(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
圧力容器から炉内構造物を取り出したときに、圧力容器胴部の欠損率を容器内方からの超音波探傷により実測し、実測した欠損率、及び予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき耐圧試験温度を求め、再循環ポンプと圧力容器の間で冷却材を流通させて、再循環ポンプから冷却材へ伝達される熱により圧力容器を昇温したうえ、圧力容器を昇圧することを特徴とする原子炉圧力容器の耐圧試験方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉圧力容器の耐圧試験方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
図４は沸騰水型原子炉の一例を示すものであり、当該原子炉は、上端に蓋体１が締結される圧力容器本体２と、該圧力容器本体２内の下端寄り部分に位置する燃料集合体３と、該燃料集合体３を周方向に取り囲む円筒状のシュラウド４と、該シュラウド４を圧力容器本体２に支持するシュラウドサポート５と、圧力容器本体２内に配置され且つ燃料集合体３上方に位置する気水分離器６と、圧力容器本体２内に配置され且つ気水分離器６上方に位置する蒸気乾燥器７と、圧力容器本体２内側面とシュラウド４外周面の間に配置した冷却材強制循環用のジェットポンプ８と、圧力容器本体２の外部に設置した再循環ポンプ９とを備えている。
【０００３】
シュラウドサポート５は、シュラウド４下端部に同軸に固着したリング部１０と、該リング部１０下面から圧力容器本体２内底面側へ向かって同軸に突出するシリンダ部１１と、該シリンダ部１１に外嵌し且つ圧力容器本体２内側面に内接する環状のサポートプレート１２とで構成されており、前記のジェットポンプ８は、サポートプレート１２を貫通している。
【０００４】
再循環ポンプ９の吸引口には、圧力容器本体２内の下部に連通する管路１３が接続され、また、再循環ポンプ９の吐出口には、ジェットポンプ８上端の冷却材流入口に連通する管路１４が接続されている。
【０００５】
再循環ポンプ９の駆動用モータ１５を作動させると、圧力容器本体２内の下部の冷却材が、管路１３を介して再循環ポンプ９に吸引され、更に、再循環ポンプ９が吐出する冷却材が、ジェットポンプ８の冷却材流入口へ送給される。
【０００６】
これにより、気水分離器６の近傍の冷却材が、再循環ポンプ９からの冷却材に随伴されてジェットポンプ８の冷却材流入口へ流れ込み、当該ジェットポンプ８下端の冷却材吐出口から燃料集合体３の下方へ送出され、更に、燃料集合体３の間を上昇して気水分離器６の近傍へ到達する経路を循環する。
【０００７】
圧力容器本体２の炉心近傍部分（燃料集合体３とシュラウド４を周方向に取り囲む部分）の内方には、圧力容器本体２と同材質の監視用試験片が、不活性ガス雰囲気のカプセル内に封入した状態で装荷されており、監視用試験片に対しても、圧力容器本体２の炉心近傍部分と同様に燃料集合体３から放出される中性子線が照射されるようになっている。
【０００８】
沸騰水型原子炉では、蒸気乾燥器７、気水分離器６、及び燃料集合体３を圧力容器本体２から取り出す定期検査時に、当該圧力容器本体２の内圧を運転圧力の１．１倍に昇圧する耐圧試験を、図５に示すような圧力容器本体２の材料特性に基づき予め定められている破壊靭性参照曲線に応じた温度で実施して、圧力容器本体２の健全性を確認している。
【０００９】
破壊靭性参照曲線は、耐圧試験温度及び材料破壊靭性温度と応力拡大係数との関係を表わすものであり、耐圧試験温度を求めるのにあたっては、圧力容器本体２から先に述べた監視用試験片を取り出し、当該監視用試験片を供試体とする衝撃試験を行なったうえ、材料破壊靭性温度を算出し、圧力容器本体２に生じている可能性がある局所的な欠損を、部材厚さの２５％減少と想定して、亀裂の先端の応力を表わすパラメータである応力拡大係数を算出している。
【００１０】
また、圧力容器本体２を昇温する際には、再循環ポンプ９の駆動用モータ１５を作動させることによって、再循環ポンプ９と圧力容器本体２内との間で冷却材を流通させ、再循環ポンプ９から冷却材へ伝達される熱で圧力容器本体２を加熱する。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】
一般に、沸騰水型原子炉は、加圧水型原子炉に比べて中性子線照射量が小さく、中性子線照射による圧力容器本体２の脆化の影響は少ないとされているが、初期の沸騰水型原子炉では、圧力容器本体２の材料に中性子線照射脆化を促進させるＣｕ（銅）やＰ（リン）などが比較的多く含まれており、圧力容器本体２の炉心近傍部分に予想以上の脆化が生じていることも考えられる。
【００１２】
圧力容器本体２の炉心近傍部分に脆化が生じると、図６に示すような衝撃試験遷移曲線が、原子炉供用前における監視用試験片の衝撃試験で得た実線で表わす位置から、定期検査時に取り出した監視用試験片の衝撃試験で得た破線で表わす位置へ偏倚し、材料破壊靭性温度が高くなる。
【００１３】
従って、図５に示す破壊靭性参照曲線の条件を満たすためには、耐圧試験温度をより高くする必要がある。
【００１４】
更に、図３に示すような中性子線照射脆化が生じた圧力容器本体２の欠損率−耐圧試験温度曲線に注目すると、欠損率（圧力容器本体２の部材厚さが減少している割合）を２５％と想定した場合、耐圧試験温度が約１００℃に達することが想定され、再循環ポンプ９により圧力容器本体２を耐圧試験温度に加熱することが困難になる。
【００１５】
本発明は上述した実情に鑑みてなしたもので、原子炉圧力容器の耐圧試験温度の低下を図ることを目的としている。
【００１６】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法では、圧力容器から炉内構造物を取り出したときに、圧力容器胴部の欠損率を容器内方からの超音波探傷により実測し、実測した欠損率、及び予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき耐圧試験温度を求め、再循環ポンプと圧力容器の間で冷却材を流通させて、再循環ポンプから冷却材へ伝達される熱により圧力容器を昇温したうえ、圧力容器を昇圧する。
