JP2015081901A - Nuclear facilities soundness evaluation method and nuclear facilities soundness evaluation system - Google Patents

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悟史 宮村
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英則 高橋
幹郎 伊藤
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幹郎 伊藤
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健二郎 片山
肇 平沢
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To evaluate the soundness and a remaining life of each equipment in nuclear facilities.SOLUTION: According to an embodiment, a nuclear facilities soundness evaluation method includes: a testing step S01 conducting an environmental test while placing a monitoring test piece near a monitoring target member; a corrosion-hole-size estimating step S02 of examining a crevice corrosion test piece and a pitting corrosion test piece and estimating a size of a corrosion hole of the monitoring target member; a minimum-allowable-dimension calculating step S03 of estimating a strength of the monitoring target member and calculating a minimum allowable dimension; a development determining step S04 of measuring a crevice-corrosion re-passivation potential and determining whether a local corrosion develops; a soundness evaluating step S07 of calculating a structural strength tolerance; a corrosion-speed estimating step S08 of measuring a polarization curve of a sample electrode and estimating a corrosion speed of the monitoring target member when development is determined; and a remaining-life estimating step S09 of determining a remaining life of the monitoring target member using the corrosion speed.

Description

本発明の実施形態は、原子力設備の健全性評価方法およびそのための健全性評価システムに関する。   Embodiments described herein relate generally to a nuclear facility soundness evaluation method and a soundness evaluation system therefor.

原子力発電プラントでは、蒸気タービンから排出される蒸気は、たとえば、海水あるいは湖水等を冷却水とする冷却管等が設置された復水器内で、復水器の冷却管における熱交換により凝縮されて復水となる。しかし、前述したように、復水器では冷却水として海水等を用いるため、復水器冷却管等の損傷が発生すると、冷却管の外側すなわち負圧に維持されている復水器内に冷却水が流入する。この冷却水が、たとえば原子炉圧力容器内まで到達するような場合には、発電プラントにおける原子力設備の構成機器たとえば原子炉圧力容器内機器やポンプ、熱交換器および配管等の腐食が発生する原因となる。したがって、このような状況が発生した場合には、各設備の点検および評価が必要となる。   In a nuclear power plant, steam discharged from a steam turbine is condensed by heat exchange in the condenser cooling pipe in a condenser in which a cooling pipe using seawater or lake water as cooling water is installed. And become condensate. However, as mentioned above, since the condenser uses seawater or the like as cooling water, if the condenser cooling pipe or the like is damaged, the condenser is cooled outside the cooling pipe, that is, in the condenser maintained at a negative pressure. Water flows in. If this cooling water reaches the inside of the reactor pressure vessel, for example, the cause of the corrosion of the components of the nuclear equipment in the power plant such as the equipment in the reactor pressure vessel, pumps, heat exchangers and piping It becomes. Therefore, when such a situation occurs, it is necessary to inspect and evaluate each facility.

従来、腐食状況の把握のためには、設備の開放点検や専門家の知識や評価に頼る方法を必要としていた。設備の点検においては、点検ができない部位が存在し、必ずしもすべての機器に対して開放点検できるわけではない。また、専門家の知識や評価においても、様々な構造や材料を持つ実機の設備を評価することは現実的には困難である。   Conventionally, in order to grasp the corrosion state, a method that relies on open inspection of equipment and knowledge and evaluation of experts has been required. In equipment inspection, there are parts that cannot be inspected, and not all equipment can be opened. In addition, in terms of expert knowledge and evaluation, it is practically difficult to evaluate actual equipment having various structures and materials.

特に原子炉圧力容器内の機器に関しては点検できない部位が多く、交換が困難な構造物も多いため、これらの機器に対して健全性の評価を実施することが重要となる。しかしながら原子炉圧力容器内では、材料への中性子照射の影響や原子炉冷却材の放射線分解による環境変化などの影響もあるため、これらを考慮した評価が必要である。   In particular, since there are many parts that cannot be inspected for equipment in the reactor pressure vessel and there are many structures that are difficult to replace, it is important to evaluate the soundness of these equipment. However, in the reactor pressure vessel, there are also the effects of neutron irradiation on the materials and environmental changes due to the radiolysis of the reactor coolant.

