(57)【要約】      （修正有）【課題】中性子照射を受けた原子炉構造物を溶接した後の溶接部の継手強度を評価可能としたもの。【解決手段】原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出手段１２と、形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出手段１３と、算出された温度・応力の時刻歴とＨｅ含有量とに基づいて溶接近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出手段１４と、算出されたＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定手段１５と、判定された粒界割れ発生分布から溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出手段１７と、算出された割れ指標により溶接部の強度を予測する強度予測手段１８とを有するものである。【選択図】  図１
2007232463.tif 000002
【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の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出手段と、
原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出手段と、
算出された温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出手段と、
算出されたＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定手段と、
判定された粒界割れ発生分布を表示する分布表示手段とを有することを特徴とする原子炉構造物の溶接部評価システム。
【請求項２】
中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出手段と、
原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出手段と、
算出された温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出手段と、
算出されたＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定手段と、
判定された粒界割れ発生分布から溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出手段と、
算出された割れ指標により溶接部の強度を予測する強度予測手段とを有することを特徴とする原子炉構造物の溶接部評価システム。
【請求項３】
前記Ｈｅバブル直径・密度算出手段は、解析した温度時刻歴の最適温度が原子炉構造物の構成材料の融点以下であり、かつ結晶粒界にＨｅバブル生成および成長が生じる温度以上の結晶粒界を対象としてバブル直径と密度を算出するようにした請求項１または２記載の溶接部評価システム。
【請求項４】
中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出工程と、
原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出工程と、
解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出工程と、
解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定工程と、
判定した粒界割れ発生分布を表示する分布表示工程とを有することを特徴とする原子炉構造物の溶接部評価方法。
【請求項５】
中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出工程と、
原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出工程と、
解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出工程と、
解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定工程と、
判定した粒界割れ発生分布を溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出工程と、
算出した割れ指標により前記原子炉構造物の溶接部の強度を予測する強度予測工程とを有することを特徴とする原子炉構造物の溶接部評価方法。
【請求項６】
前記Ｈｅバブル直径・密度算出工程は、解析した温度時刻歴の最高温度が、原子炉構造物の構成材料の融点以下であり、かつ、Ｈｅバブル生成および成長が生じる温度以上である結晶粒界を対象としてＨｅバブル直径と密度の算出することを特徴とする請求項４ないし５記載の原子炉構造物の溶接部評価方法。
【請求項７】
コンピュータに、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出機能と、
原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出機能と、
解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出機能と、
