(57)【要約】【課題】原子炉一次系配管などの配管についてプラント運転期間中に、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制できること。【解決手段】原子力発電プラント１０の原子炉一次系配管２７、２９、３１、３３、３４等に生じた、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制する配管のき裂進展抑制方法であって、原子力発電プラント１０の運転停止時に、き裂が生じた前記配管に加圧機構４１から圧力を付与し、この状態で前記配管におけるき裂が存在する局部領域を局部加熱源４２が加熱するものである。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
プラントの配管に生じた、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制する配管のき裂進展抑制方法であって、
プラントの運転停止時に、き裂が生じた前記配管内に圧力を付与し、この状態で前記配管におけるき裂が存在する局部領域を加熱することを特徴とする配管のき裂進展抑制方法。
【請求項２】
前記配管内に付与する圧力は、プラント運転時の前記配管内の圧力に相当する圧力であることを特徴とする請求項１に記載の配管のき裂進展抑制方法。
【請求項３】
前記配管におけるき裂が存在する局部領域を加熱する加熱温度は、プラント運転時の前記配管の運転温度を超える温度であることを特徴とする請求項１に記載の配管のき裂進展抑制方法。
【請求項４】
前記配管を加熱する際に、その配管の加熱部位の温度昇降波形が台形波であることを特徴とする請求項１に記載の配管のき裂進展抑制方法。
【請求項５】
前記配管は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する原子炉一次系配管であることを特徴とする請求項１に記載の配管のき裂進展抑制方法。
【請求項６】
プラントの配管に生じた、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制する配管のき裂進展抑制装置であって、
プラントの運転停止時に、き裂が生じた前記配管内に圧力を付与する圧力付与手段と、
この圧力付与手段により前記配管内に圧力が付与された状態で、前記配管におけるき裂が存在する局部領域を加熱する局部加熱手段と、を有することを特徴とする配管のき裂進展抑制装置。
【請求項７】
前記圧力付与手段は、プラント運転時における配管内の圧力に相当する圧力を前記配管に付与するよう構成されたことを特徴とする請求項６に記載の配管のき裂進展抑制装置。
【請求項８】
前記局部加熱手段は、配管におけるき裂が存在する局部領域を、プラント運転時における前記配管の運転温度を超える温度まで加熱するよう構成されたことを特徴とする請求項６に記載の配管のき裂進展抑制装置。
【請求項９】
前記配管は、原子力プラントの原子炉一次系水に接触する原子炉一次系配管であることを特徴とする請求項６に記載の配管のき裂進展抑制装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、プラントの配管に生じた、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制する配管のき裂進展抑制方法及び装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントの構成について沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例に説明する。沸騰水型原子炉の原子炉一次系水が循環する原子炉一次系は、一般に以下のような構成となっている。
【０００３】
すなわち、原子炉建屋内に原子炉格納容器が設置され、この原子炉格納容器内に原子炉圧力容器がペデスタル上に設置されている。原子炉圧力容器内には炉心および冷却材（冷却水）が収容されており、この冷却材は炉心の下方から上方へ流動する間に、炉心の核反応熱を奪って加熱される。加熱された冷却材は蒸気と水との気液混合流となり、炉心の上方に設けられた気水分離器で水と蒸気に分離される。分離された蒸気は、気水分離器の上方に設けられた蒸気乾燥器で乾燥されて乾燥蒸気となり、原子炉圧力容器に接続された主蒸気系配管を経てタービン系へ供給され、タービン系で仕事に供される。一方、気水分離器で分離された水は、原子炉圧力容器内で炉心の下方に流下し、再度炉心の上方に向かって流動して加熱される。以下同様のサイクルを繰り返す。
【０００４】
このような原子力発電プラントにあって、原子炉一次系を循環する高温水中に接触する原子炉一次系構造物には、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れにより、き裂の発生及び進展が生じる場合がある。プラントの健全性をより強固なものとし、またプラントの長寿命化を図る観点から、このような事象を抑制するための技術開発が必要となる。
【０００５】