特許文献１には、原子力プラントの運転中において異常の発生を検知し、構造物の腐食電位を測定する技術が開示されている。また、他に、発電用ポンプに枝管を追設し、監視対象部材と同一材質で該当部を模擬した構成の試験片を監視装置内に設置し、水環境の測定および試験片を観察することで水質管理および腐食検査を常時行う技術が開示されている。   Patent Document 1 discloses a technique for detecting the occurrence of abnormality during operation of a nuclear power plant and measuring the corrosion potential of a structure. In addition, a branch pipe is added to the power generation pump, and a test piece having the same material as that of the monitoring target member and simulating the corresponding part is installed in the monitoring device to measure the water environment and observe the test piece. Therefore, a technique for constantly performing water quality management and corrosion inspection is disclosed.

特開２０１２−３７３６４号公報JP 2012-37364 A

特許文献１では、腐食電位を測定する技術が開示されているが、局部腐食の発生、進展有無や腐食速度を評価する方法は考慮されていない。また、設置場所が配管内であり、炉内に設置可能な構造は有していない。また、上記の発電ポンプに枝管を設ける技術では、原子炉圧力容器内機器などの原子力設備のような中性子照射を受ける機器に対する評価を行う上では不十分であり、また、配管内に設置する構造であり、たとえば原子炉圧力容器内に設置可能な構造を有していない。さらに前記の公知技術においては、機器の健全性評価は含まれておらず、今後の継続使用の可否について評価するシステムにはなっていない。   Patent Document 1 discloses a technique for measuring a corrosion potential, but does not consider a method for evaluating the occurrence, progress of corrosion, or corrosion rate of local corrosion. Moreover, the installation place is in the piping and does not have a structure that can be installed in the furnace. In addition, the technology for providing branch pipes in the above-described power generation pump is insufficient for evaluating equipment that receives neutron irradiation such as nuclear equipment such as nuclear reactor pressure vessel equipment, and is installed in piping. For example, it does not have a structure that can be installed in a reactor pressure vessel. Furthermore, the above-described known technology does not include the evaluation of the soundness of the device, and is not a system for evaluating whether or not the device can be used continuously in the future.

また、局部腐食に対する放射線照射量の影響に関する知見は、ほとんど無く、放射線照射量の影響についての知見を確保する必要がある。   Moreover, there is almost no knowledge about the influence of the radiation dose on local corrosion, and it is necessary to secure knowledge about the influence of the radiation dose.

そこで、本発明の実施形態は、原子力設備の機器の健全性および余寿命の評価を可能とすることを目的とする。   Then, embodiment of this invention aims at enabling the evaluation of the soundness and remaining life of the apparatus of a nuclear facility.

上述の目的を達成するため、本実施形態は、原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価または余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価方法であって、少なくとも局部腐食の調査のためのすきま腐食試験片および孔食試験片、並びに強度調査のための引張試験片を含む監視試験片を前記監視対象部材の近傍に置いて環境試験を実施する試験ステップと、前記試験ステップの後に、前記すきま腐食試験片および前記孔食試験片を調査して前記監視対象部材の腐食孔のサイズを推定する腐食孔サイズ推定ステップと、前記試験ステップの後に、前記引張試験片を調査して前記監視対象部材の強度を推定し、前記監視対象部材の最小許容寸法を算出する最小許容寸法算出ステップと、腐食すきま再不動態化電位を測定し所定の基準値と比較して局部腐食の進展の有無を判定する進展判定ステップと、前記進展判定ステップの結果、進展なしと判定された場合に、前記監視対象部材の健全性に関する所定の演算を実施して構造強度上の裕度を算出する健全性評価ステップと、前記進展判定ステップの結果、進展ありと判定された場合に、試料電極の分極曲線を測定し前記監視対象部材の腐食速度を推定する腐食速度推定ステップと、前記腐食速度推定ステップの後に前記腐食速度を用いて前記監視対象部材の余寿命を求める余寿命推定ステップと、を有することを特徴とする。   In order to achieve the above-described object, this embodiment is a nuclear facility soundness evaluation method for evaluating the soundness of a monitoring target member in a radiation irradiation environment in a nuclear facility or evaluating the remaining life, at least locally. A test step for conducting an environmental test by placing a monitoring test piece including a crevice corrosion test piece and a pitting corrosion test piece for investigation of corrosion, and a tensile test piece for strength investigation in the vicinity of the member to be monitored; After the test step, the crevice corrosion test piece and the pitting corrosion test piece are investigated to estimate the size of the corrosion hole of the monitored member, and after the test step, the tensile test piece is Survey to estimate the strength of the monitored member, calculate the minimum allowable dimension for calculating the minimum allowable dimension of the monitored member, and measure the corrosion clearance repassivation potential. A progress determination step for determining the presence or absence of the progress of local corrosion compared to a predetermined reference value; and a predetermined calculation relating to the soundness of the monitoring target member when it is determined that there is no progress as a result of the progress determination step. And the degree of corrosion of the monitoring target member by measuring the polarization curve of the sample electrode when it is determined that there is progress as a result of the soundness evaluation step for calculating the structural strength tolerance and the progress determination step. And a remaining life estimation step for obtaining a remaining life of the monitoring target member using the corrosion speed after the corrosion rate estimating step.