解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定機能と、
判定した粒界割れ発生分布を表示する分布表示機能とを備えることを特徴とする原子炉構造物の溶接部評価プログラム。
【請求項８】
コンピュータに、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出機能と、
原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出機能と、
解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出機能と、
解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定機能と、
判定した粒界割れ発生分布から溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出機能と、
算出した割れ指標により溶接部の強度を予測する強度予測機能とを備えることを特徴とする原子炉構造物の溶接部評価プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉構造物の溶接部評価技術に係り、特に原子炉構造物の溶接部付近の溶接割れ分布を表示し、溶接部強度予測を行なう原子炉構造物の溶接部評価システムおよびその評価方法ならびにプログラムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉には種々の原子炉構造物が備えられており、原子炉構造物の使用場所や形状・用途に応じてＳＵＳ３０４，ＳＵＳ３１６Ｌ，ＳＵＳ３０４Ｌ等のステンレス鋼が用いられる。原子炉構造物のステンレス鋼中には、微量のＢ（ホウ素）やＮｉが不可避な不純物として含まれている。
【０００３】
原子炉の運転により、原子炉炉心での核反応による発熱作用が生じ、中性子照射を受けたステンレス鋼は、鋼中に不純物として含有するＢやＮｉが中性子と核反応してＨｅが生成され、生成したＨｅがステンレス鋼中に蓄積される。
【０００４】
一方、原子炉は長期間の運転により、原子炉構造物が劣化するため、原子炉構造物には、その保守・保全を図るため、溶接による補修処理が行なわれ、耐用寿命の延長が図られている。
【０００５】
ところが、保守・保全を図る溶接時の入熱でステンレス鋼が高温に加熱されると、ステンレス鋼の粒界にＨｅが集まり易く、粒界上にＨｅバブルを形成し、ステンレス鋼が脆化せしめられる。この結果、ステンレス鋼が溶接時の冷却過程で、引張応力や歪みが負荷された時に、ステンレス鋼に割れ、いわゆるＨｅ割れ現象が生じることがあることが知られている。
【０００６】
ステンレス鋼のＨｅ割れ現象は、中性子照射を受けた原子炉構造物を補修・保守・保全あるいは改良のため、溶接を行なう場合に問題となる。原子炉構造物に用いられるステンレス鋼に健全な溶接部を得るためには、予めこのＨｅ割れが生じるか否かを予測しておく必要がある。
【０００７】
このＨｅ割れの予測方法は、例えば、特許文献１に開示されている。この予測方法は、被診断材料のＨｅ含有量を求める工程と、溶接による溶融金属近傍の温度履歴及び応力履歴を予測する工程と、溶融金属近傍の粒界Ｈｅバブルの成長を推測する工程と、このＨｅバブルの成長挙動から被診断材料の溶接の可否を診断する工程とからなる原子炉炉内構造物の診断方法である。
【０００８】
また、Ｈｅバブルの成長挙動から溶接可否を診断する方法として、Ｈｅバブルを有する粒界が延性破壊に至る限界歪みと、溶接中に評価点に加わる歪みとを比較し、後者の歪みが前者の限界歪みを上回った時に「割れが発生する」と診断する方法が知られている。
【０００９】
さらに、Ｈｅ割れの大きさを予測する方法が、特許文献２に開示されている。この方法は、溶接部の任意の点における溶接中の温度、応力及び歪みの時刻歴を計算し、金属中のＨｅ濃度と前記温度及び応力時刻歴から、結晶粒界上に生成されるＨｅバブルの直径及び密度の計算を行う中性子照射材のＨｅバブル挙動予測方法である。ここでは、溶接部を２次元又は３次元の結晶粒界モデルとしたときの任意の粒界又は粒界面に垂直な方向における応力成分又は歪み成分の時刻歴を、前記任意の点における溶接中の応力成分又は歪み成分の時刻歴計算結果を用いて計算し、その結果を用いて粒界上に生成するＨｅバブルの直径及び密度の計算を行う中性子照射材のＨｅバブル挙動予測方法である。
【００１０】
このＨｅバブル挙動予測方法以前は、溶接部近傍の特定の点が「Ｈｅ割れが生じる」か否かを予測することができるのに対して、上記のＨｅバブル挙動予測方法によれば、溶接部近傍における特定の長さまたは面積を持った粒界が「Ｈｅ割れが生じる」か否かを予測することができるようになる。そしてこのＨｅバブル挙動予測方法を溶接近傍の粒界の全てについて行うことにより、どの部分の粒界がＨｅ割れを生じ、割れの長さの合計がいくらになるかを定量的に予測し、溶接部断面における割れの面積または長さ比率を算出することで、溶接部の強度を評価することができることが記載されている。
【特許文献１】特開平１０−１１１３８０号公報
【特許文献２】特開２００４−１４４６５７号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
特許文献１および２には、中性子照射を受ける原子炉構造材を溶接した後、ステンレス鋼の溶接部付近の溶接割れ分布がどのようになっているか、また、ステンレス鋼の溶接部の継手強度を予測する原子炉構造物の診断システムおよびその診断方法については、知られていない。
