計測自動制御学会東北支部

第 208 回研究集会 (2003.5.22)

資料番号 208-8

BWR 条件水ループにおける破断兆候の早期発見に関する研究
Early Detection of the Material Degradation on the under the Water
Condition similar to that of the Boiling Water Reactor○玉木 雄二*, 辻元 洋典**, 高橋 信*, 北村 正晴*○Yuji Tamaki*, Yousuke Tsujimoto**, Makoto Takahashi* and Masaharu Kitamura**東北大学大学院工学研究科*School of Engineering, Tohoku University
キーワード：応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking), 沸騰水型原子力発電所(BoilingWater Reactor), システム安全裕度テストベンチ(System Safety Benchmark Facility),
Leak Before Break, 温度・湿度計測(Measuring of Temperature and Humidity)
連絡先：〒980-8579 仙台市青葉区荒巻字青葉 01 東北大学大学院工学研究科
量子エネルギー工学専攻 北村研究室 玉木雄二
Tel/Fax(022)217-7921, E-mail : y.tamaki@luke.qse.tohoku.ac.jp

1. 諸言

漏洩も、応力腐食割れを起因とするものであった 2)。このような問題に対して、複合環境

原子力発電所は、社会的にもその安全性が下での材料破壊の予測という点から、東北大重要視される大規模機械システムであり、原学工学部では破壊制御システム研究施設を中

子力発電所での事故による人命の損失や環境心として材料に関する破壊メカニズムの研究への悪影響は、あらゆる手段を用いて防いでが行われており、本研究もこのプロジェクトいかなければならない。原子力発電所の安全の一環として行っている。

性・信頼性の向上というものは、格段に高い

応力腐食割れは「材料の使用環境」、「材料レベルの実現が要請され、達成されなければに加わる力」、「材料の性質」の 3 つの要因がならない。このような要請に対して、原子力特定の条件で重なり合ったときに生起する 3)。

発電所の安全性・信頼性に対して影響を与えこのような特定の条件を満たしやすい環境とる様々な要素に関して研究が行われてきた 1)。

して、苛酷環境である高温高圧配管の溶接部原子力発電所のハードウエア面での安全性があげられる。実際に、原子力発電所での応向上という点において、近年、重要視されて力腐食割れを起因とする故障事例の多くは配いる問題として材料劣化破壊に伴う異常事例

管溶接部で起きている。高温高圧配管部は原があげられる。例えば、沸騰水型原子力発電

子力発電所の保守において重要な箇所である。

所（Boiling Water Reactor:以後 BWR）でのしかし、複雑で膨大な原子力発電所の配管部

応力腐食割れを起因とする故障事例が報告さの、すべての材料破壊を予測し、防ぐことはれており、2001 年に起きた浜岡原子力発電所

現状では困難である。したがって、材料破壊における制御棒駆動機構ハウジング部からのの予測技術に関する研究を進めるとともに、配管部分の割れによる漏洩を早期に検出するいる。また、これらの計測系から得られる大技術が必要である。現在の原子力発電所では、量の情報を効率的に取得、共有することを目配管部分から漏洩が起きても安全性が十分に的として、先行研究によりオンラインシステ確保できるように対策が講じられている。しムを用いた自動計測システムが構築され、実かし、より高いレベルの安全性・信頼性を実際の実験において利用されている 4)。

現するためには、このようなトラブルの兆候を運転中に捉え、早期に対策を講ずることが

2.1 システム安全裕度テストベンチ重要であると考えられる。すなわち、Leak

システム安全裕度テストベンチ(SystemBefore Break の段階で材料破壊兆候を検出

Safety Benchmark Facility:以後 SSBF)の目する技術が求められている。

的は、複雑な環境体系での大規模システムに以上の背景を踏まえ、本研究では BWR 環おける生起事象を予見し、その知識を踏まえ境での高温高圧配管部における材料破壊兆てシステムとしての安全裕度を評価すること候の早期検出を目標に掲げる。