また、本実施形態は、原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価および余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価システムであって、前記監視対象部材の近傍に取り付けられて、監視試験片を内包可能で、周囲の冷却材が内部に流通可能に形成された監視試験片バスケットと、前記監視対象部材の外部に設けられて、前記監視試験片バスケット内の前記監視試験片と電気的に接続された３電極式電気化学セルを構成する電気化学的測定装置と、前記電気化学的測定装置から印加した電圧値と測定された電流値の時間的な経緯を分析処理する解析装置と、を備えることを特徴とする。   Further, the present embodiment is a nuclear facility soundness evaluation system that evaluates the soundness and remaining life of a monitoring target member in a radiation irradiation environment in a nuclear facility, and is attached in the vicinity of the monitoring target member A monitoring test piece basket which is capable of containing a monitoring test piece and in which a surrounding coolant can be circulated therein, and is provided outside the monitoring target member, and the monitoring in the monitoring test piece basket is provided. Analytical processing of the electrochemical measurement device constituting the three-electrode electrochemical cell electrically connected to the test piece, and the time course of the voltage value and the measured current value applied from the electrochemical measurement device And an analyzing device.

本発明の実施形態によれば、原子力設備の機器の健全性および余寿命の評価が可能となる。   According to the embodiment of the present invention, it is possible to evaluate the soundness and remaining life of the equipment of the nuclear facility.

第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing the composition of the soundness evaluation system of the nuclear facility concerning a 1st embodiment. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける電気化学的測定装置の構成を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the structure of the electrochemical measuring apparatus in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す正面図である。It is a front view which shows the structure of the monitoring test piece basket of the state in which the test piece was attached in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す側面図である。It is a side view which shows the structure of the monitoring test piece basket of the state in which the test piece was attached in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のすきま腐食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。It is a figure which shows the crevice corrosion test piece in the monitoring test piece basket in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment, Comprising: (a) is a front view, (b) is a side view. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の孔食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。It is a figure which shows the pitting corrosion test piece in the monitoring test piece basket in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment, (a) is a front view, (b) is a side view. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のＣＴ試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。It is a figure which shows the CT test piece in the monitoring test piece basket in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment, Comprising: (a) is a front view, (b) is a side view. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の異材継手試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。It is a figure which shows the dissimilar joint test piece in the monitoring test piece basket in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment, Comprising: (a) is a front view, (b) is a side view. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の引張試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。It is a figure which shows the tensile test piece in the monitoring test piece basket in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment, Comprising: (a) is a front view, (b) is a side view. 第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の硬さ測定用平板試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。It is a figure which shows the flat test piece for hardness measurement in the monitoring test piece basket in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment, Comprising: (a) is a front view, (b) is a side view. . 第１の実施形態に係る原子力設備の監視方法の手順を示すフロー図である。It is a flowchart which shows the procedure of the monitoring method of the nuclear facility which concerns on 1st Embodiment. 第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing the composition of the soundness evaluation system of the nuclear facility concerning a 2nd embodiment. 第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view which shows the structure of the monitoring test piece basket of the state to which the test piece was attached in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 2nd Embodiment. 第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す横断面図である。It is a cross-sectional view which shows the structure of the monitoring test piece basket of the state to which the test piece was attached in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 2nd Embodiment. 第３の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing the composition of the soundness evaluation system of the nuclear facility concerning a 3rd embodiment.

