JPH10111286A

JPH10111286A - 原子炉炉水の水質評価方法

Info

Publication number: JPH10111286A
Application number: JP8266963A
Authority: JP
Inventors: Yoichi Wada; 陽一和田
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1996-10-08
Filing date: 1996-10-08
Publication date: 1998-04-28

Abstract

(57)【要約】【課題】軽水炉構造材料の置かれた腐食環境を腐食電流
密度と亀裂進展速度の関係により推定し、応力腐食割れ
による予寿命を精度良く評価する方法を提供する。【解決手段】原子炉構造物の応力腐食割れ環境を評価し
たい部位について、その部位の炉水中の化学種濃度を計
算により推測し、さらに得られた化学種濃度から構造物
を構成する材料の表面で生じる電気化学反応によって生
起する電流密度を計算し、見かけ上の金属表面を出入り
する電流密度が０となる時のアノード反応もしくはカソ
ード反応の電流密度に対して、予め実験室で得た電流密
度と亀裂進展速度の関係から亀裂進展速度を評価する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉構造材料の
応力腐食割れ防止など余寿命評価方法に関わり、特に沸
騰水型原子炉圧力容器１内機器の腐食損傷防止に好適な
材料選定および原子炉冷却水管理方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉が登場して以来、常により高い安
全性が求められ続けてきた。近年では安全性と両立させ
た上での、可能な限り長期にわたって稼働する技術が求
められている。そのため、経年化炉での炉内構造機器な
どの応力腐食割れ（ＳＣＣ）環境を精度良く評価するこ
とへの関心が高い。このような炉内各部位での材料のＳ
ＣＣ挙動を評価する方法は例えば、特開平5−100087 号
公報で炉内の腐食環境を推測し水質を制御する方法につ
いて示されている。また、腐食環境を実効酸素濃度の形
で評価し、材料の亀裂の進展速度から余寿命を評価する
方法については特開平6−34786号公報について記載され
ている。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】従来技術ではＳＣＣに
対しての腐食環境は実効酸素濃度，腐食電位で評価され
る。しかし実効酸素濃度は、酸素と過酸化水素の化学的
特性の違いを考慮せず、単に過酸化水素が酸素に分解し
たときのみの化学量論的扱いを行っているに過ぎない。
文献（Y. Wada et al.“Radiolytic Environments arou
nd RPV Internalsof BWR”,Proc. Int'l Sym. Plant Ag
ing and Life Predictions of CorrodibleStructures、
May 15−18，1995，Sapporo、 Japan、 JSCE、 (1995)。に
示したように、酸素と過酸化水素の腐食電位は実効酸素
で整理すると異なる挙動をする。一方、腐食環境指標と
して有効と考えられている腐食電位に関しても、ＳＣＣ
評価指標として十分ではない。文献（Anzai et al.、 Co
rrosion Science、 36、 1201(1994).）に示されるように
過酸化水素が１ppm程度に高濃度の領域では過酸化水素
濃度に対して腐食電位が変化しない。そのため、腐食電
位では炉心１２部のように高濃度の過酸化水素が水の放
射線分解で生成する領域での亀裂進展速度が従来の理論
範囲の中では評価できないことになる。また、仮に直接
センサを用いて亀裂進展速度を測定するにしても、セン
サの設置できない場所、あるいは任意の条件での亀裂進
展速度を評価するためには、理論的基盤に基づいた扱い
が必要となる。

【０００４】本発明の目的は、炉内の構造物の任意の場
所の亀裂進展速度をシミュレーションにより計算し、適
切な炉水管理の方法を提供することにある。

【０００５】

【課題を解決するための手段】請求項１の水質評価方法
の特徴は電流密度を亀裂進展速度を求めるための指標と
してシミュレーションに用いることである。R.N. Parki
ns、 CorrosionScience、 20、 147(1980)に示されている
ように、亀裂進展速度Ｖｔは電流密度Ｉａには以下の関
係が成り立つ。