である。本装置の概観を Fig.1 に示す。SSBF

材料破壊を早期に検出するためには、材料は、並列テストセクションを備えた高温高圧破壊時にどのような現象が生起し、それが計水ループ方式を採用している。並列テストセ

測値にどのように表れるかを明確にしなけれクションの異なる点は流速の大小である。

ばならない。そのため、材料破壊によって生Fig.1 において No1、No2 と明記されている

じる計測値の有意な変化を、原子力発電所配が、この中には高温高圧の水が流れる試験片

管部での材料劣化破壊を模擬した実験装置のが設置されており、各々のテストセクション計測データから検出し、その原因を考察する。

は流速を制御することが可能である。以後、本論文では高流速の流体が循環するテストセ
クションを高流速ループ、低流速の方を低流

2. 手法～実験環境と計測系について速ループとする。流速の違いを生起させるための構造的な制約から、二つのテストセクシ

本研究で用いた実験装置は、BWR の放射

ョンのループ経路は若干異なるが、その他の性物質以外の水環境を模擬し、その環境下で環境（水環境、荷重など）はまったく同じに構造材がどのように変化するか、またそれになっている。本装置の仕様を Table 1 に示す。

伴って水環境がどのように変わっていくかをSSBF を用いて、高温高圧水中における原評価することを目的としている。実験の目的

子力金属材料試験片（パイプ試験片）の荷重に応じて、特定の水環境（溶存酸素量、流量、負荷試験を実施している。各々のプロテクタ

温度、圧力等）を設定し、構造材に対して特ー内部には試験片が設置され、荷重負荷をか定の荷重負荷をかけることが可能である。構けるとともに水質調整を行った高温高圧水を造材についても、試験片の材料、形状を設定試験片内部に送り出し、循環させる。このよすることが可能である。つまり、環境、材料、うなループを作ることにより、原子力発電所そして荷重の応力腐食割れの生起条件を設定の水環境を再現し、高温高圧環境での応力腐し、それらとき裂の進展の因果関係について食割れを促進させる。試験片にはスリット（切検討することが可能となっている。

りかき）が設けられており、基本的にはその材料破壊の初期兆候を計測データから検出

箇所で応力腐食割れが生じ、試験片外表面まするには、多方面から計測を行うことが望まで割れが進展するまで行われ、実験期間は数しい。そこで本研究では、新たに設置したセヶ月に及ぶ。第 1 回目実験終了時のき裂の様ンサのほかに、SSBF に既存のシステム制御子を Fig.2 に示す。Fig.2 は、第 1 回実験後を目的としたセンサの値も解析の対象としてのき裂正面・き裂断面の写真である。き裂の進展により試験片表面に発生した割れは、長模擬している。内径 50mm、外径 58mm、管さ 2.7mm、平均幅 5.1×10-2mm と、大変小厚 4mm の SUS304・SUS304L・SUS316Lさなものであるが、内圧が高いために水の漏がそれぞれ溶着金属 Alloy182 を用いて溶接洩を引き起こす。このような割れが試験片にされている。これらの材料は実際の原子炉配発生し、最終的に SSBF の安全停止装置によ管に用いられているものと同等である。なお、りシステムが停止する。

溶接において生じる余盛は、管内面および外面ともに除去しており十分に滑らかな面となっている。

No1No2プロテクター

プロテクター

荷重

荷重

試験片の管内面には、放電加工（ElectricDischarge Machining, EDM）によって楕円形のスリットが数箇所設けられている。
d-d

SUS316L
SUS316L

dc

Fig.1 システム安全裕度ベンチ（左）と試験片の写真（右）b-b

SUS304
SUS304b

Table 1 SSBF の仕様
低流速ループ高流速ループ
温度
325℃
設計条件
圧力16MPa
温度320℃
運転条件
圧力
15MPa
流量（低圧条件下）
60L/hr * 2 circuits
流量
1L/min74~145L/min
流速0.55~0.180m/sec
8.0m/sec±10kN(Static)
荷重±90kN(Dynamic)-10~+30mm
ピストン変位
sine wave, traiangular wave,
荷重制御
負荷パターンsawtooth wave, trapezoidal wave
±1%(荷重）計測精度±1%(ピストン変位）

c-cdcb
SUS304L

EDM slita-a2aa90°

SUS316L
SUS316L： Welded Zone (Alloy 182)
： Heat Affected Zone

5058

Fig.3 試験片の形状
2.3 計測系
本研究目的において用いた計測系は以下の2 つである。
1.テストベンチループ系に関わる水質・温度・負荷などのプロセスパラメータ

長さ：2.7mm
幅平均：5.1×10-2mm(a)き裂正面

2.試験片周辺の雰囲気中における温度・湿度の計測
また、長期の計測を支援する自動計測システムについても述べる。
2.3.1 プロセスパラメータ
テストベンチループ系の計測値は、SSBF(b)き裂断面