【００１２】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、中性子照射を受けた原子炉構造物を溶接した後の溶接部の溶接割れ分布を表示したり、溶接部の強度を予測し、溶接部の継手強度を評価可能な原子炉構造物の溶接部評価技術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】
【００１３】
本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価システムは、上述した課題を解決するために、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出手段と、原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出手段と、算出された温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出手段と、算出されたＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定手段と、判定された粒界割れ発生分布を表示する分布表示手段とを有するものである。
【００１４】
また、本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価システムは、上述した課題を解決するために、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出手段と、原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出手段と、算出された温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出手段と、算出されたＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定手段と、判定された粒界割れ発生分布から溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出手段と、算出された割れ指標により溶接部の強度を予測する強度予測手段とを有するものである。
【００１５】
一方、本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価方法は、上述した課題を解決するために、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出工程と、原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出工程と、解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出工程と、解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定工程と、判定した粒界割れ発生分布を表示する分布表示工程とを有する方法である。
【００１６】
さらに、本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価方法は、上述した課題を解決するために、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出工程と、原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出工程と、解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出工程と、解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定工程と、判定した粒界割れ発生分布を溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出工程と、算出した割れ指標により前記原子炉構造物の溶接部の強度を予測する強度予測工程とを有する方法である。
【００１７】
他方、本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価プログラムは、上述した課題を解決するために、コンピュータに、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出機能と、原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出機能と、解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出機能と、解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定機能と、判定した粒界割れ発生分布を表示する分布表示機能とを備えるものである。
【００１８】
また、本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価プログラムは、上述した課題を解決するために、コンピュータに、中性子照射を受けた原子炉構造物の結晶粒度に基づいて原子炉構造物の結晶粒界の配置を溶接金属近傍で少なくともモデル化する粒界配置算出機能と、原子炉構造物の形状と溶接条件とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出機能と、解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算するＨｅバブル直径・密度算出機能と、解析したＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定機能と、判定した粒界割れ発生分布から溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出機能と、算出した割れ指標により溶接部の強度を予測する強度予測機能とを備えるものである。