【０００６】

【数１】Ｖｔ＝ＩａＭ／ｚＦ ρ …（数１）ここでＭは原子量、ｚは電荷、Ｆはファラデー定数、ρ
は密度である。

【０００７】ところが、原子炉環境のような高温純水環
境では、Parkins の実験のように種々の溶媒を含むこと
はなく、また酸素，過酸化水素の存在そのものが金属材
料表面の酸化皮膜の条件を変化させると考えられるの
で、

【０００８】

【数２】Ｖｔ＝ｆ（Ｉａ） …（数２）のように、電流密度の一般的関数として扱うことが必要
である。電流密度を原子炉内で知ることは困難なので、
皮膜の状態等を反映した電流密度をシミュレーションに
より得ることが必要である。

【０００９】請求項２の水質評価方法の特徴は、原子炉
の構造物としてステンレス鋼とニッケル基合金を対象と
していることである。

【００１０】請求項３の水質評価方法の特徴は、腐食電
流密度はカソード反応により生じる電流密度Ｉｃとアノ
ード反応により生じる電流密度ＩａがＩａ＋Ｉｃ＝０の
関係を満たすときのＩａまたはＩｃの絶対値を取ったも
のとすることである。

【００１１】シミュレーションにより腐食電流密度を計
算するのは、図１に示すように以下の手順で行う。

【００１２】初めに、原子炉の運転条件、つまり炉水流
量，給水流量，温度分布，線量率分布等を用いて、ラジ
オリシスの計算を実施する。ラジオリシスの計算方法に
ついては、Ibe et al.、 Nucl. Sci. Technol.、 23、11(1
986)に記載されている。ラジオリシス計算で得た原子炉
構造物の各点での酸素，水素，過酸化水素濃度を入力と
して、電気化学計算を行う。詳細はWadaによって記され
ている。この方法により各点の化学種濃度に応じて、金
属表面での電気化学反応により生じる電流密度が計算さ
れる。また化学種の電気化学反応が生じたときに、金属
の溶解反応によって生じる電流密度も考慮した。図２は
アノード電流密度とカソード反応電流密度の絶対値を電
位に対してプロットしたものである。図に示されるよう
に、アノード電流密度およびカソード電流密度を電位を
掃引して計算した時に金属表面を出入りする総電流密度
が見かけ上０となる電位で、電流密度を腐食電流密度と
して与える。

【００１３】また、この時の電位こそが腐食電位であ
る。このようにして計算された電流密度から予め実験室
にて様々な条件の原子炉炉水を模擬した環境で得られた
亀裂進展速度と電流密度の関係式を用いて、原子炉構造
物の特定の位置での応力腐食割れ環境を亀裂進展速度を
指標として評価する。

【００１４】電流密度と亀裂進展速度の関係を見いだす
ために次の計算を実施した。実験データはAnzai らによ
って得られたものを用いた。試験環境は導電率は0.07μ
Ｓ／cmであり、１０５０℃で溶体化処理した後７５０℃
×１００分＋５００℃×２４時間で鋭敏化処理されたSU
S304コンパクトテンション（ＣＴ）試験片の応力拡大係
数は２５〜２７ＭＰａ・ｍ⁰・⁵とした。本論文で与えら
れている試験条件での酸素，過酸化水素および水素濃度
を用いて、

【００１５】

【化１】

【００１６】

【化２】

【００１７】

【化３】

【００１８】

【化４】

【００１９】の電気化学反応を考慮して、酸素および過
酸化水素の電気化学反応からカソード電流密度を、水素
の電気化学反応からアノード電流密度を計算した。また
SUS304の分極曲線から金属の溶出電流密度をアノード電
流密度として考慮した。これらの計算については、Wada
によって記載されている腐食電位を計算する手法と同じ
である。

【００２０】本発明の手順で求めた電流密度と、Anzai
らによって得られた亀裂進展速度をプロットしたものが
図３である。本図によれば、腐食電位では整理できなか
った亀裂進展速度を酸素系および過酸化水素共存系のそ
れぞれの場合を材料側の特性さえ揃えておけば、電流密
度で整理できることがわかる。

