(57)【要約】【課題】  中性子照射された原子炉炉内構造物を溶接したときの溶接部の割れの有無又は溶接部強度の三次元分布を迅速に作成し容易に診断し評価する。【解決手段】  本発明に係る原子炉炉内構造物の診断システムは、原子力発電プラント種類記憶手段１と、原子炉炉内構造物種類記憶手段２と、原子力発電プラントの運転年数記憶手段３と、中性子照射フラックスの空間分布データベース６と、原子炉炉内構造物材料化学成分記憶手段４と、空間分布データベース６に基く原子炉炉内構造物のＨｅ量分布解析手段５と、原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶手段７と、溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データベース９と、ひずみの時刻歴データ９に基いて粒界におけるＨｅバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段８と、を有する。【選択図】  図1
2007010400.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界におけるＨｅバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項２】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接するときの温度、応力及びひずみの時刻歴に基いて解析した割れ発生限界Ｈｅ量データを備える割れ発生限界Ｈｅ量データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記割れ発生限界Ｈｅ量データベースに基づいて割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項３】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界における少なくとも１個以上のＨｅバブル直径及び密度を計算して個々の割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、
この割れ発生判定手段において算出されたＨｅバブル直径及び密度を入力して溶接近傍における割れ指標を算出する割れ指標算出手段と、
前記溶接近傍における割れ指標と溶接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データを備えたマスターカーブデータベースと、
前記割れ指標算出手段により算出された割れ指標を入力して前記マスターカーブデータに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項４】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接中の温度と応力とひずみの時刻歴に基いて予め解析した溶接部強度とＨｅ量の関係を示すデータを備える溶接部強度とＨｅ量との関係データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記溶接部強度とＨｅ量との関係データベースに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項５】
前記中性子照射フラックスの空間分布データは、予め中性子輸送計算により解析して求めることを、特徴とする請求項１乃至４のいずれか記載の原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項６】
前記時刻歴データベースは、予め熱弾塑性解析により求めること、を特徴とする特徴とする請求項１又は４記載の原子炉構造物の診断方法。
【請求項７】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析機能と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析機能及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界におけるＨｅバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定機能と、
を発揮させることを特徴とする原子炉炉内構造物の診断プログラム。
【請求項８】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類、運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析機能と、
原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接時の温度と応力とひずみの時刻歴に基づいて解析した割れ発生限界Ｈｅ量データを備える割れ発生限界Ｈｅ量データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析機能及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記割れ発生限界Ｈｅ量データベースに基づいて割れ発生の有無を判定する割れ発生判定機能と、
を発揮させることを特徴とする原子炉炉内構造物の診断プログラム。
【請求項９】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析機能と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界における少なくとも１個以上のＨｅバブル直径及び密度を計算して個々の割れ発生の有無を判定する割れ発生判定機能と、
この割れ発生判定機能において算出されたＨｅバブル直径及び密度を入力して溶接近傍における割れ指標を算出する割れ指標算出機能と、
前記溶接近傍における割れ指標と溶接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データを備えたマスターカーブデータベースと、