以下、図面を参照して本発明の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムおよび監視方法について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。   Hereinafter, a soundness evaluation system and a monitoring method for a nuclear facility according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.

［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。原子力設備５００の監視システム４００は、浸漬部１およびポテンショスタット１２を有する。浸漬部１は、原子力設備５００における原子炉圧力容器１０内の炉心シュラウド１１の内側に設けられている。ポテンショスタット１２は、原子炉圧力容器１０の外部に設けられている。ポテンショスタット１２でのデータは解析装置３５０に出力される。 [First Embodiment]
FIG. 1 is an elevational sectional view showing the configuration of a nuclear facility soundness evaluation system according to the first embodiment. The monitoring system 400 of the nuclear facility 500 includes the immersion unit 1 and the potentiostat 12. The immersion unit 1 is provided inside the core shroud 11 in the reactor pressure vessel 10 in the nuclear power plant 500. The potentiostat 12 is provided outside the reactor pressure vessel 10. Data at the potentiostat 12 is output to the analysis device 350.

図２は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける電気化学的測定装置の構成を示す概念図である。電気化学的測定装置３は、浸漬部１、ポテンショスタット１２を有する。ポテンショスタット１２は、原子炉圧力容器１０の外部に設けられている。浸漬部１は、炉心シュラウド１１の内側に原子炉冷却材に浸漬された状態で取り付けられている。浸漬部１は、絶縁体ホルダ３４を有し、絶縁体ホルダ３４には、試料電極３１、対極３２、照合電極３３が収納されている。試料電極３１とポテンショスタット１２間は信号線３５により、対極３２とポテンショスタット１２間は信号線３６により、また照合電極３３とポテンショスタット１２間は信号線３７により、それぞれ接続されている。   FIG. 2 is a conceptual diagram showing a configuration of an electrochemical measurement device in the nuclear facility soundness evaluation system according to the first embodiment. The electrochemical measuring device 3 has an immersion part 1 and a potentiostat 12. The potentiostat 12 is provided outside the reactor pressure vessel 10. The immersion part 1 is attached inside the core shroud 11 in a state of being immersed in a reactor coolant. The immersion part 1 has an insulator holder 34 in which a sample electrode 31, a counter electrode 32, and a verification electrode 33 are accommodated. The sample electrode 31 and the potentiostat 12 are connected by a signal line 35, the counter electrode 32 and the potentiostat 12 are connected by a signal line 36, and the verification electrode 33 and the potentiostat 12 are connected by a signal line 37.

試料電極３１および対極３２は、監視対象部材５１０である炉心シュラウド１１の材料と同一材料製の２枚の板材を重ね合わせたものである。照合電極３３は試料電極３１に近接して設けられている。絶縁体ホルダ３４は、試料電極３１、対極３２および照合電極３３の相互の位置関係を一定に保つ。   The sample electrode 31 and the counter electrode 32 are obtained by superimposing two plates made of the same material as the material of the core shroud 11 that is the monitoring target member 510. The verification electrode 33 is provided close to the sample electrode 31. The insulator holder 34 keeps the positional relationship among the sample electrode 31, the counter electrode 32, and the verification electrode 33 constant.

電気化学的測定装置３は、ポテンショスタット１２によって試料電極３１に電位をかけて電流を測定することによって、腐食すきま再不動態化電位を取得する。この結果、その環境におけるすきま腐食の発生もしくは進展有無を評価することが可能である。たとえば、電流の上昇傾向が止まった場合は、再不動態化したものと推定することができる。   The electrochemical measuring device 3 obtains the corrosion gap repassivation potential by applying a potential to the sample electrode 31 with the potentiostat 12 and measuring the current. As a result, it is possible to evaluate the occurrence or development of crevice corrosion in the environment. For example, when the upward trend of current stops, it can be estimated that repassivation has occurred.