Fig.2 き裂の様子の制御・監視を目的として予め設置されているもので、全部で 29 個のパラメータが存在する。計測部分の配置図と各計測パラメータ

2.2 試験片の説明をそれぞれ Fig.4 に示す。このような、本実験に用いた試験片の形状を Fig.3 に示

既存の計測値も利用して材料破壊兆候の検出す。本試験片は溶接部を含んだ原子炉配管をを多方面からアプローチした。また、プロセ

スパラメータを解析することにより、SSBFの雰囲気温度を計測するために用いている。

が停止した時間（SSBF が材料破壊を検知し以後、側温抵抗体の測定値を雰囲気温度とすた時間）を知ることができる。本研究においる。て得られた材料破壊兆候は、この SSBF の停抵抗出力はデジタル指示調節器を用いて電止時刻よりも十分に早い時刻に材料破壊を検圧 出 力 と し 、 AD 変 換 ボ ー ド National知できるものである。

Instruments PCI – MIO - 16E - 4 を介してコンピュータにデータを転送している。これ⑥⑤⑥⑤ ①①①

Cooler⑤
Pure Water Tank⑥⑦のオンライン監視が可能となっている。

②②①①①①
Specimen No.1

①for Load①

フィルター内部

for Load①③HeatExchanger

カップリングSpecimen No.2

④ Actuator ①④ Actuator ①Circulation
Pump

により、自動計測システムを利用して計測値①Cooler

PreHeater③①HeatExchanger⑧ PreHeater

フィルター フランジHigh FlowRate Pump

High Pressure
Pump①:Temperature ⑤：Dissolved Oxygen②:Pressure⑥:Dissolved Hydrogen③:Applied Load ⑦:pH④:Displacement ⑧:Flow Rate

Fig. 4 SSBF のプロセスパラメータ
2.3.2 試験片周辺の温湿度計測
1）温湿度計の仕様
本研究では温湿度計として、温湿度変換器

フランジ
Fig.5 温湿度センサ概要
Table 2 温湿度センサ仕様
測定温度範囲測定湿度範囲
温度精度
湿度精度
温度出力
湿度素子

（センサ部）-50～200℃0～100%rh(at 0～80℃）
Pt100Ω 1/3DIN (JIS C 1604-1997 CLASS A相当）
±3%rh(at25℃、10～95%rh)
Pt100Ω３線式抵抗出力
高分子容量型センサ Hygromer IN-1(ロトニック社）

THT-RV2（神栄株式会社）を用いた。温湿度計の概要と仕様を Fig.5、Table 2 に示す。湿３）設置環境

度素子はロトニック社の高分子容量型素子

温湿度計の設置環境を Fig.6 に示す。温湿HYGROMER を用いている。湿度素子の計測度計はプロテクターの上部に、フランジを用範囲は-50~+200℃であり、高温・低湿の本実いて固定している。カップリングは AC1303

験環境に適している。

を用い、フランジは設置環境を考慮して製作

素子部の保護のために計測器の先端にはフした。ボルトで取り付けてあるため、実験中ィルターが取り付けられている。本実験環境

でも取りはずしが容易である。周辺環境は高を考えて、フィルターはテフロン製の温低湿（約 100℃、約 5%rh）であるが、本SP-TF15（神栄株式会社）を用いた。これはセンサは十分耐えうる仕様となっている。ま孔径が小さく、疎水性のため飛沫がかかるよた、プロテクター上部には、リーク時に水蒸うな雰囲気に適している。

気を逃すための通風口が設けられて、プロテ温度測定は測温抵抗体

Pt100Ω 3 線式抵抗出力をもちいている。測温抵抗体は 600℃以下の雰囲気温度の測定としては最もよい精度が望める。側温抵抗体は、プロテクター内クター内は、ほぼ大気圧下にあると考えてよい。

を下回ったために行われた。この SSBF の停止時刻を、システムとして材料破壊を検知し温湿度センサた時刻とし、これ以前の計測値の有意な変化を材料破壊兆候の対象として解析を行った。