前記割れ指標算出機能により算出された割れ指標を入力して前記マスターカーブデータに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定機能と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項１０】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析機能と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接中の温度と応力とひずみの時刻歴に基いて予め解析した溶接部強度とＨｅ量の関係を示すデータを備える溶接部強度とＨｅ量との関係データベースと、
前記Ｈｅ量分布解析機能及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記溶接部強度とＨｅ量との関係データベースに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定機能と、
を発揮させることを特徴とする原子炉炉内構造物の診断プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉炉内構造物を診断する原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムに関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、原子炉炉内構造物において、中性子照射を受けたステンレス鋼は、鋼中の不純物として含有するＢ（ホウ素）及びＮｉが中性子との核反応によりＨｅを生成し、鋼中に蓄積する。
【０００３】
また、溶接時の入熱で鋼が高温に加熱されるとＨｅが粒界に集まりやすく、粒界上にバブルを形成して脆化させる結果、溶接時の冷却過程での引張応力／歪が負荷されたときに割れ（Ｈｅ割れ）が生じることがある。
【０００４】
このＨｅ割れ現象は、中性子照射を受けた原子炉構造物を補修、保全又は改良のため溶接を行う場合に問題となる。そこで、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技術が知られている（例えば、特許文献１参照）。
【０００５】
このＨｅ割れの予測方法は、被診断材料のＨｅ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、を有するものである。
【０００６】
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、バブルを有する粒界が延性破壊に至る限界歪と、溶接中に評価点に加わる歪とを比較し、後者の歪が前者のそれを上回ったときに「割れが発生する」と診断できることとされている。
【０００７】
さらに、Ｈｅ割れの大きさを予測する技術が知られている（例えば、特許文献２参照）。
【０００８】
すなわち、溶接部の任意の点における溶接中の温度、応力及び歪の時刻歴を計算し、金属中のＨｅ濃度と上記温度及び応力時刻歴から、結晶粒界上に生成するＨｅバブルの直径及び密度の計算を行って中性子照射材のＨｅバブル挙動を予測するものである。
【０００９】
このとき、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成分の時刻歴を、任意の点における溶接中の応力成分又は歪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に生成するＨｅバブルの直径及び密度の計算を行うことにより、中性子照射材のＨｅバブル挙動を予測するものである。
【００１０】
この予測方法によって、従来は、溶接部近傍の特定の点が「Ｈｅ割れが生じる」か否かの予測ができるのに対して、溶接部近傍における特定の長さ又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。
【００１１】
そして、この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、上記断面における割れの面積又は長さ比率を算出することによって、上記溶接部の強度を評価することができるようになった。
【００１２】
また、中性子照射された原子炉構造物を溶接した後の上記溶接部の強度を予測する技術が知られている。この技術は、原子炉構造物の形状と溶接条件から溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・ひずみの時刻歴を計算する工程と、解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ量から溶接金属近傍の複数の粒界におけるＨｅバブル直径と密度をそれぞれ計算する工程と、解析したＨｅバブル直径・密度とひず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工程と、判定した粒界割れ発生の有無から溶接金属近傍における割れ指標を算出する工程と、算出した割れ指標により溶接部の強度を予測する工程とを有するものである。
【００１３】
一方、原子炉炉内構造物の材料変化特性、具体的には溶接可否の判定結果の三次元分布を迅速にかつ短時間に作成し容易に診断し評価し得る原子炉炉内構造物の診断システムが知られている。
【００１４】
このシステムは、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、予め中性子輸送計算により解析した中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段、および材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、上記記空間分布データベースに基いて原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、上記Ｈｅ量分布解析手段からのＨｅ量分布データと前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、溶接時のＨｅバブル径及び数密度の時間変化の解析を行う溶接時のＨｅバブル径／数密度の時間変化解析手段と、解析された溶接時のＨｅバブル径および数密度の時間変化から溶接可否の判定を行う溶接可否解析手段とからなることを特徴とするものである。