【００２１】請求項４の原子炉水水質管理方法の特徴
は、請求項１記載の水質評価方法を用いて特定の部位の
亀裂進展速度を計算し、予め定めた基準値に基づいて、
亀裂の進展速度を減じる方策を実施することである。図
４は請求項４の水質管理方法の考え方を説明したもので
ある。請求項１の水質評価方法で原子炉内の単独または
複数の位置での構造物の亀裂進展速度を評価する。例え
ば、予め管理基準として設定した亀裂進展速度に対し絶
対値がこれを越える場合や、相対値で何倍になったかと
いうことを判定する。もし判定条件を満たさなかった場
合には、水質制御装置６を作動させ原子炉水質を変化さ
せる。水質制御装置６を作動後再び亀裂進展速度を評価
し、判定条件を満足するまで、水質制御装置６の作動と
亀裂進展速度の評価を繰り返す。

【００２２】請求項５の原子炉水水質管理方法の特徴は
請求項４で亀裂進展速度を減じる方策として水素の注入
を行うことである。

【００２３】請求項６の原子炉水水質管理方法の特徴は
請求項４で亀裂進展速度を減じる方策として炉水浄化系
９の流量を増やすことにより、炉水導電率を低下させる
ことである。

【００２４】請求項７の原子炉管理方法の特徴は請求項
１の炉水水質評価を用いて亀裂進展速度推測し、一方同
時に亀裂進展速度を実測して比較することにより、炉内
環境条件が亀裂進展センサ１４に与える影響を評価し、
原子炉内の環境を推定することである。

【００２５】請求項８の原子炉管理方法の特徴は請求項
７で推定する炉内環境条件が原子炉内のガンマ線あるい
は中性子線線量率であることである。

【００２６】図５は請求項７の水質管理方法の考え方を
説明したものである。始めに、原子炉内の単独または複
数の位置での構造物の亀裂進展速度を与えられた条件で
設定されている亀裂進展センサ１４で計測する。続い
て、前記亀裂進展センサ１４の設定条件に基づき請求項
１の水質評価方法で亀裂進展速度を評価する。亀裂進展
センサ１４が炉内環境の影響を受けなければ炉水水質の
影響だけを感じることにより計算結果と同じ値を示すは
ずである。もし、亀裂進展センサ１４が、完全に鋭敏化
しており放射線の影響をこれ以上受けないとき、亀裂進
展速度が遅くなった場合、照射により応力が変動したと
考えられる。従ってシミュレーションにより、亀裂進展
速度が一致する応力拡大係数を求めれば、照射による応
力変動のデータベースから炉内の照射量が推定される。
また、もし応力を一定にしたまま、ある鋭敏化度で亀裂
進展センサ１４を設定した場合、同様に鋭敏化度の変化
を亀裂進展速度から読み出すことにより、炉内の線量率
が計算される。あるいは付近の構造物の鋭敏化度が同様
に計算される。

【００２７】請求項１記載の原子炉炉水の水質評価方法
によれば、炉水中に溶存する化学種の濃度は実効酸素濃
度という形態を取らずとも、電流密度として濃度と金属
表面との相互作用効果を共に考慮した扱いが可能であ
る。

【００２８】請求項２記載の原子炉炉水の水質評価方法
によれば、請求項１の効果が得られると共に原子炉構造
材料として用いられている材料に即した評価が可能であ
る。請求項３記載の原子炉炉水の水質評価方法によれ
ば、請求項１の効果が得られるとともに、腐食電流密度
を計算するときに腐食電位の情報もまた考慮することが
可能でありＳＣＣ環境を精度良く評価することができ
る。

【００２９】請求項４記載の原子炉水水質管理方法によ
れば、酸素，過酸化水素など複数の酸化性成分が混在し
ている場合でも、実験室系でのデータベースが揃ってい
る範囲では、理論計算による電流密度との組み合わせに
より精度良く原子炉構造物のＳＣＣ環境の変化が検出で
きるため細かい水質管理が可能である。