また、すきま腐食が進展すると評価された場合は、ポテンショスタット１２を用いて試料電極３１に電位を徐々にかけながら電流を測定することで、試料電極３１の分極曲線を測定可能である。具体的には、腐食電流を測定することにより分極曲線の測定ができ、腐食速度を取得することが可能である。この電気化学的測定方法は、外部のポテンショスタット１２から電位をかけることで取得するため、ポテンショスタット１２から信号を送れば任意のタイミングで測定が可能となる。   In addition, when it is evaluated that crevice corrosion progresses, the polarization curve of the sample electrode 31 can be measured by measuring the current while gradually applying a potential to the sample electrode 31 using the potentiostat 12. Specifically, the polarization curve can be measured by measuring the corrosion current, and the corrosion rate can be obtained. Since this electrochemical measurement method is obtained by applying a potential from an external potentiostat 12, if a signal is sent from the potentiostat 12, measurement can be performed at an arbitrary timing.

解析装置３５０（図１）は、電気化学的測定装置３から印加した電圧値と測定された電流値の時間的な経緯を分析処理する。   The analysis device 350 (FIG. 1) analyzes the time course of the voltage value applied from the electrochemical measurement device 3 and the measured current value.

図３は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す正面図である。また、図４は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す側面図である。監視試験片バスケット２は、筐体２１、固定冶具２２、およびニュートロンドジメータ２３を有する。筐体２１には、監視試験片バスケット２の筐体２１の内部の水環境を外部と同一にするために複数の通水孔２１ａが形成されている。固定冶具２２は、筐体２１を炉心シュラウド１１に固定する。ニュートロンドジメータ２３は、監視試験片２４が取り付けられている位置での中性子照射量の測定値を出力する。   FIG. 3 is a front view showing the configuration of the monitoring test piece basket in a state in which the test piece is attached in the nuclear facility soundness evaluation system according to the first embodiment. FIG. 4 is a side view showing the configuration of the monitoring test piece basket in a state where the test piece is attached in the soundness evaluation system for a nuclear facility according to the first embodiment. The monitoring specimen basket 2 has a housing 21, a fixing jig 22, and a neutron dosimeter 23. A plurality of water passage holes 21 a are formed in the housing 21 in order to make the water environment inside the housing 21 of the monitoring specimen basket 2 the same as the outside. The fixing jig 22 fixes the casing 21 to the core shroud 11. The neutron dosimeter 23 outputs a measurement value of the neutron irradiation amount at the position where the monitoring test piece 24 is attached.

監視試験片バスケット２の筐体２１の内部には、局部腐食状況もしくは高温強度パラメータを評価するための監視試験片２４が装荷される。監視試験片２４は、原子力設備５００の停止後に取り出される。   A monitoring test piece 24 for evaluating a local corrosion state or a high temperature strength parameter is loaded inside the housing 21 of the monitoring test piece basket 2. The monitoring specimen 24 is taken out after the nuclear facility 500 is stopped.

図５は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のすきま腐食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。すきま腐食試験片１１１は、監視試験片２４のうち、評価する局部腐食に対応する監視試験片である。すきま腐食試験片１１１は、すきま腐食を評価するために、図５に示すように、板１１１ａを重ねてボルト１１１ｂで締結している。板は、ベースの板と同じ材料であるが、目的によって異なる材料でもよい。   FIG. 5 is a view showing a crevice corrosion test piece in a monitoring test piece basket in the nuclear facility soundness evaluation system according to the first embodiment, wherein (a) is a front view and (b) is a side view. is there. The crevice corrosion test piece 111 is a monitoring test piece corresponding to the local corrosion to be evaluated among the monitoring test pieces 24. In order to evaluate crevice corrosion, the crevice corrosion test piece 111 is overlapped with plates 111a and fastened with bolts 111b as shown in FIG. The plate is the same material as the base plate, but may be a different material depending on the purpose.

図６は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の孔食試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。孔食試験片１１２は、監視試験片２４のうち、孔食を評価するための平板状の試験片であり、中央に微小な孔１１２ａが形成されている。   FIG. 6 is a diagram showing a pitting corrosion test piece in a monitoring test piece basket in the nuclear facility soundness evaluation system according to the first embodiment, where (a) is a front view and (b) is a side view. is there. The pitting corrosion test piece 112 is a flat test piece for evaluating pitting corrosion among the monitoring test pieces 24, and a minute hole 112a is formed at the center.