【００１５】
この診断システムによって、従来は、原子炉炉内構造物の立体形状に対する材料変化特性の分布特性を求めるために評価対象部位毎に、それぞれの中性子フラックスを抽出する作業が必要で、診断及び評価に多大な時間を要し面倒であったのが、材料変化特性の三次元分布を迅速にかつ短時間に作成し容易に診断し評価することができるようになった。
【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】
【００１６】
上述した従来の原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムにおいては、中性子照射を受けた原子炉炉内構造物の立体形状に対する材料変化特性について、三次元分布を迅速に作成し容易に診断し評価することができるようになった。
【００１７】
しかしながら、原子炉炉内構造物の材料変化特性の一つで、中性子照射を受けた原子炉構造物を補修、保全又は改良のため溶接を行うときに最も肝要である溶接可否を三次元分布を迅速にかつ容易に作成し評価し診断する具体的方法については知られていない、という課題があった。
【００１８】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、中性子照射された原子炉炉内構造物を溶接したときの溶接部の割れの有無又は溶接部強度の三次元分布を迅速に作成し容易に診断し評価できる原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラム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】
【００１９】
上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界におけるＨｅバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【００２０】
また、上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接するときの温度、応力及びひずみの時刻歴に基いて解析した割れ発生限界Ｈｅ量データを備える割れ発生限界Ｈｅ量データベースと、前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記割れ発生限界Ｈｅ量データベースに基づいて割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【００２１】
また、上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界における少なくとも１個以上のＨｅバブル直径及び密度を計算して個々の割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、この割れ発生判定手段において算出されたＨｅバブル直径及び密度を入力して溶接近傍における割れ指標を算出する割れ指標算出手段と、前記溶接近傍における割れ指標と溶接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データを備えたマスターカーブデータベースと、前記割れ指標算出手段により算出された割れ指標を入力して前記マスターカーブデータに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【００２２】
また、上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行うＨｅ量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接中の温度と応力とひずみの時刻歴に基いて予め解析した溶接部強度とＨｅ量の関係を示すデータを備える溶接部強度とＨｅ量との関係データベースと、前記Ｈｅ量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記溶接部強度とＨｅ量との関係データベースに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００２３】
本発明の原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムによれば、中性子照射された原子炉炉内構造物を溶接したときの溶接部の割れの有無又は溶接部強度の三次元分布を迅速にかつ容易に診断し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】
【００２４】
以下、本発明に係る原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムの実施の形態について、図面を参照して説明する。ここで、同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【００２５】
図１は、本発明の第１の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。
【００２６】
図１において、１は沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉等の炉型や、プラント出力の種類を記憶しているプラント種類記憶ファイルである。２は炉心シュラウド、上部格子板、炉心支持板等の原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶ファイルである。３はプラントの運転年数を記憶している運転年数記憶ファイルである。４は原子炉炉内構造物を形成する材料の化学成分を記憶した材料化学成分記憶ファイルである。
【００２７】
なお、７は原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶ファイルである。８は原子炉炉内構造物の割れの発生を判定する割れ発生判定手段である。
【００２８】