【発明の効果】
【００１９】
本発明においては、中性子照射を受けた原子炉構造物を溶接した際に、溶接部近傍の溶接割れ分布および溶接部近傍の継手強度を精度よく予測することができ、溶接部の溶接割れ分布を観察し、溶接部強度予測することができ、溶接部の状態を正確に精度よく評価することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２０】
本発明の実施の形態について添付図面を参照して説明する。
【００２１】
図１は、本発明に係る原子炉構造物の溶接部診断予測システムの一実施形態を示す構成図である。
【００２２】
本発明が対象とする原子炉構造物は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ，ＡＢＷＲ）や加圧水型原子炉（ＰＷＲ）等の軽水炉、高速増殖炉および核融合炉に用いられる。このうち、沸騰水型原子炉に用いられる原子炉構造物には、炉心シュラウド、シュラウドヘッド、炉心支持板、上部格子板等の炉内構造物の他、原子炉圧力容器、ジェットポンプ等がある。
【００２３】
原子炉構造物には、使用場所や形状、用途に応じてステンレス鋼の鋼種が定められており、ＳＵＳ３０４，ＳＵＳ３０４Ｌ，ＳＵＳ３１６Ｌ等の鋼種のステンレス鋼が用いられる。このステンレス鋼には、Ｂ（ホウ素）やＮｉが不可避な不純物として極く微量含まれている。ステンレス鋼中に含まれるＢやＮｉは、原子炉運転中、中性子との核反応により、Ｈｅを生成する。生成されたＨｅガスはステンレス鋼の粒界中に蓄積されることが知られている。
【００２４】
原子炉構造物に使用されるステンレス鋼の鋼種は予め定められているので、原子炉構造物の溶接部評価システム１０には、原子炉構造物を模擬したステンレス鋼が用いられる。原子炉構造物を模擬したステンレス鋼の結晶粒度や結晶粒界は、鋼材料の粒界を模擬するシミュレーションにより鋼種毎に知られており、既知である。
【００２５】
本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価システム１０は、図１に示すように構成され、原子炉のプラットホーム上あるいは中央制御室に設けられるコンピュータ１１を有する。原子炉構造物の溶接部評価システム１０は、原子炉構造物あるいはこれを模擬した鋼材料の結晶粒度ａのデータを入力して原子炉構造物の結晶粒界の配置をモデル化する粒界配置算出手段１２と、原子炉構造物（あるいは模擬鋼材料）の形状ｂおよび溶接条件ｃを入力して、溶接部の溶接金属近傍の任意点における温度・圧力・歪みの時刻歴を計算する時刻歴算出手段１３と、温度・応力・歪みの時刻歴計算し、解析された温度・応力・歪みの時刻歴と原子炉構造物（あるいは模擬鋼材料）のＨｅ含有量ｄ、原子炉構造物（あるいは模擬鋼材料）の鋼種ｅから、溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度を計算するＨｅバブル直径・密度算出手段１４と、計算され、解析されたＨｅバブル直径および密度と歪みの時刻歴とから溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅ割れ発生をそれぞれ判定する割れ発生判定手段１５と、判定されたＨｅ割れ発生に基づき、溶接金属近傍におけるステンレス鋼溶接部の割れ発生分布を表示する（分布）表示手段１６と、判定された粒界割れ発生分布から溶接金属近傍における割れ指標を算出する割れ指標算出手段１７と、算出された割れ指標に基づき、溶接部の強度を予測する強度予測手段１８とを有する。
【００２６】
粒界配置算出手段１２は、原子炉構造物（あるいは模擬鋼材料）の結晶粒度を入力して原子炉構造物の結晶粒界の配置をモデル化しているが、この結晶粒界のモデル化は、例えば原子炉構造物と同じ材料あるいは同等の結晶粒度を有する材料を用いてステンレス鋼の結晶粒界の配置を電子顕微鏡による金属組織観察により求める。また、ステンレス鋼等のランダムな粒界配置を再現する手法としてボロノイ分割がある。
【００２７】
一方、時刻歴算出手段１３は、原子炉構造物の形状ｂと溶接条件（入熱条件、温度・時間等）ｃとから溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を演算にて算出する。この温度・応力・歪みの時刻歴計算は、例えば有限要素法による熱弾塑性解析が用いられる。
【００２８】
Ｈｅバブル直径・密度算出手段１４は、時刻歴算出手段１３で解析された温度・応力・歪みの時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量ｄ、原子炉構造物の鋼種ｅから溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度を計算している。原子炉構造物のＨｅ含有量ｄと原子炉構造物の鋼種ｅのデータは、Ｈｅバブル直径・密度算出手段１４に直接入力させるようにしてもよい。
【００２９】
Ｈｅバブル直径・密度算出手段１４で算出されたＨｅバブル直径と密度とを入力して溶接金属近傍の複数の粒界上における割れの発生の有無を割れ発生判定手段１５で判定する。