外部

プロテクター

以下で述べる材料破壊兆候は、複数回の実験において、計測値の変化が特に早期に起こり、その物理的根拠がはっきりしているものであ

荷重制御
内部

プロテクター内の環境
温度 平均約100℃
湿度 5%RH
圧力 0.1MPa(1気圧）
体積 0.05m3る。
3.1 試験片壁面温度の低下
試験片壁面温度の実験データを Fig.8 に図Fig. 6 温湿度センサ設置概要示する。この実験データは、SSBF 停止時刻
2.3.3 自動計測システム

前の試験片壁面温度の挙動であり、同一の試

本実験は、き裂が外表面上に達し、リーク験片壁面の異なる箇所（試験片の中部と下部）が発生するまで続けられ、実験開始から終了の計測データを示している。システムの停止までは数ヶ月に及ぶ。また、同じ実験設備を約 3 時間前に試験片壁面温度の低下が始まり、用いて同時に実験を行っていることから、デその後徐々に試験片壁面温度が低下しているータの共有化を図る必要がある。これらの問ことが分かる。このような低下がみられる前

題を解決するために、自動的に実験データをは、試験片壁面温度はほぼ一定の値を保って計測し、インターネットを用いて実験データいる。の閲覧および取得が可能なシステムが先行研

また、試験片壁面温度は試験片の数箇所で究により構築されている 4)。自動計測システ

計測されており、すべての箇所でこのようなムの概要を Fig.7 に示す。

温度低下がみられた。

システム安全裕度テストベンチ

300
A/D 変換機

計測用モジュール
(LabVIEW6.1[National Instruments])･Data Backup･データ計測Optical(OS:Windows2000)

260
240

Fiber

イントラネット
データ管理モジュール(Java:J2SDK1.4.1[Sun Microsystems,Inc])･データ受信･データベースへ保存･実験者への異常警告の発信

インターネット
利用者

temperature[℃]

BNCケーブル

middle-temperaturebottom-temperature280[WE7000(横河電機)]

220
200
180
160
140

Webサーバ
データベース(Apache Web Server,ver1.3.27(PostgreSQL,ver. 7.2) + Apache Jakarta Tomcat ver.4.0.3 )･データの保存･利用者への実験データの送信(OS:FreeBSD release4.5)

Fig.7 自動計測システム

1201008024562456.5

2457

2457.5 2458 2458.5
Time[hour]

24592459.5

2460

Fig.8 SSBF 停止前の試験片壁面温度

3. 実験結果とその考察

試験片壁面温度の低下が材料破壊（試験片の割れ発生）により生起したと考えると、割SSBF 停止前のデータから検出した材料破れから水が流出し、その結果水が蒸発、その壊兆候について述べる。それぞれの材料破壊ときの気化熱により温度が低下、という事象兆候について、代表的な測定データとその特が考えられる。温度の低下が試験片全体で起徴・材料破壊との関係を述べる。

こったこと、雰囲気温度が低下したことから、

尚、SSBF 停止は、循環水の圧力が規定値水が割れから“噴出”し、プロテクター内に拡散したと考えられる。また、割れの面積が3.3 プロテクター内雰囲気温度の低下微小であることから、噴出した水は、気体・Fig.10 に SSBF 停止前のプロテクター内雰液体の二層流がミストの状態で噴出すること

囲気温度の実験データを示す。Fig.10 から、が予想される（二層噴流）。気流中に微小液滴システム停止前に雰囲気温度が低下しているを混濁した混層流によるミスト冷却は、単層ことがわかる。低下が始まったのは、試験片流に比べて著しい伝熱促進をもたらす 5)こと

壁面温度の低下とほぼ同じ時刻であった。雰が知られている。また、ミスト冷却は気流境囲気温度は急激な低下を示してから一時的に界層内での液滴蒸発、加熱面での液滴の付増加し、その後緩やかに減少している。また、着・蒸発さらには壁面に形成された液膜からこのような温度低下がみられる前は、計測値の蒸発および液膜流によるエンタルピー輸送はほぼ一定の値を保っていた。などの効果による 5)。したがって、試験片壁雰囲気温度がこのような挙動をとった理由

面温度低下の原因は、割れより噴出した水のとしては以下のことが考えられる。試験片で試験片表面での気化と、試験片付近の気体中の割れからの二層噴流が気化し、壁面温度をでの気化であると考えられる。

