(57)【要約】【課題】原子炉構造物の構成材料に含まれる化学成分のうち、不純物元素であるホウ素量が構成材料の製造段階で測定されておらず、正確に把握できない場合があり、ヘリウム量を精度よく予測するためには、材料中のホウ素量を正確に把握する必要がある。【解決手段】中性子照射を受けた原子炉構造物１４から試料１５を採取する工程１と、この採取した試料１５からホウ素−１１量１６を分析する工程２と、工程２で分析したホウ素−１１量１７から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量１８を推定する工程３と、推定した初期ホウ素量、前記原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分９、中性子照射量分布１０を用いて原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程４とを有することを特徴とする。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、
この採取した試料からホウ素−１１量を分析する工程と、
前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、
この推定した初期ホウ素量と、前記原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分と、中性子照射量分布とを用いて前記原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有することを特徴とする原子炉構造物の材料劣化診断方法。
【請求項２】
中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、
この採取した試料からホウ素−１１量およびヘリウム量をそれぞれ分析する工程と、
前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、
この推定した初期ホウ素量と、前記原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分と、中性子照射量分布とを用いて前記原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を解析する工程と、
前記分析したヘリウム量により、解析した核変換ヘリウム量分布を補正する工程と、
原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有することを特徴とする原子炉構造物の材料劣化診断方法。
【請求項３】
中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、
この採取した試料からホウ素−１１量を分析する工程、ヘリウム量を分析する工程および中性子照射量を推定する工程と、
前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、
前記推定した中性子照射量から中性子照射量分布を補正する工程と、
前記推定した初期ホウ素量、原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分および補正した中性子照射量分布を用いて原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を解析する工程と、
前記分析したヘリウム量により、解析した核変換ヘリウム量分布を補正する工程と、
原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有することを特徴とする原子炉構造物の材料劣化診断方法。
【請求項４】
中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、
この採取した試料からホウ素−１１量を分析する工程および中性子照射量を推定する工程と、
前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、
前記推定した中性子照射量から中性子照射量分布を補正する工程と、
前記推定した初期ホウ素量、原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分および補正した中性子照射量分布を用いて原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有することを特徴とする原子炉構造物の材料劣化診断方法。
【請求項５】
前記採取した試料の中性子照射量を推定する方法は、試料の特定ガンマ線強度から中性子照射量を推定することを特徴とする請求項３乃至４記載の原子炉構造物の材料劣化診断方法。
【請求項６】
前記原子炉構造物から採取する試料は、厚さが0.1mm以上20mm以下でかつ、面積が１mm2以上100 mm2以下であることを特徴とする請求項１乃至４記載の原子炉構造物の材料劣化診断方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、軽水冷却型原子炉等の原子炉構造物の材料劣化診断方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
図５は沸騰水型原子炉の構造を概略的に示す図である。  
図５において、炉心１を内蔵する原子炉圧力容器２の内部には炉心シュラウド３、炉心支持板４、上部格子板５およびジェットポンプ６等の炉内構造物が設置されている。
【０００３】
これらの炉内構造物のほとんどはステンレス鋼で形成しており、一部ジェットポンプ６を構成するディフューザ７、ディフューザ７が接続されているシュラウドサポートプレート８等はニッケル基合金を使用している。  