このような事象は、応力腐食割れに対して感受性のある構成材料において、応力条件と環境条件が組み合わさって発生する事象である。このため、応力腐食割れに対して感受性の低い改良材料や、高周波誘導加熱による応力改善法(IHSI：Induction Heating Stress Improvement)を用いる応力改善技術や、沸騰水型原子炉を備えた原子力発電プラントにおける水素注入などの水質改善技術などが開発されている。
【０００６】
また、近年、上述の原子炉一次系水に接触する原子炉一次系構造物において応力腐食割れなどによる損傷事例が発生した場合でも、構造健全性評価を行って支障ないことが確認されれば、構造物表面にき裂を有する状態でプラントが運転される運用が提案されている。このような場合にき裂の進展を抑制することは、その後のプラントの健全性の維持、長寿命化を図る上で重要である。
【０００７】
特許文献１には、配管のき裂存在箇所に引張荷重を負荷した後に除荷することによって、き裂先端部に圧縮側の残留応力を発生させ、き裂の進展を抑制（抑止）する配管のき裂進展抑止方法が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開平７−１５１２９５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
ところが、特許文献１に記載の配管のき裂進展抑止方法では、配管への引張荷重の負荷が機械的手段（固着部材及びテーパ部材など）によってなされるため、配管の寸法によって異なるサイズの機械的手段が必要になる。更に、機械的手段の装着や取扱が煩雑になってしまう。
【００１０】
本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、煩雑な機械的手段を用いることなく、原子炉一次系配管などの配管についてプラント運転期間中に、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制できる配管のき裂進展抑制方法及び装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
本発明に係る配管のき裂進展抑制方法は、プラントの配管に生じた、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制する配管のき裂進展抑制方法であって、プラントの運転停止時に、き裂が生じた前記配管内に圧力を付与し、この状態で前記配管におけるき裂が存在する局部領域を加熱することを特徴とするものである。
【００１２】
また、本発明に係る配管のき裂進展抑制装置は、プラントの配管に生じた、応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂の進展を抑制する配管のき裂進展抑制装置であって、プラントの運転停止時に、き裂が生じた前記配管内に圧力を付与する圧力付与手段と、この圧力付与手段により前記配管内に圧力が付与された状態で、前記配管におけるき裂が存在する局部領域を加熱する局部加熱手段と、を有することを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１３】
本発明に係る配管のき裂進展抑制方法及び装置によれば、プラントの配管に応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂が存在している場合に、この配管内に圧力を付与し、この状態で前記配管におけるき裂が存在する局部領域を加熱すると、プラントの定格運転時に形成される塑性域よりも大きな塑性域がき裂先端部に形成される。従って、プラントの定格運転時には、き裂先端部に上述の加圧及び加熱処理で形成された塑性域よりも小さな塑性域が形成されるので、き裂先端部が一種の圧縮応力場に置かれることになる。この結果、配管に引張荷重を与える煩雑な機械的手段を用いることなく、プラント運転期間中に、配管に存在する上述のき裂の進展を抑制できる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】本発明に係る配管のき裂進展抑制装置における一実施の形態が適用された原子力発電プラントの一部を示す系統図。
【図２】図１の配管のき裂進展抑制装置を示す構成図。
【図３】（Ａ）は図２の局部加熱源を配管と共に示す断面図、（Ｂ）は図３（Ａ）のＩＩＩ矢視図。
【図４】図２の局部加熱源により加熱される配管加熱部位の温度昇降波形を示すグラフ。
【図５】図２の配管き裂進展抑制装置によりき裂の進展が抑制される状況を示すグラフ。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明を実施するための形態を図面に基づき説明する。但し、本発明は、この実施の形態に限定されるものではない。
【００１６】
図１は、本発明に係る配管のき裂進展抑制装置における一実施の形態が適用された原子力発電プラントの一部を示す系統図である。この図１に示す原子力発電プラント１０の沸騰水型原子炉１１は、原子炉圧力容器１２内に炉心１３を収容する。この炉心１３を構成する多数の燃料集合体（不図示）は、炉心シュラウド１４に囲まれると共に、炉心支持板１５及び上部格子板１６により支持される。炉心シュラウド１４の上部開口はシュラウドヘッド１７により閉塞され、このシュラウドヘッド１７の上方に気水分離器１８、蒸気乾燥器１９が順次配置されている。