図７は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内のＣＴ試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。ＣＴ試験片（引張疲労試験片）１１３は、監視試験片２４のうち、応力腐食割れを評価するための試験片である。   FIG. 7 is a view showing a CT test piece in a monitoring test piece basket in the integrity evaluation system for a nuclear facility according to the first embodiment, wherein (a) is a front view and (b) is a side view. . The CT test piece (tensile fatigue test piece) 113 is a test piece for evaluating stress corrosion cracking among the monitoring test pieces 24.

図８は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の異材継手試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。異材継手試験片１１４は、監視試験片２４のうち、異種金属腐食接触を評価するために、耐食性の異なる２種類の板１１４ａおよび１１４ｃを溶接して、中間に溶接継ぎ手部１１４ｂを有する試験片である。   FIG. 8 is a view showing a dissimilar joint test piece in a monitoring test piece basket in the nuclear facility soundness evaluation system according to the first embodiment, wherein (a) is a front view and (b) is a side view. is there. The dissimilar joint test piece 114 is a test piece having, among the monitoring test pieces 24, welded two kinds of plates 114a and 114c having different corrosion resistances, and has a welded joint portion 114b in the middle in order to evaluate different metal corrosion contact. is there.

図９は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の引張試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。引張試験片１１５は、監視試験片２４のうち、引張試験用の試験片である。図１０は、第１の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける監視試験片バスケット内の硬さ測定用平板試験片を示す図であって、（ａ）は正面図、（ｂ）は側面図である。硬さ測定用平板試験片１１６は、監視試験片２４のうち、硬さ測定試験用の試験片である。引張試験片１１５および硬さ測定用平板試験片１１６は、高温強度を評価する高温強度評価用監視試験片でもある。   FIG. 9 is a diagram showing a tensile test piece in a monitoring test piece basket in the nuclear facility soundness evaluation system according to the first embodiment, wherein (a) is a front view and (b) is a side view. . The tensile test piece 115 is a test piece for the tensile test among the monitoring test pieces 24. FIG. 10 is a view showing a flatness test piece for hardness measurement in a monitoring test piece basket in the integrity evaluation system for a nuclear facility according to the first embodiment, wherein (a) is a front view and (b) is a front view. It is a side view. The flatness test piece 116 for hardness measurement is a test piece for hardness measurement test among the monitoring test pieces 24. The tensile test piece 115 and the flatness test piece 116 for hardness measurement are also high-temperature strength evaluation monitoring test pieces for evaluating high-temperature strength.

以上の監視試験片２４、すなわち、すきま腐食試験片１１１、孔食試験片１１２、ＣＴ試験片１１３、異材継手試験片１１４、引張試験片１１５、硬さ測定用平板試験片１１６を調査することによって、それぞれの監視試験片２４に対応する局部腐食の程度、高温強度を評価することが可能となる。監視試験片２４の材料は、基本的には、原子力設備を構成する構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼、マルテンサイトステンレス鋼またはニッケル基合金のいずれかである。また、異材継手試験片１１４は、低合金鋼または炭素鋼とステンレス鋼との異材継手である。   By investigating the monitoring test piece 24 described above, that is, the crevice corrosion test piece 111, the pitting corrosion test piece 112, the CT test piece 113, the dissimilar joint test piece 114, the tensile test piece 115, and the flatness test piece 116 for hardness measurement. It becomes possible to evaluate the degree of local corrosion and the high-temperature strength corresponding to each monitoring test piece 24. The material of the monitoring specimen 24 is basically any one of austenitic stainless steel, martensitic stainless steel, or nickel-base alloy, which is a structural material constituting the nuclear facility. Further, the dissimilar joint test piece 114 is a dissimilar joint of low alloy steel or carbon steel and stainless steel.

図１１は、第１の実施形態に係る原子力設備の監視方法の手順を示すフロー図である。監視試験片２４を原子炉圧力容器１０内の炉心シュラウド１１の近傍に置いて、環境試験を実施する（ステップＳ０１）。   FIG. 11 is a flowchart showing the procedure of the nuclear facility monitoring method according to the first embodiment. The monitoring test piece 24 is placed in the vicinity of the core shroud 11 in the reactor pressure vessel 10 and an environmental test is performed (step S01).