また、原子炉圧力容器２は低合金鋼で形成しており、原子炉圧力容器２内面には、ステンレス鋼またはニッケル基合金をバタリング溶接（肉盛溶接）している。
【０００４】
ところで、上記炉内構造物および原子炉圧力容器２は原子力発電所の稼働中に燃料からの高速中性子の照射を長期間受けるため、炉内構造物および原子炉圧力容器２を形成するステンレス鋼やニッケル基合金等の構成元素に核反応が生じ、ヘリウム等の気体成分がそれらの材料中にわずかに存在するようになる。ステンレス鋼やニッケル基合金の場合、ヘリウムの生成に関わる主な核反応は下式（１）および（２）の通りである。  
１０Ｂ（ｎ，４Ｈｅ）７Ｌｉ                       …（１）
５８Ｎｉ（ｎ、γ）５９Ｎｉ（ｎ、４Ｈｅ）５６Ｆｅ    …（２）
すなわち、材料中に含まれるホウ素−１０（式中の１０Ｂ）およびニッケル−５８（式中の５８Ｎｉ）が、核変換ヘリウムの発生源となる主要元素である。ホウ素−１０はステンレス鋼やニッケル基合金中に不純物として微量に含まれるホウ素元素の一同位体であり、ニッケル−５８はステンレス鋼やニッケル基合金の主要構成元素であるニッケルの一同位体である。
【０００５】
上述した材料中のヘリウム等の気体成分は、非特許文献１に掲載されているように、溶接時の割れの原因となることが明らかになっている。この溶接時の割れの発生機構は、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するために発生するものと考えられている。
【０００６】
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構造物等を補修溶接する際には、材料中のヘリウム等の気体成分が溶接によって割れを発生させる可能性があるか否か、すなわち溶接が可能か否かを検討する必要があり、そのためには溶接対象部位のヘリウム量を精度よく把握することが極めて重要である。
【０００７】
従来、中性子照射を受けた原子炉構造物のヘリウム量を調べる方法として、例えば特許文献１および２に記載されている方法、すなわち溶接対象物から採取した微小体積の試料に含まれるヘリウム量を気体量測定装置により測定する方法が知られている。
【０００８】
また、従来、図６で示すように、原子炉構造物の構成材料に含まれる化学成分９、中性子照射量分布１０および核変換反応断面積１１から、核変換ヘリウム量解析１２により核変換ヘリウム量分布予測１３を行い、補修溶接対象部位のヘリウム量を把握する方法が採用されている。
【非特許文献１】川野昌平、「ヘリウムを含有する原子炉構造材料の溶接補修技術」、溶接学会誌、2001、第70巻、第８号、p.742
【特許文献１】特開平７-244190公報（第２頁）
【特許文献２】特開平10-111380公報（第２頁）
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
原子炉構造物の補修では、応力腐食割れ等の材料劣化が生じた部位を広範囲にわたり溶接することが想定される。したがって補修溶接対象部位のヘリウム量をすべて把握する必要があるが、原子炉構造物に含まれるヘリウム量は場所により異なっており、補修溶接対象部位のすべてから試料を採取してヘリウム量を測定することは現実的に困難である。核変換により生じるヘリウム量が原子炉構造物の場所により異なる理由は、原子燃料からの距離に応じて中性子照射量が異なるためである。
【００１０】
一方、前述した図６のように補修溶接対象部位のヘリウム量を把握する方法により対象部位のヘリウム量をある程度定量的に把握することは可能であるが、以下に述べるように幾つかの課題を抱えている。
【００１１】
すなわち、第１の課題は、原子炉構造物の構成材料に含まれる化学成分９のうち、不純物元素であるホウ素量が構成材料の製造段階で測定されておらず、正確に把握できない場合があるという点である。構成材料の製造ロットによりホウ素量が異なるから、ヘリウム量を精度よく予測するためには、材料中のホウ素量を正確に把握する必要がある。
【００１２】
第２の課題は中性子照射量分布１０の精度である。原子炉構造物が受ける中性子照射量分布の導出は、例えば二次元多群輸送方程式をdiscrete ordinate法で解く計算プログラムコード等を用いる。こうした解析には固有の誤差があるため、補修溶接対象部位の照射量を正確に把握する必要がある。
【００１３】
第３の課題は核変換ヘリウム量解析１１の精度である。核変換ヘリウム量を求めるには、上記式（１）、（２）に示した核変換反応を核変換反応方程式により解析するが、解析上の誤差を補正する必要がある。
【００１４】
そこで本発明の目的は、上述した課題を解決するために鑑みなされたもので、原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を精度よく予測することのできる原子炉構造物の材料劣化診断方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
上記の目的を達成するために、請求項１に係る原子炉構造物の材料劣化診断方法の発明は、中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、この採取した試料からホウ素−１１量を分析する工程と、前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、この推定した初期ホウ素量と、前記原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分と、中性子照射量分布とを用いて前記原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有することを特徴とする。