【００１７】
原子炉圧力容器１２は、容器本体２０と、この容器本体２０の上部開口を閉塞するように設けられた蓋体２１とを有して構成される。容器本体２０は、円筒形状の胴体２２と、この胴体２２の下端に接続されて炉心下部プレナム２４を形成する下鏡２３を備えて構成される。下鏡２３には、制御棒駆動機構２５や炉内計装管を挿通させる貫通孔（共に不図示）が設けられている。
【００１８】
この原子炉圧力容器１２の内部に、前述の炉心シュラウド１４、炉心支持板１５、上部格子板１６、シュラウドヘッド１７、気水分離器１８及び蒸気乾燥器１９、並びに後述のジェットポンプ３６、図示しないシュラウドサポート及び炉心スプレー系配管などの原子炉内構造物が収納されている。
【００１９】
更に、原子炉圧力容器１２に、冷却材を給水として取水し、蒸気を放出等する原子炉一次系配管が接続される。この原子炉一次系配管は、主蒸気系２６の主蒸気系配管２７、給水系２８の給水系配管２９、原子炉再循環系３０の再循環系配管３１、原子炉冷却材浄化系３２の冷却材浄化系配管３３、及びボトムドレン配管３４等である。冷却材浄化系配管３３は、ボトムドレン配管３４及び再循環系配管３１に接続されている。
【００２０】
沸騰水型原子炉１１の炉心１３で発生した蒸気は、気水分離器１８にて水分が分離され、蒸気乾燥器１９にて乾燥されて、主蒸気系配管２７を通りタービン系（不図示）へ供給される。タービン系で仕事をした蒸気は凝縮されて復水となり、給水系２８を通る間に加熱されて給水となり、給水系配管２９から原子炉圧力容器１２内へ冷却材として供給される。
【００２１】
この冷却材は、原子炉再循環系３０の再循環ポンプ３５により昇圧され、原子炉圧力容器１２の容器本体２０と炉心シュラウド１４との間のダウンカマ部に複数本設置されたジェットポンプ３６によって、気水分離器１８にて分離された水と共に、炉心１３下方の炉心下部プレナム２４内へ導かれる。冷却材は、この炉心下部プレナム２４から上方へ流動し、炉心１３の核反応熱により加熱されて蒸気と水の気液混合流になり、気水分離器１８へ至る。上述のサイクルが繰り返される。
【００２２】
前述の原子炉圧力容器１２、原子炉内構造物（炉心シュラウド１４、炉心支持板１５、上部格子板１６、気水分離器１８、蒸気乾燥器１９、ジェットポンプ３６、シュラウドサポート及び炉心スプレー系配管など）、原子炉一次系配管（主蒸気系配管２７、給水系配管２９、再循環系配管３１、冷却材浄化系配管３３、ボトムドレン配管３４など）、及び制御棒駆動機構２５等が、原子炉一次系水である前述の冷却材、蒸気及び給水などに接触する、原子炉一次系を構成する原子炉一次系構造物である。
【００２３】
この原子炉一次系構造物には、原子力発電プラント１０の運転中に応力腐食割れや腐食疲労などによる環境助長割れを原因としてき裂が生ずることがある。配管のき裂進展抑制装置４０は、原子力発電プラント１０の運転中に、特に原子炉一次系配管に生じた上記き裂の進展を抑制するものである。この配管のき裂進展抑制装置４０は、図２にも示すように、圧力付与手段としての加圧機構４１と、局部加熱手段としての局部加熱源４２と、これらの加圧機構４１及び局部加熱源４２を制御する制御装置４３とを有し、更に圧力計４４及び仕切り弁４５を有して構成される。
【００２４】
図１及び図２は、配管のき裂進展抑制装置４０が原子炉一次系配管のボトムドレン配管３４に生じたき裂の進展を抑制すべく、このボトムドレン配管３４に設置された一例を示すが、原子炉一次系配管の他の配管に接続されてもよい。また、ボトムドレン配管３４の上記き裂は、図３（Ａ）に示すボトムドレン配管３４の溶接部４６の内表面に生じたものを一例とする。原子力発電プラント１０の定期検査などの運転停止時に、被破壊検査などによってボトムドレン配管３４に上記き裂が検出されたとき、このき裂が検出された領域に配管のき裂進展抑制装置４０が設置される。
【００２５】
加圧機構４１は、原子力発電プラント１０の運転停止時に、原子炉一次系配管である例えばボトムドレン配管３４の、き裂が存在する領域を含む対象範囲に圧力を付与するものであり、例えば高圧ガスボンベや加圧機械（加圧ポンプなど）が用いられる。この加圧機構４１は、接続配管４７を介して、圧力を付与すべき原子炉一次系配管、例えばボトムドレン配管３４に接続される。この接続配管４７は、既存のベントラインやドレンラインを利用してもよく、または新たに設置されてもよい。また、加圧機構４１が圧力を付与する際には、圧力を付与すべき、き裂が存在する領域を含む対象範囲を隔離するために前記仕切り弁４５が用いられる。この仕切り弁４５は、既設の弁であっても、新たに設置される弁であってもよい。
【００２６】
加圧機構４１が付与する圧力は、原子力発電プラント１０の運転時に圧力付与の対象となる原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）に作用している圧力に相当する圧力（所定圧力）である。前記圧力計４４は、例えば接続配管４７に設置されて、加圧機構４１が付与した圧力が上記所定圧力に到達しているか否かを監視する。