監視試験片２４のうち、すきま腐食試験片１１１、孔食試験片１１２を原子炉圧力容器１０内から取り出し、取り出した監視試験片２４を調査する。調査によって局部腐食の程度を把握し、腐食孔のサイズを推定する（ステップＳ０２）。   Among the monitoring test pieces 24, the crevice corrosion test piece 111 and the pitting corrosion test piece 112 are taken out from the reactor pressure vessel 10, and the taken out monitoring test piece 24 is investigated. The degree of local corrosion is grasped by the investigation, and the size of the corrosion hole is estimated (step S02).

次に、高温強度を評価可能な監視試験片２４によって高温強度試験を実施し、監視対象部材５１０である炉心シュラウド１１の最小許容肉厚を算出する（ステップＳ０３）。   Next, a high temperature strength test is performed using the monitoring test piece 24 that can evaluate the high temperature strength, and the minimum allowable wall thickness of the core shroud 11 that is the monitoring target member 510 is calculated (step S03).

次に、腐食すきま再不動態化電位を測定することによって、腐食孔の進展有無を評価する（ステップＳ０４）。   Next, the presence or absence of the development of corrosion holes is evaluated by measuring the corrosion gap repassivation potential (step S04).

腐食孔が、規定値より大きいか否か、すなわち腐食孔の進展が有るか否かを判定する（ステップＳ０５）。腐食孔の進展有りと判定された場合（ステップＳ０５ ＹＥＳ）は、先ず、構造健全性を評価して、現在の状況において構造健全性が確保されていることを確認する（ステップＳ０７）。その上で、分極曲線の測定を実施し、腐食速度を推定する（ステップＳ０８）。ステップＳ０８により得られた腐食速度から、監視対象部材５１０の余寿命を評価する（ステップＳ０９）。   It is determined whether or not the corrosion hole is larger than a specified value, that is, whether or not the corrosion hole has progressed (step S05). If it is determined that the corrosion hole has progressed (YES in step S05), first, the structural soundness is evaluated to confirm that the structural soundness is ensured in the current situation (step S07). After that, the polarization curve is measured to estimate the corrosion rate (step S08). The remaining life of the monitoring target member 510 is evaluated from the corrosion rate obtained in step S08 (step S09).

ステップＳ０９の後は、電気化学的測定による腐食状況の監視を継続する（ステップＳ１０）。ステップＳ０５で進展有りと判定されなかった場合（ステップＳ０５ ＮＯ）は、設定した腐食孔のサイズおよび最小許容肉厚等の最小寸法を用いて構造健全性評価を実施する（ステップＳ０６）。ステップＳ０６の後は、電気化学的測定による腐食状況の監視を継続する（ステップＳ１０）。   After step S09, monitoring of the corrosion status by electrochemical measurement is continued (step S10). If it is not determined in step S05 that there is progress (NO in step S05), structural soundness evaluation is performed using the set minimum size such as the size of the corrosion hole and the minimum allowable wall thickness (step S06). After step S06, monitoring of the corrosion status by electrochemical measurement is continued (step S10).

以上のような本発明の実施形態によれば、原子力設備の機器の健全性および余寿命の評価が可能となる。   According to the embodiment of the present invention as described above, it is possible to evaluate the soundness and remaining life of the equipment of the nuclear facility.

［第２の実施形態］
図１２は、第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。ここで、原子力設備５００は、冷却水浄化系１４を有する。冷却水浄化系１４は、原子炉圧力容器１０から出た冷却水浄化系配管１４ｄ、冷却水浄化系配管１４ｄ上に設けられた熱交換器１４ａ、ポンプ１４ｂおよびエコノマイザ１４ｃを有する。冷却水浄化系配管１４ｄは、原子炉圧力容器１０内への給水用の給水配管１５に合流する。 [Second Embodiment]
FIG. 12 is an elevational cross-sectional view illustrating a configuration of a nuclear facility soundness evaluation system according to the second embodiment. Here, the nuclear facility 500 has a cooling water purification system 14. The cooling water purification system 14 includes a cooling water purification system pipe 14d exiting from the reactor pressure vessel 10, a heat exchanger 14a provided on the cooling water purification system pipe 14d, a pump 14b, and an economizer 14c. The cooling water purification system pipe 14 d joins the water supply pipe 15 for water supply into the reactor pressure vessel 10.