【００１６】
また、請求項２に係る原子炉構造物の材料劣化診断方法の発明は、中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、この採取した試料からホウ素−１１量およびヘリウム量をそれぞれ分析する工程と、前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、この推定した初期ホウ素量と、前記原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分と、中性子照射量分布とを用いて前記原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を解析する工程と、前記分析したヘリウム量により、解析した核変換ヘリウム量分布を補正する工程と、原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有することを特徴とする。
【００１７】
また、請求項３に係る原子炉構造物の材料劣化診断方法の発明は、中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、この採取した試料からホウ素−１１量およびヘリウム量を分析するとともに中性子照射量を推定する工程と、前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、前記推定した中性子照射量から中性子照射量分布を補正する工程と、前記推定した初期ホウ素量、原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分および補正した中性子照射量分布を用いて原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を解析する工程と、前記分析したヘリウム量により、解析したヘリウム量分布を補正する工程と、原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程を有することを特徴とする。
【００１８】
さらに、請求項４に係る原子炉構造物の材料劣化診断方法の発明は、中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、この採取した試料からホウ素−１１量を分析するとともに中性子照射量を推定する工程と、前記工程で分析したホウ素−１１量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、前記推定した中性子照射量から中性子照射量分布を補正する工程と、前記推定した初期ホウ素量、原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分および補正した中性子照射量分布を用いて原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１９】
本発明によれば、中性子照射を受けた原子炉構造物から採取した試料より核変換ヘリウム量分布を解析し、分析したヘリウム量により解析した核変換ヘリウム量分布を補正し、原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を精度良く予測することができるので、原子炉の長寿命化や保全対策に有効であり、原子炉の信頼性が向上させることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２０】
以下、本発明の実施例について図面を参照して説明する。なお、各図を通じて共通する要素については同一符号を付けて重複する説明は省略する。
【００２１】
（実施例１）
図１は本発明に係る原子炉構造物の診断方法の実施例１を示す工程図である。図１において、まず原子炉構造物１４から試料１５を採取する（工程１）。次に、採取した試料１５について質量分析装置等によりホウ素−１１量分析１６を行うことにより、ホウ素−１１量１７を実測により求める（工程２）。
【００２２】
なお、採取する試料１４の形状としては、分析時に最小限必要な大きさで、かつ評価対象の機能に影響しない範囲の大きさの立体とする。この条件を満たす試料の寸法としては、厚さが0.1mm以上20mm以下で、かつ面積が１mm2以上100 mm2以下である。
【００２３】
ホウ素−１１は中性子照射を受けても核変換反応がほとんど起きず減少しないことから、実測したホウ素−１１量１７より、中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量１８を推定する（工程３）。  
なお、ヘリウム量を予測する原子炉構造物１４と同一製造ロットの材料で構成される部位から試料１５を採取することにより、初期ホウ素量１８の推定が可能となる。
【００２４】
この推定した初期ホウ素量１８と、予め調べてあるニッケル等の原子炉構造物の構成材料に含まれる化学成分９と、中性子照射量分布１０と、核変換反応断面積１１とから、核変換ヘリウム量解析１２を行い、原子炉構造物１４に含まれる核変換ヘリウム量分布予測１３を実施する（工程４）。
【００２５】
以上述べたように、本実施例によれば、構成材料の製造段階で測定されていないホウ素量を正確に把握することが可能となり、原子炉構造物に含まれるヘリウム量を精度よく予測することができる。
【００２６】
（実施例２）
図２は本発明に係る原子炉構造物の診断方法の実施例２を示す工程図である。  