このように構成された本実施の形態において、診断し評価するプラントの種類や原子炉炉内構造物の種類を選択するとともに、プラントの運転年数、材料化学成分をＨｅ量分布解析手段５に入力する。予め中性子輸送計算により解析しておいた中性子照射フラックスの空間分布データベース６に基づいて、原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行う。
【００２９】
次に、上記の割れ発生判定手段８において、補修溶接条件を選択するとともに、Ｈｅ量分布解析手段５で解析された原子炉炉内構造物のヘリウム生成量分布データが入力され、予め熱弾塑性解析により解析しておいた溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース９に基づいて、粒界におけるＨｅバブル直径と密度の計算が行われる。
【００３０】
本実施の形態によれば、上記の算出された粒界におけるＨｅバブル直径と密度から割れ発生判定手段８により割れ発生の有無の判定が行われる。この割れ発生の判定は、表示装置１０によって表示が行われる。
【００３１】
図２は、図１の原子炉炉内構造物の診断システムによる解析結果出力画面例を示す図である。
【００３２】
このシステムおいて、診断し評価するプラントの種類及び原子炉炉内構造物の種類を選択した後に、プラントの運転年数を画面上の指定欄１１に設定する。また、材料化学成分としてヘリウム生成量を支配するボロン（Ｂ）及びニッケル（Ｎｉ）を指定欄１２に設定する。さらに、溶接条件として溶接方法や入熱を指定欄１３でそれぞれ設定する。
【００３３】
上述のように原子炉炉内構造物の診断システムの条件設定の後に、コンピュータの画面上に溶接割れ発生有無の判定の三次元分布１４を表示することができる。本図の例は、炉心シュラウド内面の０〜９０°の範囲の溶接割れ発生有無をコンピュータ表示しており、溶接割れ発生有無の範囲が部位により分布を持つことが三次元的によく理解することができる。さらに画面を拡大、縮小、回転する機能や、シュラウド外面を表示する機能も有している。
【００３４】
ここで、割れの発生有無を解析する方法の一例を説明する。核変換Ｈｅは、熱中性子と１０−Ｂ（ボロン１０）の（ｎ，α）反応及び５８−Ｎｉ（ニッケル５８）の２段反応により主に生成される。材料中のＢ及びＮｉ量を入力データとして、部位毎の熱中性子照射量φｎ・ｔ（ｘ，ｙ，ｚ）から、Ｈｅ量分布ＮＨｅ（ｘ，ｙ，ｚ）を核変換反応解析より求める。次に、各座標点毎に、Ｈｅ量と溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データを入力データとして、構造物中の粒界におけるＨｅバブル直径と密度を計算することができる。このＨｅバブル直径及び密度から溶接割れ発生有無を判定し、各座標点の判定結果を画面上に三次元表示することができる。
【００３５】
本実施の形態によれば、Ｈｅバブル直径及び密度から溶接割れ発生有無を判定し、各座標点の判定結果を三次元表示された画面を観察することにより、一般技術者が核変換ヘリウムに起因する溶接性の変化を迅速かつ容易に解析することが可能となり、溶接割れ発生有無を判断でき、原子炉炉内構造物の補修に係りプラントの信頼性評価を高めることができる。
【００３６】
図３は、本発明の第２の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。この実施の形態は、第１の実施の形態の溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース９の代わりに割れ発生限界Ｈｅ量データベース１５を備えるものであり、第１の実施の形態と同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【００３７】
本図に示すように、診断し評価するプラントの種類１及び原子炉炉内構造物の種類２を選択すると共に、診断し評価するプラントの運転年数３及び材料化学成分ファイル４より原子炉炉内構造物を形成する材料化学成分４をＨｅ量分布解析手段５に入力する。このＨｅ量分布解析手段５において、予め中性子輸送計算により解析しておいた中性子照射フラックスの空間分布データベース６に基づいて、原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析を行う。
【００３８】
１５は、補修溶接条件毎に割れが発生する限界Ｈｅ量データを予め解析しておいた割れ発生限界Ｈｅ量データベースである。１６は、Ｈｅ量分布解析手段５から出力される原子炉炉内構造物のＨｅ量分布データと割れ発生限界Ｈｅ量データベース１５から出力される割れ発生限界Ｈｅ量データに基づいて割れ発生有無を判定する割れ発生判定手段である。
【００３９】
上記Ｈｅ量分布解析手段５で解析された原子炉炉内構造物のＨｅ量分布データ及び原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶ファイル７から選択した補修溶接条件データを入力情報として、割れ発生限界Ｈｅ量データベース１５に基づいて、割れ発生判定手段１６において割れ発生有無の判定を行う。この割れ発生の判定は、表示装置１０によって表示が行われる。
【００４０】
ここで、割れの発生有無を解析する方法の一例を説明する。部位毎の熱中性子照射量φｎ・ｔ（ｘ，ｙ，ｚ）からＨｅ量分布ＮＨｅ（ｘ，ｙ，ｚ）が求められる。割れ発生限界Ｈｅ量データがＮＨｅ＝ａであるならば、ＮＨｅ（ｘ，ｙ，ｚ）≧ａのときに割れ発生し、ＮＨｅ（ｘ，ｙ，ｚ）＜ａのときには割れ発生なしと判定される。
【００４１】
本実施の形態によれば、原子炉炉内構造物の各座標毎に粒界におけるＨｅバブル直径と密度を計算して溶接割れ発生有無を判定する必要がないため、Ｈｅ量分布ＮＨｅ（ｘ，ｙ，ｚ）の座標点数が多いときは、第１の実施の形態と比較して演算処理速度が早いという特徴がある。
【００４２】
図４は、本発明の第３の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。この実施の形態は、第１の実施の形態に溶接部強度を判定する手段２０を追加して備えたものであり、第１の実施の形態と同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【００４３】