【００３０】請求項５記載の原子炉水水質管理方法によ
れば、請求項４の効果が得られるとともに、水素注入に
より炉水中の酸化性成分濃度を低減し、ＳＣＣ環境を緩
和することが可能である。

【００３１】請求項６記載の原子炉水水質管理方法によ
れば、請求項４の効果が得られるとともに、導電率の悪
化による亀裂進展速度の増加を制御可能である。

【００３２】請求項７記載の原子炉管理方法によれば、
炉内で直接測定することが困難な炉内環境因子について
推定することが可能となり、炉内のＳＣＣ環境シミュレ
ーションの精度がより高くなる。

【００３３】請求項８記載の原子炉管理方法によれば、
請求項７の効果が得られると共に、炉内の線量率分布を
推定することが可能となる。

【００３４】

【発明の実施の形態】図６は本発明の水質管理方法の一
実施例を示したものである。

【００３５】原子炉が沸騰水型原子炉である場合を用い
て説明する。原子炉が圧力容器１，再循環系２，タービ
ン３，復水器４，復水浄化系５，炉水浄化系９，給水系
１０，ジェットポンプ１１，炉心１２の代表的機器で構
成されているものとする。このとき、本発明の原子炉水
質管理方法を用いたシステムは水質制御装置６，演算装
置７，水質測定部８の３つの要素から構成される。圧力
容器１内にはジェットポンプ１１，炉心１２などがあり
様々な温度分布，炉水流速分布および放射線線量率分布
を取る結果、炉水中の化学種成分濃度もまた原子炉内の
場所に応じて様々に変化する。また、場所による条件の
違いのみならず、原子炉の運転期間を通じて、再循環系
２の流量や給水系１０の流量は炉心１２での出力制御の
ために変動する。そこで演算装置７には、これらの運転
条件を時々刻々入力として取り込まれ、ラジオリシスの
解析により時間および場所依存の水質が計算される。炉
水浄化系９へ向かう圧力容器１底部からの炉水や再循環
系２からの炉水は圧力容器１外部に引き出されたサンプ
リングライン１５へ導かれる。サンプリングライン１５
に設けられた水質測定部８で溶存酸素，溶存水素，導電
率，ｐＨが測定され、演算装置７に取り込まれる。適宜
取り込まれた水質データにより計算結果が補正される。
ラジオリシス解析の結果を用いてステンレスあるいはニ
ッケル基合金の高温純水中での電気化学反応の計算を行
い、図３に示すような電流密度と亀裂進展速度のデータ
ベースから、圧力容器１内の各部位での構造物の亀裂進
展速度を評価する。この時、原子炉運転時にラジオリシ
ス計算から得られない水質因子で亀裂進展速度に影響を
与えるものは導電率である。亀裂進展速度は導電率の依
存性を持ち、高導電率では速度が大きくなることが、例
えば特開平6−34786号公報について記載されているの
で、水質測定部８測定された導電率を演算装置７に取り
込んで、測定された導電率に対応する適切なデータベー
スを読み出す。このデータベースは予め解析式にフィッ
ティングしたものであってもよいし、適宜演算装置７内
で補間法などで数値処理されたものでもよい。計算され
た亀裂進展速度が、管理基準を満足しない場合には水質
制御装置６を演算装置７により動作させる。例えば、水
質制御装置６から水素を注入してもよい。

【００３６】図７は本発明の水質管理方法の別の実施例
を示したものである。図６でサンプリングライン１５に
設置されている水質測定部８が再循環系２に設置されて
おり、炉内の水質環境を測定する場合である。

【００３７】図８は本発明の水質管理方法の別の実施例
を示したものである。本発明の原子炉水質管理方法を用
いたシステムは演算装置７，水質測定部８の２つから構
成される。演算装置７が直接炉水浄化系９を制御する。
管理基準を見たさない場合には炉水浄化系９への流量を
増加させることにより、導電率を低下させ亀裂進展速度
を低減する。

