘリウムを含有するステンレス鋼、Ｎｉ基合金または低合金鋼を有する原子炉構造物の前記材料部分のき裂状の欠陥の発生部分または中性子照射により材料劣化した部分を溶接によって補修する原子炉構造物の補修方法において、溶接入熱及び予定される溶接により粒界ヘリウム気泡生成に寄与する溶接パス数を予め定めた値以下となるように制御して溶接する溶接工程を含むこと、を特徴とする。
【００２９】
【発明の実施の形態】
図１は本発明の原子炉構造物の診断方法の一例を示すもので、原子炉構造物を形成する被診断材料９について気体量測定１０を行ない、被診断材料９に含まれるヘリウム量１１を実測により求める。このヘリウム量の計測は、特許文献１１に掲載されているように、原子炉構造物から採取した微小試料を質量分析装置等の気体量測定装置により計測する。
【００３０】
一方、予定される溶接入熱１２、溶接速度１３、溶加材供給速度１４、溶加材断面積１５、溶接部形状１６から、粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数１８を解析１７により計算する。粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数１８は、例えば以下のごとく計算される。
【００３１】
図２に示すように被診断材料９に溶接２０を行なう際に、予め、粒界ヘリウム気泡が形成される例えば８００℃の加熱温度範囲ａと、溶接入熱との関係線図を図３のごとく求めておく。そして、予定される溶接入熱における前記加熱温度範囲ａを前記関係線図から導出する。そして粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数ｎを式（１）により算出する。
ｎ＝ｋ・π・ａ２／（Ｓ・ｆ／Ｖ）　　　…（１）
【００３２】
ここで、ｋは溶接部形状に依存する係数、Ｓは溶加材断面積１５、ｆは溶加材供給速度１４、Ｖは溶接速度１３である。係数ｋは被施工部の評価点を基準に半径ａの範囲内に溶接金属が含まれる割合を示し、最大０．５である。
【００３３】
こうして計算した粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数１８と、被診断材料に含まれるヘリウム量１１および予定される溶接入熱１２から、予め求めておいた図４に示す溶接可能性評価線図により、溶接可否を判定する。図４は、溶接割れの発生限界を、前記ヘリウム量１１および溶接入熱１２に対して、前記溶接パス数１８をパラメータとして表示した図である。例えば、ヘリウム量が１ａｐｐｍ、溶接入熱が１０ｋＪ／ｃｍ、前記溶接パス数が１０の場合、図４の点Ａがｎ＝１０で示される評価線より左に位置することから、溶接可能と診断される。
【００３４】
以上説明した方法を使用すると、予定される溶接条件やヘリウム量のみで溶接の可否を診断することができ、健全な溶接継手を得ることができる。本方法は、特許文献１０の方法のように、溶接時の温度応力履歴を有限要素法等により解析する必要がない。
【００３５】
図５は、上記診断方法を実施する本発明の原子炉構造物の診断装置の一実施の形態を示すもので、原子炉構造物の被診断材料９のヘリウム量１１を測定する気体量測定装置１０と、溶接入熱１２、溶接速度１３、溶加材供給速度１４、溶加材断面積１５、溶接部形状１６を記録するデータ記録装置２３と、溶接入熱１２、溶接速度１３、溶加材供給速度１４、溶加材断面積１５、溶接部形状１６から粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数１８を計算する演算装置１７と、前記溶接パス数１８と溶接入熱１２から溶接可否を診断する装置１９と、その診断結果を表示する表示装置２２とで構成される。
【００３６】
図６は、本発明に係る原子炉構造物の診断方法の他の例を示すもので、図１に示す気体測定工程１０を、被診断材料の化学組成２４、中性子照射量２５、核変換断面積２６から原子核反応解析２７によりヘリウム量１１を算出する工程に代えている。
【００３７】
被診断材料に含まれるヘリウム量は、中性子照射による構成元素の核反応により発生する。ステンレス鋼の場合、ヘリウムの発生に関わる主な核反応は次の通りである。
１０Ｂ（ｎ，４Ｈｅ）７Ｌｉ
５８Ｎｉ（ｎ、γ）５９Ｎｉ（ｎ、４Ｈｅ）５６Ｆｅ
【００３８】
したがって、被診断材料の化学組成２４、中性子照射量２５と上記の核反応に関する核変換断面積２６から原子核反応解析２７を行ない、材料中のヘリウム量１１を計算することができる。