本図に示すように、Ｈｅ量分布解析手段５に、診断し評価するプラントの運転年数３、原子炉炉内構造物を形成する材料科学成分４等を入力し、また中性子輸送計算により解析しておいた中性子照射フラックスの空間分布データベース６を入力して、原子炉炉内構造物のＨｅ量分布の解析が行われる。
【００４４】
また、１７は、溶接金属近傍の複数の粒界における少なくとも１個以上のＨｅバブル直径と密度を個々に計算し、割れ発生有無を判定する割れ発生判定手段である。１８は、上記の記判定手段１７によって判定された粒界割れ発生の有無に基づいて溶接近傍における割れ指標を算出する指標算出手段である。
【００４５】
本実施の形態において、Ｈｅ量分布解析手段５で解析された原子炉炉内構造物のＨｅ量分布データ及び原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶ファイル７から選択したデータが割れ発生判定手段１７に入力される。予め熱弾塑性解析により解析しておいた溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース９に基づいて、溶接金属近傍の複数の粒界におけるＨｅバブル直径及び密度が個々に計算され、割れ発生の有無を判定することができる。
【００４６】
なお、上記判定手段１７によって判定された粒界割れ発生の有無を入力情報として、割れ指標算出手段１８により溶接近傍における割れ指標を算出することができる。また、１９は、溶接近傍における割れ指標と溶接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データベースである。
【００４７】
そして、溶接部強度判定手段２０において、割れ指標算出手段１８から溶接近傍における割れ指標が入力され、上記の溶接部強度を定式化したマスターカーブ１９に基づいて、溶接部強度が判定される。この溶接部強度の判定結果は表示装置２１によって表示が行われる。
【００４８】
本実施の形態により、Ｈｅバブル直径及び密度から溶接強度が判定され、各座標点の判定結果を三次元表示された画面で見ることにより、一般技術者が核変換ヘリウムに起因する溶接性の変化、具体的には中性子照射を受けた原子炉炉内構造物を補修溶接したときの溶接部の強度を迅速かつ容易に解析することが可能となり、プラントの信頼性評価を高めることができる。
【００４９】
図５は、本発明の第４の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。
【００５０】
この実施の形態は、第１の実施の形態の溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース９の代わりに溶接部強度とＨｅ量との関係データベース２２を備えたものであり、第１の実施の形態と同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【００５１】
本図に示すように、２２は、補修溶接条件毎に溶接部強度とＨｅ量の関係を解析して示すデータベースである。２３は、原子炉炉内構造物のＨｅ量分布データと溶接部強度との関係データに基づいて溶接部強度を判定する割れ発生判定手段である。
【００５２】
溶接部強度判定手段２３において、Ｈｅ量分布解析手段５で解析された原子炉炉内構造物のＨｅ量分布データと原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶ファイル７から選択したデータとを入力情報として、溶接部強度とＨｅ量との関係データベース２２に基づいて溶接部強度の判定を行うことができる。この溶接部強度の判定結果は、表示装置２１によって表示が行われる。
【００５３】
本実施の形態によって、原子炉炉内構造物の各座標毎に粒界におけるＨｅバブル直径と密度の計算を行い溶接部強度の判定を行う必要がなくなるために、特にＨｅ量分布ＮＨｅ（ｘ，ｙ，ｚ）の座標点数が多いときは、第３の実施の形態に比較して演算処理速度が早いという特徴がある。
【００５４】
以上、本発明にかかる原子炉炉内構造物の診断システムの実施形態を説明した。このシステムは、コンピュータにより実行させることによって実現させることが望ましい。
【００５５】
さらに、本発明は、上述したような各実施の形態に何ら限定されるものではなく、中性子照射を受ける原子炉構造物だけでなく原子炉圧力容器に変更してもよく、本発明の主旨を逸脱しない範囲で種々変形して実施することができる。
【図面の簡単な説明】
【００５６】
【図１】本発明の第１の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【図２】図１の原子炉炉内構造物の診断システムによる解析結果出力画面例を示す図。
【図３】本発明の第２の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【図４】本発明の第３の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【図５】本発明の第４の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【符号の説明】
【００５７】
１…プラント種類記憶ファイル、２…原子炉構造物種類記憶ファイル、３…運転年数記憶ファイル、４…材料化学成分記憶ファイル、５…原子炉構造物のＨｅ量分布解析手段、６…中性子照射フラックスの空間分布データベース、７…原子炉構造物の補修溶接条件ファイル、８…割れ発生判定手段、９…溶接中の温度・応力・ひずみ時刻歴データベース、１０…表示装置、１１…運転年数の指定欄、１２…化学成分の指定欄、１３…溶接条件の指定欄、１４…溶接割れ発生判定の三次元表示、１５…割れ発生限界Ｈｅ量データベース、１６…割れ発生判定手段、１７…割れ発生判定手段、１８…割れ指標算出手段、１９…マスターカーブ、２０…溶接部強度判定手段、２１…表示装置、２２…溶接部強度とＨｅ量の関係を示すデータベース、２３…溶接部強度判定手段。
【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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