図２において、まず原子炉構造物１４から試料１５の採取を行う（工程１）。次に、採取した試料１５についてホウ素−１１量分析１６を行うことにより、ホウ素−１１量１７を実測により求める（工程２）とともに、ヘリウム量分析１９を行うことにより、ヘリウム量２０を実測により求める（工程５）。
【００２７】
次に、工程２で実測したホウ素−１１量１７から初期ホウ素量１８を推定する（工程３）。この推定された初期ホウ素量１８と、予め調べられているニッケル等の原子炉構造物の構成材料に含まれる化学成分９と、中性子照射量分布１０と、核変換反応断面積１１とから、核変換ヘリウム量解析１２を行い、原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布２１を求める（工程６）。
【００２８】
さらに、解析した核変換ヘリウム量分布に対して、前述の工程５で実測したヘリウム量２０で核変換ヘリウム量分布補正２２（工程７）を行うことにより、原子炉構造物１４に含まれる核変換ヘリウム量分布の予測１３を実施する。
【００２９】
図３は、実測したヘリウム量から核変換ヘリウム量分布を補正する方法を説明するための図であり、(a)は炉心シュラウド等の円筒状原子炉構造物１４を周方向角度０°〜90°の範囲で切断した場合の鳥瞰図を模式的に示したもので、２５は溶接線であり、２６−１〜２６−３は溶接線２５の近傍の試料採取位置を示す。
【００３０】
一方、(b)は前記円筒状原子炉構造物１４内面の周方向溶接線２５近傍について解析により得られた周方向の核変換ヘリウム量分布２７を示す。円筒状原子炉構造物１４内面の前記資料採取位置２６−１〜２６−３から採取した３個の試料のヘリウム量がそれぞれ測定値２８−１〜２８−３で示される場合、解析により得られた周方向の核変換ヘリウム量分布２７を測定値２８−１〜２８−３にフィッティング（合わせること）させることにより、補正した核変換ヘリウム量分布２９を得ることができる。
【００３１】
以上述べたように、本実施例によれば、構成材料の製造段階で測定されていないホウ素量を正確に把握することが可能になるとともに、核変換ヘリウムの解析精度を補正することが可能となり、原子炉構造物に含まれるヘリウム量を精度よく予測することができる。
【００３２】
（実施例３）
図４は本発明に係る原子炉構造物の診断方法の実施例３を示す工程図である。  
本実施例３は、図２に示す実施例２に対して、採取した試料１５の特定ガンマ線強度から中性子照射量を推定する中性子照射量推定２３の工程８を追加し、中性子照射量分布１０を補正したものである。
【００３３】
すなわち、中性子照射量推定２３の工程８によって特定ガンマ線強度から推定された中性子照射量を推定し、この推定された中性子照射量により中性子照射量分布１０に対する補正（中性子照射量分布補正）２４を行い（工程９）、さらにこの補正した中性子照射量分布１０と、原子炉構造物の構成材料に含まれる化学成分９と、核変換反応断面積１１とから核変換ヘリウム量解析を行うことにより原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布２１を求める。
【００３４】
さらに、前記第２の実施例で説明した工程６で解析した核変換ヘリウム量分布２１に対して、同じく第２実施例で説明した工程５で実測したヘリウム量２０で補正（核変換ヘリウム量分布補正）２２を行う（工程７）ことにより、原子炉構造物１４に含まれる核変換ヘリウム量分布予測１３を実施する。
【００３５】
前述の中性子照射量を推定する方法として、試料１５に含まれる核変換により生じたコバルト−５９等の特性γ線強度を測定し、その測定結果から中性子照射量を解析することができる。
【００３６】
以上述べたように、本実施例によれば、構成材料の製造段階で測定されていないホウ素量を正確に把握することが可能になるとともに、核変換ヘリウムの解析精度を補正することが可能となり、かつ、中性子照射量の解析精度を補正することも可能となり、原子炉構造物に含まれるヘリウム量を精度よく予測することができる。
【図面の簡単な説明】
【００３７】
【図１】本発明の原子炉構造物の診断方法の実施例１を示す工程図。
【図２】本発明の原子炉構造物の診断方法の実施例２を示す工程図。
【図３】（ａ）および（ｂ）は本発明の原子炉構造物の診断方法において核変換ヘリウム量分布をヘリウム量測定値で補正する例を示す模式図および特性図。
【図４】本発明の原子炉構造物の診断方法の実施例３を示す工程図。
【図５】沸騰水型原子炉の概略構造を示す縦断面図。
【図６】従来の原子炉構造物の診断方法の実施例１を示す工程図。
【符号の説明】
【００３８】
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…炉心シュラウド、４…炉心支持板、５…上部格子板、６…ジェットポンプ、７…ディフーザ、８…シュラウドサポートプレート、９…原子炉構造物の構成材料に含まれる化学成分、１０…中性子照射量分布、１１…核変換反応断面積、１２…核変換ヘリウム量解析、１３…核変換ヘリウム量分布予測、１４…原子炉炉内機器、１５…試料採取、１６…試料、１７…ホウ素−１１量分析、１８…ホウ素−１１量、１９…初期ホウ素量、２０…ヘリウム量分析、２１…ヘリウム量、２２…核変換ヘリウム量分布、２３…核変換ヘリウム量分布補正、２４…円筒状原子炉構造物、２５…周方向溶接線、２６−１〜２６−３…試料採取位置、２７…周方向のヘリウム量分布、２８…ヘリウム量測定値、２９…補正したヘリウム量分布、３０…中性子照射量推定、３１…中性子照射量、３２…中性子照射量分布補正。
【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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