【００１７】
本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法においては、圧力容器胴部の欠損率を超音波探傷により実測して、適正な応力拡大係数を算出し、当該応力拡大係数と予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器胴部の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求める。
【００１８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態を、図示例とともに説明する。
【００１９】
図１及び図２は本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法の実施の形態の一例の手順を示すものであり、図中、図４と同一の符号を付した部分は同一物を表わしている。
【００２０】
この原子炉圧力容器の耐圧試験方法では、蒸気乾燥器７、気水分離器６、及び燃料集合体３が圧力容器本体２から取り出される機会である定期検査時に併せて、既設のシュラウドサポート５の取替工事を施工する際に、圧力容器本体２から既設のシュラウド４、シュラウドサポート５、及びジェットポンプ８を撤去した後、遠隔操作可能な超音波探傷装置１６によって、圧力容器本体２の炉心近傍部分の欠損の有無を容器内方から探査する（図１参照）。
【００２１】
また、欠損が検知された箇所に関しては、その部材厚さを超音波探傷装置１６で詳細に計測して欠損率を求める。
【００２２】
更に、圧力容器本体２から取り出した監視用試験片を供試体とする衝撃試験を行なったうえ、材料破壊靭性温度を算出し、また、上記の欠損率に適切な安全率と亀裂進展評価を考慮した最大仮想欠損率に基づいて応力拡大係数を算出して、図５に示す破壊靭性参照曲線の条件を満たす耐圧試験温度を求める。
【００２３】
従来、耐圧試験温度を求める際には、圧力容器本体２の炉心近傍部分の欠損率を２５％と想定していたが、この値はあくまでも安全を見込んで想定したものであり、現状の圧力容器本体２では、欠損率が２５％に達することはほとんどない。
【００２４】
従って、図３に示す欠損率−耐圧試験温度曲線に注目すると、たとえば、欠損率が２５％のときに耐圧試験温度が１００℃である場合では、欠損率が１０％となると、耐圧試験温度は約６５℃程度になって、耐圧試験温度が大幅に低下することになる。
【００２５】
次いで、圧力容器本体２に対するシュラウド４、シュラウドサポート５、及びジェットポンプ８の復旧が完了したならば、蓋体１を圧力容器本体２に締結し、再循環ポンプ９と圧力容器本体２内との間で冷却材を流通させ、再循環ポンプ９から冷却材へ伝達される熱で圧力容器本体２を加熱し、また、圧力容器本体２の内圧を運転圧力の１．１倍に昇圧して、耐圧試験を実施する（図２参照）。
【００２６】
このように、図１及び図２に示す原子炉圧力容器の耐圧試験方法においては、圧力容器本体２の炉心近傍部分の欠損率を超音波探傷装置１６により実測して、適正な応力拡大係数を算出し、当該応力拡大係数と予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器本体２の炉心近傍部分の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求めるので、耐圧試験温度の低下を図ることが可能になる。
【００２７】
よって、圧力容器本体２の炉心近傍部分に中性子線照射脆化が生じていても、再循環ポンプ９で圧力容器本体２を耐圧試験温度に容易に加熱することができる。
【００２８】
また、超音波探傷装置１６によって、圧力容器本体２の炉心近傍部分の欠損を容器内方から探査するので、当該部分の探査にあたり、圧力容器本体２の外周面を取り囲んでいる断熱材の取り外しや放射線遮蔽壁の位置を考慮しなくてもよく、付帯工事の発生を抑止できる。
【００２９】
なお、本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法は、上述した実施の形態のみに限定されるものではなく、本発明の要旨を逸脱しない範囲で変更を加え得ることは勿論である。
【００３０】
【発明の効果】
以上述べたように、本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法によれば、下記のような種々の優れた効果を奏し得る。
【００３１】
（１）圧力容器胴部の欠損率を超音波探傷により実測した適正な応力拡大係数と予め定められている破壊靭性参照曲線に基づき、圧力容器胴部の欠損率の実態に応じた耐圧試験温度を求めるので、当該耐圧試験温度を低下させることが可能なる。
【００３２】
（２）圧力容器胴部をその内方から探査するので、当該探査にあたり、圧力容器胴部を取り囲んでいる断熱材の取り外しや放射線遮蔽壁の位置を考慮しなくてもよく、付帯工事の発生を抑止できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法の実施の形態の一例において圧力容器本体の超音波探傷を行なっている状態を示す概念図である。
【図２】本発明の原子炉圧力容器の耐圧試験方法の実施の形態の一例において圧力容器本体を昇温する状態を示す概念図である。
【図３】中性子線照射脆化が生じた圧力容器本体の欠損率−耐圧試験温度曲線を表わすグラフである。
【図４】沸騰水型原子炉の一例を示す概念図である。
【図５】耐圧試験温度を求めるときに用いる破壊靭性参照曲線の一例を表わすグラフである。
【図６】衝撃試験遷移曲線の一例を表わすグラフである。
【符号の説明】
１    蓋体（圧力容器）
２    圧力容器本体（圧力容器）
３  燃料集合体（炉内構造物）
４  シュラウド（炉内構造物）
５  シュラウドサポート（炉内構造物）
６  気水分離器（炉内構造物）
７  蒸気乾燥器（炉内構造物）
８  ジェットポンプ（炉内構造物）
９  再循環ポンプ
１６  超音波探傷装置
【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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