【００２７】
局部加熱源４２は、原子力発電プラント１０の運転停止時に、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂が存在する領域を含む対象範囲に加圧機構４１により所定圧力が付与された状態で、この原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）におけるき裂が存在する局部領域（き裂が存在する一部領域）を加熱する。この局部加熱源４２は、例えば誘導加熱装置などが用いられ、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）におけるき裂が存在する局部領域の外周に配置される。この局部加熱源４２は、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）におけるき裂が存在する局部領域を、原子力発電プラント１０の運転時に上記配管（例えばボトムドレン配管３４）が昇温される運転温度を超える温度まで加熱する。
【００２８】
ここで、配管に生じたき裂先端部の塑性域の大きさは、同一の応力条件下では、配管構成材料の耐力の二乗に反比例する。また、配管の主たる構成材料であるＳＵＳ３１６Ｌなどの耐力は、温度の上昇に従って低下する傾向にある。これらのことから、加圧機構４１による圧力付与の状態下で、局部加熱源４２により、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）におけるき裂が存在する局部領域を加熱することで、その配管の加熱部位の耐力が低下し、この耐力低下により上記配管の加熱部位におけるき裂先端部の塑性域を増大させることが可能になる。
【００２９】
例えば、沸騰水型原子炉１１では、ボトムドレン配管３４を含む原子炉一次系配管は、原子力発電プラント１０の定格運転時に２８２〜２８６℃程度の温度（運転温度）に維持される。そこで、局部加熱源４２は、この運転温度を超える温度、例えば設計温度に相当する３０２℃まで、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂が存在する領域を加熱する。これにより、この原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂存在領域が局部加熱源４２によって上記運転温度よりも１６〜２０℃程度高い温度まで加熱されることになる。この結果、加圧機構４１及び局部加熱源４２を用いた加圧及び加熱処理によって、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂先端部に、原子力発電プラント１０の定格運転時に想定される塑性域の大きさよりも大きな塑性域が形成されることになる。
【００３０】
制御装置４３は、圧力計４４からの検出信号に基づいて加圧機構４１を制御し、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）の、き裂が存在する領域を含む対象範囲に所定圧力を付与する。更に、制御装置４３は局部加熱源４２を制御して、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂が存在する局部領域を、プラント運転時の前記配管の運転温度を超える温度まで加熱する。この局部加熱源４２の制御に際し、制御装置４３は、対象となる原子炉一次系配管に設置された図示しない温度計の検出値に基づいて局部加熱源４２を制御してもよい。
【００３１】
更に制御装置４３は、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）の局部領域を局部加熱源４２を用いて加熱する際に、その原子炉一次系配管の加熱部位（き裂が存在する領域）の温度昇降波形が、図４に示す台形波になるように制御する。このとき、制御装置４３は、原子炉一次系配管の加熱部位の全体が均一な温度に到達するように、昇温時間Ｍ１及び保持時間Ｍ２を設定する。尚、図４には、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のプラント定格運転時の温度をＴ１で示し、局部加熱源４２により加熱されたときの原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）の加熱部位の温度をＴ２で示している。
【００３２】
次に、配管のき裂進展抑制装置４０における作用を説明する。
まず、原子力発電プラント１０の運転停止時に、き裂が生じた原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）について、そのき裂が存在する領域を含む対象範囲を仕切り弁４５を用いて隔離する。そして、この原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂が存在する局部領域の外周に局部加熱源４２を設置する。
【００３３】