【００３８】図９は本発明の水質管理方法の別の実施例
を示したものである。本発明の原子炉水質管理方法を用
いたシステムは水質制御装置６，演算装置７，水質測定
部８から構成される。計算された亀裂進展速度が、管理
基準を満足しない場合には水質制御装置６を演算装置７
により動作させる。例えば、水質制御装置６から水素を
注入してもよい。

【００３９】同時に炉水浄化系９への流量を増加させる
ことにより、導電率を低下させ亀裂進展速度を低減す
る。水素注入と同時に炉水浄化系９への流量を増加させ
ることにより、より電流密度を低くし、亀裂進展速度を
低下することができる。炉水浄化系９への流量を増やす
というより、むしろ再循環系２をバイパスして再び給水
系１０に大量に再循環系２を流れる炉水を戻せば、水素
注入により酸化性成分濃度の低下した炉水がジェットポ
ンプ１１のより上方まで流れるので、圧力容器１の底部
に対しての水素注入効果が良くなり、さらにジェットポ
ンプ１１のより上方まで水素注入効果が期待される。

【００４０】図１０は本発明の原子炉炉内のＳＣＣ環境
に対する影響因子を管理する方法の実施例を示したもの
である。原子炉が沸騰水型原子炉であるとして簡略のた
めに、圧力容器１，再循環系２，タービン３，復水器
４，復水浄化系５，炉水浄化系９，給水系１０，ジェッ
トポンプ１１，炉心１２，炉内計装管１３の代表的機器
で構成されているものとする。このとき、本発明の原子
炉管理方法を用いて、炉内の線量率を測定するシステム
は、演算装置７，水質測定部８，炉心１２部の炉内計装
管１３内に装荷された亀裂進展センサ１４から構成され
る。演算装置７では時々刻々原子炉の運転条件が入力さ
れ、その条件での亀裂進展センサ１４部での亀裂進展速
度を計算する。測定時間で積分すれば運転開始からの全
亀裂進展量がわかる。亀裂進展センサ１４では炉心１２
でのある一定期間の亀裂進展量を測定する。亀裂進展セ
ンサ１４での亀裂進展量と計算により得られた亀裂進展
量とを比較する。今、亀裂進展センサ１４の材料側条件
として、変化するものは、鋭敏化度，応力拡大係数，歪
み速度がある。原子炉が定常運転をし水質因子が全て一
定かつ計算によりわかっている場合、図１１に示すよう
に中性子の照射により材料が鋭敏化するか、材料特性の
変化により応力が変化し応力拡大係数が初期値よりずれ
る。従って、実験室により予め照射量と鋭敏化あるいは
応力変化の関係を求めておけば、亀裂進展速度の計算値
と実測値の比較から中性子照射量が推定される。

【００４１】図１２は本発明の電流密度を実測する方法
の実施例を示したものである。炉内構造物１８の例えば
ＳＣＣ環境を評価するためにある溶接部１７を選んだと
き、その近傍に参照電極１６，対極２０および試料極２
１を設置する。試料極２１は溶接部１７近傍と冶金学的
特性を同じになるように準備したものである。参照電極
１６，対極２０および試料極２１は演算装置７に電気的
に接続されているものとする。演算装置７と炉内構造物
１８は共に接地１９を通じて電気的に接続されているも
のとする。図１３に示すように参照電極１６を用いて溶
接部位１７近傍の腐食電位を測定する。同時に試料極２
１の腐食電位を参照電極１６で測定し、試料極２１と溶
接部１７近傍の腐食環境が同じであることを確認する。
次に、試料極２１と参照電極１６および対極２０を用い
て、試料極２１の腐食電位の近傍で電位を貴および卑側
に掃引し、このとき対極２０との間に流れる電流密度を
電位に対して測定する。腐食電位近傍の電流密度変化の
ターフェル勾配から腐食電位での電流密度を推定し、こ
れを測定で得た電流密度とする。