低下させることは述べた。壁面温度の低下により、雰囲気温度も低下したとも考えられる

3.3 プロテクター内湿度の増加

が、雰囲気温度低下の挙動と、壁面温度低下

Fig.9 に SSBF 停止前の相対湿度の値を示の挙動は異なる。例えば、雰囲気温度の一時す。Fig.9 から、システム停止前に相対湿度的な低下は、壁面温度には見られない特徴でが上昇していることがわかる。この後急激にある。よって、割れの発生により噴出した水湿度の値は上昇し、数分後プロテクター内のの雰囲気中での気化が、雰囲気温度の低下に湿度は飽和状態に達するまた、湿度上昇前の大きな影響を与えていると考えることができ計測値は、一定の値に保たれていた。

る。

このような湿度の増加は、試験片からの漏105たためと考えられる。また、プロテクター内

104の環境が高温・低湿（100℃、5%rh）であり103

僅かな漏洩が直に気化する状態にあること、

102

プロテクター内という限定された領域であることからこのような顕著な変化になったと考えられる。

temperature[℃]洩によりプロテクター内の水蒸気量が増加しtemperature in protector

1011009998
97

relative humidity [%rh]100relative humidity in the protector

9624562456.52457

2457.5 2458 2458.5
Time[hours]

2459

2459.52460

Fig.10 SSBF 停止前のプロテクター内

80

雰囲気温度
60

3.4 相対湿度と雰囲気温度の関係

40Fig.11 に、SSBF 停止前の相対湿度と雰囲

20

気温度の変化を同時に示す。Fig.11 から、最02455 2455.5 2456 2456.5 2457 2457.5 2458 2458.5 2459 2459.5 2460

初の雰囲気温度の低下時には、相対湿度も上Time[hour]昇していることが分かる。このことは、雰囲Fig.9 SSBF 停止前のプロテクター内湿度気温度の低下が漏洩により起こったことを示している。また、相対湿度が 100%に達する

今後は、同様の実験を継続して行い、材料と、雰囲気温度は低下しなくなることが分か破壊兆候を早期に発見し、材料劣化の確実なる。これは、相対湿度が 100%に近いほど、検知を行う手法の確立を目指す。

空気中の水の気化（雰囲気温度の減少）は抑

具体的には以下の研究内容が考えられる。

制され、逆に相対湿度が小さいほど、水の気

１）本研究で確認された材料破壊兆候につい化が激しいためと考えられる。同様にして、て、計測方法を改良しながら今後も継続して雰囲気温度の一時的な低下も、漏洩初期はプ計測を行い、計測値挙動のより詳細な解明をロテクター内が低湿度状態であったために気行う。

化が激しく起こり、湿度の上昇に伴い、気化２）より早期の（漏洩前の）材料破壊兆候のが抑制され温度が上昇したと考えられる。こ検出を可能にする計測手法・データ解析手法のような雰囲気温度と相対湿度の関係は、雰を提案・評価する。

囲気温度の減少が雰囲気中の水の気化を原因としていることを示している。

本研究は文部省中核的研究拠点(COE)形成
プログラム(COE research-11CE2003) の支
11080100609040802070

temperature[℃]

relative humidity[%rh]

援を受けて行われている。
100参考文献
1) 北村他：安全の探求、224/252、ERC 出版(2001)
temperature in protector
relative humidity
060
2456 2456.5 2457 2457.5 2458 2458.5 2459 2459.5 2460
Time[hour]2) 浜岡原子力発電所１号機

制御棒駆動機構

ハウジング部からの漏洩に関する原因と対策

Fig.11 プロテクター内の雰囲気温度について(実線）と相対湿度（点線）の変化

http://www.chuden.co.jp/press/data/pre200
2/pre0424_04.html

4.結言3) 辻川茂男：材料環境学入門

腐食防食協会編、丸善株式会社(1993)
本研究では、高温高圧配管部における材料破壊兆候の早期検出を目的として取り組んだ。

4) 辻元洋典：破壊制御実験の統合データ管理

その結果、BWR 水環境での材料破壊を模擬システムの開発、平成 14 年度修士論文、東した実験装置において多方面からの計測を行北大学大学院工学研究科

い、上述したような複数の材料破壊の初期兆候を検出することができた。
本研究の実験環境は、放射性物質の取り扱
い以外は BWR 環境における高温高圧配管部の水環境を模擬している。このような環境で得られた材料破壊兆候に関する知見は、実際の原子力発電所においても十分適応可能であると考えられる。

5) 日本機械学会：伝熱工学資料、114/126、日本機械学会(1986)