【００３０】
溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生の有無を、任意点における歪みの時刻歴から判定する方法に、特許文献２に記載の方法がある。ステンレス鋼の鋼種は予め知られており、この鋼種の種類が割れの発生の判定に必要なのは、ステンレス鋼の材質により粒界割れの感受性が異なる場合があるためである。例えば、原子炉構造材の材質がＳＵＳ３０４の場合には、ＳＵＳ３１６Ｌに比べて割れが生じにくいように、粒界Ｈｅバブル直径・密度の計算式および割れの判定式の少なくとも一方の定数はステンレス鋼の鋼種に応じて種々変化せしめられる。
【００３１】
割れ発生判定手段１５で判定されたステンレス鋼溶接部の溶接金属近傍における割れ発生分布が表示手段１６に表示される。この表示手段１６は割れ発生分布表示手段を形成し、ＣＲＴ、液晶、プラズマや有機ＥＬの表示手段で構成される。表示手段１６は、外側からコンピュータ１１に接続しても、コンピュータ１１に内蔵させてもよい。表示手段１６に表示される溶接金属近傍における割れ発生分布の表示例を図２に示す。
【００３２】
図２は、表示手段１６に表示されるステンレス鋼２０の補修溶接部２１の割れ発生分布の表示例を示す拡大断面図である。ステンレス鋼２０の結晶粒界２２は鋼種毎に知られており、既知である。図２には、例えばボロノイ分割により粒界配置手段１２でモデル化した結晶粒界２２が表示されている。
【００３３】
中性子照射を受けたステンレス鋼２０の鋼材料には溶接金属２３で（レーザ開先）肉盛溶接が施されて補修溶接部２１が構成される。この補修溶接部２１は周辺の粒界にＨｅが集まり易く、割れが発生すると判定された粒界２４を太い線で表示される。
【００３４】
ステンレス鋼２０のＨｅに起因する割れは、高温に晒されるステンレス鋼が冷却されると、溶融金属近傍で割れが発生し易く、割れが発生すると判定された粒界２４が溶接部近傍に現われる。Ｈｅ割れの発生は、原子炉構造物の構成材料の融点以下やＨｅバブルの生成や成長が生じる温度以下では生じない。したがって、構成材料の融点以上や粒界Ｈｅバブルの生成と成長が生じる温度、例えば約７００℃以下の原子炉構造物の領域における結晶粒界配置のモデル化は省略可能であり、省略しても溶接金属近傍における割れ発生分布評価上問題がない。粒界Ｈｅバブルの生成と成長が生じる温度以下の領域に位置する結晶粒界配置のモデル化を省略すると、演算に要する時間が短縮化される。
【００３５】
また、原子炉構造物のステンレス鋼の溶接により、鋼材料の融点以上に加熱される領域は、補修溶接部２１の溶接金属となり、粒界のＨｅ割れが発生しないために、この加熱領域の結晶粒界配置のモデル化を省略でき、省略しても評価上の問題がない。
【００３６】
一方、割れ発生判定手段１５で判定されたステンレス鋼粒界割れ発生の有無に基づいて、溶接金属近傍における割れ指標を割れ指標算出手段１７で算出する。割れ指標算出手段１７で算出された溶接金属近傍における割れ指標と溶接部強度の関係から溶接部強度を定式化したマスターカーブＭを用いて強度予測手段１８でステンレス鋼の溶接部の継手強度を予測し、この予測結果は表示手段１６で表示される。
【００３７】
強度予測手段１８は、溶接金属近傍における割れ指標からマスターカーブＭを用いて溶接部２１の継手強度を予測しており、この溶接部強度予測方法については後述する。
【００３８】
この原子炉構造物の溶接部評価システム１０においては、中性子照射を受けた原子炉構造物であるステンレス鋼を溶接した際に、溶接部近傍の溶接割れ分布および溶接部近傍の継手強度（溶接部強度）を精度良く正確に評価して予測することができ、原子炉構造物の健全性の有無の評価（診断）を容易にかつ迅速に行なうことができる。
【００３９】
次に、原子炉構造物の溶接部評価方法について説明する。
【００４０】
図３は、本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価方法の実施形態を示すフローチャートである。
【００４１】
原子炉構造物には、種々、例えばＳＵＳ３０４，ＳＵＳ３０４Ｌ，ＳＵＳ３１６Ｌ等のステンレス鋼が用いられるが、原子炉構造物を模擬したステンレス鋼を用意し、原子炉構造物の結晶粒度ａを観察し、粒界配置算出手段１２により演算処理して原子炉構造物の結晶粒界の配置をモデル化する（ステップＳ１）。原子炉構造物の結晶粒度ａは、ステンレス鋼の鋼種毎に予め知らせている。
【００４２】
一方、原子炉構造物の形状ｂと溶接条件ｃからステンレス鋼溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・歪みの時刻歴を時刻歴算出手段１３で算出する（ステップＳ３）。温度・応力・歪みの時刻歴計算は、例えば有限要素法による熱弾塑性解析が用いられる。
【００４３】
ステンレス鋼の溶接金属近傍の計算された任意点の温度・応力・歪みの時刻歴に、原子炉構造物の鋼種ｄおよび原子炉構造物のＨｅ量ｅから、Ｈｅバブル直径・密度算出手段１４により、Ｈｅバブル直径と密度が計算され、解析される（ステップＳ３−１）。任意点における溶接部近傍（応力）歪みの時刻歴から、溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生を判定する（ステップＳ３−２）。溶接金属近傍の複数の粒界上における割れの発生を、任意点の歪みの時刻歴から判定する方法として、例えば特許文献２に記載の方法がある。
【００４４】