次に、制御装置４３が、圧力計４４からの検出信号に基づいて加圧機構４１を制御し、上記原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）の上記対象範囲を、所定圧力（プラント運転時における上記原子炉一次系配管内の圧力に相当する圧力）まで加圧する。
【００３４】
この状態で、制御装置４３が局部加熱源４２を制御し、上記原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂が存在する局部領域を、プラント運転時における上記原子炉一次系配管の運転温度（例えば２８２〜２８６℃程度）を超える温度、例えば３０２℃まで加熱する。
【００３５】
この局部加熱源４２による加熱処理の終了後に、制御装置４３は、加圧機構４１による加圧処理を終了させる。そして、仕切り弁４５による隔離を解除し、局部加熱源４２を取り除いて、配管のき裂進展抑制装置４０による加圧及び加熱処理の対象となった原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）を復旧する。
【００３６】
その後、原子力発電プラント１０が起動して定格運転に至ると、ボトムドレン配管３４を含む原子炉一次系配管は、例えば２８２〜２８６℃程度の運転温度になる。すると、配管のき裂進展抑制装置４０にて処理された原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）のき裂先端部には、配管のき裂進展抑制装置４０により形成された塑性域よりも小さな塑性域が形成されるので、このき裂先端部が一種の圧縮応力場に置かれることになる。このため、この原子力発電プラント１０の運転中に上記き裂の進展が抑制される。
【００３７】
つまり、図５に示すように、時間Ｓにおいて、加圧機構４１による所定圧力の作用下で、局部加熱源４２による局部加熱処理がなされることで、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）に生じたき裂の先端部は、原子力発電プラント１０の運転時に一種の圧縮応力場に置かれることになって、曲線Ａに示すように、プラント運転中のき裂の進展が抑制される。尚、図５中の曲線Ｂは、時間Ｓにおいて所定圧力下での局部加熱処理がなされなかったときのき裂の進展状況を示す。
【００３８】
以上のように構成されたことから、本実施の形態によれば、次の効果を奏する。
原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）に応力腐食割れや腐食疲労などの環境助長割れによるき裂が存在している場合に、この配管のき裂が存在する局部領域を含む対象範囲に加圧機構４１により所定圧力を付与し、この状態でこの原子炉一次系配管におけるき裂が存在する局部領域を局部加熱源４２により加熱する。すると、この原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）では、原子力発電プラント１０の定格運転時に形成される塑性域よりも大きな塑性域がき裂先端部に形成されることになる。従って、原子力発電プラント１０の定格運転時には、き裂先端部に上述の加圧及び加熱処理で形成された塑性域よりも小さな塑性域が形成されるので、き裂先端部が一種の圧縮応力場に置かれることになる。この結果、配管に引張荷重を与える煩雑な機械的手段を用いることなく、原子力発電プラント１０の運転期間中に、原子炉一次系配管（例えばボトムドレン配管３４）に存在する上述の環境助長割れによるき裂の進展を抑制でき、原子炉一次系、ひいては原子力発電プラント１０の信頼性及び安全性を向上させることができる。
【００３９】
以上、本発明を上記実施の形態に基づいて説明したが、本発明はこれに限定されるものではなく、実施段階ではその要旨を逸脱しない範囲で構成要素を変形してもよい。また、上述の実施形態に開示されている複数の構成要素を適宜組み合わせてもよく、またはこれらの全構成要素から幾つかの構成要素を削除してもよい。
【００４０】
例えば、原子炉一次系配管におけるき裂が存在する局部領域を含む対象範囲に加圧機構４１により圧力を付与した状態で、上記配管におけるき裂が存在する局部領域を局部加熱源４２により加熱する加圧及び加熱処理は、原子力発電プラント１０のサイクル運転停止時毎に実施されて、原子力発電プラント１０の長期間に亘るき裂進展抑制効果を実現するものでもよい。
【００４１】
また、上記実施の形態では、原子力発電プラント１０の原子炉一次系配管に生じたき裂の進展を抑制する場合を述べたが、化学プラントの配管に生じたき裂の進展を抑制することも可能である。
【符号の説明】
【００４２】
１０  原子力発電プラント
２７  主蒸気系配管（原子炉一次系構造物）
２９  給水系配管（原子炉一次系構造物）
３１  再循環系配管（原子炉一次系構造物）
３３  冷却材浄化系配管（原子炉一次系構造物）
３４  ボトムドレン配管（原子炉一次系構造物）
４０  配管のき裂進展抑制装置
４１  加圧機構（圧力付与手段）
４２  局部加熱源（局部加熱手段）
【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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