【００４２】

【発明の効果】本発明の適用により、原子炉構造物の各
部位での亀裂進展速度がシミュレーションにより解析評
価可能となり、応力腐食割れに対する効果的な水質管理
方法を提供することが可能となる。

【図面の簡単な説明】

【図１】原子炉構造物のある場所での亀裂の進展速度を
評価するための手順を示した説明図。

【図２】アノード電流密度とカソード電流密度と腐食電
流密度の関係を示す電流密度−電位図。

【図３】実験により求められた亀裂進展速度と、実験条
件を入力として解析により得られた電流密度の関係を示
したグラフ。

【図４】原子炉構造物のある場所での亀裂の進展速度を
評価し、その評価結果から炉水水質を制御するための手
順を示した説明図。

【図５】原子炉構造物のある場所での亀裂の進展速度を
実測し、解析結果と比較することにより、原子炉内の他
の影響因子を推測するための手順を示した説明図。

【図６】本発明の水質制御方法を示す実施例の系統図。

【図７】本発明の水質制御方法を示す実施例の系統図。

【図８】本発明の水質制御方法を示す実施例の系統図。

【図９】本発明の水質制御方法を示す実施例の系統図。

【図１０】本発明の水質影響因子を推測する方法を示す
実施例の系統図。

【図１１】亀裂長さと放射線照射の影響を示す説明図。

【図１２】電流密度の実測方法を示す説明図。

【図１３】電流密度を決定する方法を示す説明図。

【符号の説明】

１…圧力容器、２…再循環系、３…タービン、４…復水
器、５…復水浄化系、６…水質制御装置、７…演算装
置、８…水質測定部、９…炉水浄化系、１０…給水系、
１１…ジェットポンプ、１２…炉心、１５…サンプリン
グライン。

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉の構造物の曝されている炉水の腐食
環境を推定する方法であって、前記構造物を構成する材
料と等しい材料から構成された予亀裂を持つ試験片を原
子炉水を模擬した水中に配置し、前記亀裂の進展速度
と、亀裂が進展しているときの模擬炉水に曝された前記
試験片に生じる腐食電流密度との関係を予め求めたうえ
で、前記構造物が炉水に接しているときに流れる腐食電
流密度を腐食環境を評価したい部位毎に計算または実測
により決定することにより、前記構造物の亀裂進展速度
として腐食環境の度合いを示すことを特徴とする原子炉
炉水の水質評価方法。
【請求項２】請求項１において、前記構造物を構成する
材料がステンレス，ニッケル基合金である原子炉炉水の
水質評価方法。
【請求項３】請求項１において、腐食電流密度は原子炉
炉水中の化学種と前記構造物を構成する材料とが混成電
位を形成したときにカソード反応により生じる電流密度
Ｉｃとアノード反応により生じる電流密度ＩａがＩａ＋
Ｉｃ＝０の関係を満たすときのＩａまたはＩｃの絶対値
を取ったものとする原子炉炉水の水質評価方法。
【請求項４】請求項１に記載の前記水質評価方法を用い
て前記構造物のある特定の部位の亀裂進展速度を計算
し、予め定めた基準値に基づいて、亀裂の進展速度を減
じる方策を実施する原子炉炉水の管理方法。
【請求項５】請求項４において、前記亀裂進展速度を減
じる方策が水素の注入である原子炉炉水の管理方法。
【請求項６】請求項４において、前記亀裂進展速度を減
じる方策が炉水浄化系の流量を増すことによる炉水導電
率の低下である原子炉炉水の管理方法。
【請求項７】請求項１に記載の水質評価方法を用いて前
記構造物のある特定の部位の亀裂進展速度を計算し、ま
た特定の部位の亀裂進展速度を実測し、前記測定値と前
記実測値を比較することにより、原子炉内環境を推測す
る原子炉の管理方法。
【請求項８】請求項７において、前記原子炉内環境とし
て推測する因子がガンマ線、あるいは中性子線量率であ
る原子炉の管理方法。