このようにして算出されたヘリウム量１１は、溶接可否診断１９に使用され、診断が可能となる。
【００３９】
図７は、図６に示す上記診断方法を実施する本発明の他の実施の形態を示すもので、図５に示す実施の形態と比較して、気体量測定装置１０の代わりに、被診断材料の化学組成２４、中性子照射量２５、核変換断面積２６を入力し、原子核反応解析（ヘリウム量演算装置）２７により材料中のヘリウム量を算出する。図７に示す上記実施形態によれば、原子炉構造物から放射化した試料を採取して計測することなく被診断材料に含まれるヘリウム量の情報を得ることができる。
【００４０】
図８は、上記診断方法により中性照射を受けた原子炉構造物を溶接補修する本発明の実施の形態を示すものである。中性照射を受けた原子炉構造物の部材２９にき裂状の欠陥３０が発生した場合（図８（ａ））、欠陥３０を含む領域を点線ｘで示すように、切削または放電加工で除去することにより、図８（ｂ）に示すようなＶ型開先３１を形成する。そして図８（ｃ）に示すようにＶ型開先３１を溶接金属３２で溶接補修する。このとき上記診断方法により溶接可否を診断した結果に基づき溶接条件を選定することにより、溶接割れを抑制することができる。
【００４１】
図９は、上記診断方法により中性子照射を受けた原子炉構造物を溶接補修した本発明の他の実施の形態を示すものである。中性子照射を受けた原子炉構造物の部材２９にき裂状の欠陥３０が発生した場合（図９（ａ））、溶接による溶融層を複数回重複させて、溶接金属３２でき裂状の欠陥３０を封止溶接し、環境隔離することによりき裂状の欠陥３０の進展を停止することができる。
【００４２】
【発明の効果】
以上述べたように、本発明によれば、中性子照射を受けた原子炉構造物の溶接可否の判定を容易かつ正確に行なうことができ、原子炉の長寿命化や予防保全に有効であり、原子炉の信頼性が向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉構造物の診断方法の一例を示すブロック図。
【図２】溶接時における加熱温度範囲を説明する模式的立断面図。
【図３】溶接入熱と加熱温度範囲の関係を示すグラフ。
【図４】材料中のヘリウム量と溶接入熱、および粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数による溶接可否の評価線図の一例を示す特性図。
【図５】本発明の原子炉構造物の診断装置の一実施の形態を示すブロック図。
【図６】本発明の原子炉構造物の診断方法の他の例を示すブロック図。
【図７】本発明の原子炉構造物の診断装置の他の実施の形態を示すブロック図。
【図８】本発明に係る原子炉構造物の補修方法の手順の例を示す模式的縦断面図であって、（ａ）は補修作業直前の状態、（ｂ）はＶ型開先を形成した直後の状態、（ｃ）は補修完了後の状態をそれぞれ示す図。
【図９】本発明に係る原子炉構造物の補修方法の手順の例を示す模式的縦断面図であって、（ａ）は補修作業直前の状態、（ｂ）は補修完了後の状態をそれぞれ示す図。
【符号の説明】
９…被診断材料、１０…気体量測定、１１…被診断材料に含まれるヘリウム量、１２…溶接入熱、１３…溶接速度、１４…溶加材供給速度、１５…溶加材断面積、１６…溶接部形状、１７…粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数解析、１８…粒界ヘリウム気泡形成に寄与する溶接パス数、１９…溶接可否診断、２０…溶接、２２…表示装置、２３…データ記録装置、２４…被診断材料の化学組成、２５…中性子照射量、２６…核変換断面積、２７…原子核反応解析、２８…データ記録装置、２９…中性子照射を受けた原子炉構造物の部材、３０…き裂状の欠陥、３１…Ｖ型開先、３２…溶接金属、ａ…加熱温度範囲。
【図１】
2004132780.tif 000003
【図２】
2004132780.tif 000004
【図３】
2004132780.tif 000005
【図４】
2004132780.tif 000006
【図５】
2004132780.tif 000007
【図６】
2004132780.tif 000008
【図７】
2004132780.tif 000009
【図８】
2004132780.tif 000010
【図９】
2004132780.tif 000011