溶接金属近傍で粒界上の割れ発生の有無の判定に基づいて、高温に晒される溶接金属近傍における割れ発生分布を表示手段１６に表示させ、この表示手段１６での溶接金属近傍における割れ発生分布表示から、溶接部近傍における特定の長さまたは面積を持った粒界がＨｅ割れを生じるか否かを判定し、診断することができる。
【００４５】
他方、溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生を判定することにより、割れ指標算出手段１７で溶接金属近傍の割れ指標が算出される（ステップＳ４）。
【００４６】
【数１】
2007232463.tif 000003
【００４７】
続いて、溶接金属近傍における割れ指標と溶接部強度（継手強度）の関係から溶接部強度を定式化したマスターカーブＭを用いて、溶接部強度を予測する（ステップＳ５）。
【００４８】
【数２】
2007232463.tif 000004
【００４９】
図５は本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価方法で使用される割れ指標と溶接部強度との関係を示すマスターカーブＭの他の例を示すグラフであり、縦軸を、溶接部の引張強さｓＢを無欠陥溶接部の引張強さｓＢ０で規格化した値ｓＢ／ｓＢ０とし、横軸を、荷重方向に垂直な断面に粒界割れ長さを投影した長さの合計ΣＬｉと、溶接部に加わる荷重方向に垂直な断面の構造物厚さＴとの比ΣＬｉ／Ｔとするグラフである。
【００５０】
図５に示すマスターカーブＭを実験的もしくは理論的に求めて定式化し、
［数３］
ｓＢ／ｓＢ０＝ｆ（ΣＬｉ／Ｔ）        ……（１）
の関係で表すことにより、溶接部の引張強さｓＢを割れ指標ΣＬｉ／Ｔから以下の式で計算することができる。
【００５１】
【数４】
2007232463.tif 000005
【００５２】
図６は、本発明に係る原子炉構造物の溶接部強度予測方法で使用される割れ指標と溶接部強度との関係を示すマスターカーブＭの他の例を示すグラフであり、縦軸を、溶接部の引張強さｓＢを無欠陥溶接部の引張強さｓＢ０で規格化した値ｓＢ／ｓＢ０とし、横軸を、荷重方向に垂直な断面に粒界割れを投影した面積の合計ΣＳｉと、溶接部に加わる荷重方向に垂直な断面の構造物断面積Ｓとの比ΣＳｉ／Ｓとするグラフである。
【００５３】
図６は、ΣＳｉ／ＳとｓＢ／ｓＢ０の関係を規定するマスターカーブＭ１の例を示す。このマスターカーブＭ１を実験的もしくは理論的に求めて定式化し、
［数５］
ｓＢ／ｓＢ０＝ｆ（ΣＳｉ／Ｓ）        ……（３）
の関係で表せば、溶接部の引張強さｓＢを、割れ指標ΣＳｉ／Ｓから以下の式で計算することができる。
【００５４】
［数６］
ｓＢ＝ｆ（ΣＳｉ／Ｓ）・ｓＢ０        ……（４）
その他の割れ指標として、（１）複数の粒界割れの面積の合計と溶接部近傍の全ての粒界面積との比、（２）複数の粒界割れ長さの合計と溶接部近傍の全ての粒界長さとの比、（３）複数の粒界割れ数の合計と溶接部近傍の全ての粒界数との比のいずれかを用いてもよい。さらに、対象となる溶接部の強度としては、引張強さ、降伏応力、一様伸び、破断伸び、疲労強度が予測可能である。
【００５５】
本実施形態によれば、中性子照射を受けた原子炉構造物を溶接した際に溶接部近傍の溶接強度を精度よく予測することができる。
【００５６】
本発明に係る原子炉構造物の溶接部強度予測方法の実施形態を説明した。この方法は、コンピュータを実行させることにより実現することが望ましい。
【００５７】
なお、本発明の実施形態では、原子炉構造物に用いられるステンレス鋼と同じ鋼材料のステンレス鋼を用いた例を説明したが、本発明に用いられるステンレス鋼は原子炉構造物から採取した試料を用いてもよい。
【図面の簡単な説明】
【００５８】
【図１】本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価システムの一実施形態を示す構成ブロック図。
【図２】原子炉構造物の溶接部評価システムに備えられる分布表示手段にて表示されるステンレス鋼の補修溶接部の割れ発生表示例を示す断面図。
【図３】本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価方法の例を示すフロー図。
【図４】本発明に係る原子炉構造物の溶接部近傍の粒界割れを示すもので、（Ａ）は原子炉構造材の補修溶接部の縦断面図、（Ｂ）は図４（Ａ）のＡ部を拡大して示す縦断面図。
【図５】本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価方法に用いられる割れ指標と溶接部強度との関係を示すマスターカーブの一例を示すグラフ。
【図６】本発明に係る原子炉構造物の溶接部評価方法に用いられる割れ指標と溶接部強度との関係を示すマスターカーブの他の例を示すグラフ。
【符号の説明】
【００５９】
１０  原子炉構造物の溶接部評価システム
１１  コンピュータ
１２  粒界配置算出手段
１３  時刻歴算出手段
１４  Ｈｅバブル直径・密度算出手段
１５  割れ発生判定手段
１６  分布表示手段
１７  割れ指標算出手段
１８  強度予測手段
２０  ステンレス鋼（模擬原子炉構造物）
２１  補修溶接部
２２  （結晶）粒界
２３  溶接金属
２４  Ｈｅ割れが予想される結晶粒界
【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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