監視システム４００は、原子炉圧力容器１０の内壁に設置される浸漬部４と、炉心領域１３の内部に設置される浸漬部５と、冷却水浄化系１４に設置される熱交換器１４ａの上流側の枝管に設置される浸漬部６を有する。本第２の実施形態における浸漬部１、浸漬部４および浸漬部５の構成は、第１の実施形態で示した浸漬部１と同様である。浸漬部４、５、１と、原子炉圧力容器１０外に設けられたポテンショスタット１２との間は、電圧を印加するための電線および電流を計測するための電線が設けられている。各ポテンショスタット１２で得られたデータは、解析装置３５０に出力される。   The monitoring system 400 includes an immersion unit 4 installed on the inner wall of the reactor pressure vessel 10, an immersion unit 5 installed in the core region 13, and an upstream of the heat exchanger 14 a installed in the cooling water purification system 14. It has the immersion part 6 installed in the side branch pipe. The structure of the immersion part 1, the immersion part 4, and the immersion part 5 in the 2nd embodiment is the same as that of the immersion part 1 shown in 1st Embodiment. Between the immersion parts 4, 5, 1 and the potentiostat 12 provided outside the reactor pressure vessel 10, an electric wire for applying voltage and an electric wire for measuring current are provided. Data obtained by each potentiostat 12 is output to the analysis device 350.

なお、図１２では、浸漬部６が設けられている枝管は、熱交換器１４ａの上流側のドレンラインのように図示しているが、冷却水浄化系配管１４ｄから分岐した後に、再び、冷却水浄化系配管１４ｄに戻す構成でもよい。この場合は、常時、浸漬部６を冷却材浄化系１４の冷却材が流れている状態を形成することができる。   In FIG. 12, the branch pipe provided with the immersion part 6 is illustrated as a drain line upstream of the heat exchanger 14a, but after branching from the cooling water purification system pipe 14d, The structure returned to cooling water purification system piping 14d may be sufficient. In this case, it is possible to form a state where the coolant of the coolant purification system 14 always flows through the immersion part 6.

図１３は、第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す縦断面図である。浸漬部６は、枝管３０１の上流側のフランジ３０２ａおよび下流側のフランジ３０２ｂに固定されるバスケット配管３０３と、上流側の通水孔付き仕切り板３０４ａ、下流側の通水孔付き仕切り板３０４ｂと、通水孔付き仕切り板３０４ａの中心穴に差し込む試験片ホルダ軸３０５を有する試験片ホルダ３０６と、試験片ホルダ３０６に設置する監視試験片２４を有する。監視試験片２４は冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａ、熱交換器１４ａ上流の系統等を対象とし、系統内に設けられた浸漬部６の図示しないテストセクションを用いる。また第１の実施形態と同様の電気化学的測定装置３（図２）を有し、枝管の外部に図示しないポテンショスタットが設けられている。   FIG. 13: is a longitudinal cross-sectional view which shows the structure of the monitoring test piece basket in the state to which the test piece was attached in the soundness evaluation system of the nuclear facility which concerns on 2nd Embodiment. The immersion part 6 includes a basket pipe 303 fixed to the upstream flange 302a and the downstream flange 302b of the branch pipe 301, a partition plate 304a with an upstream water passage hole, and a partition plate 304b with a downstream water passage hole. And a test piece holder 306 having a test piece holder shaft 305 to be inserted into the center hole of the partition plate 304 a with water passage holes, and a monitoring test piece 24 installed in the test piece holder 306. The monitoring test piece 24 targets the heat exchanger 14a of the cooling water purification system 14, the system upstream of the heat exchanger 14a, and the like, and uses a test section (not shown) of the immersion unit 6 provided in the system. Moreover, it has the same electrochemical measuring apparatus 3 (FIG. 2) as 1st Embodiment, and the potentiostat which is not shown in figure is provided in the exterior of the branch pipe.

図１４は、第２の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムにおける試験片が取り付けられた状態の監視試験片バスケットの構成を示す横断面図である。図１４で示す試験片ホルダ３０６は、浸漬部６の下流側から取付け、取外しできるように形成されている。   FIG. 14 is a cross-sectional view illustrating a configuration of a monitoring test piece basket in a state in which a test piece is attached in the nuclear facility soundness evaluation system according to the second embodiment. The test specimen holder 306 shown in FIG. 14 is formed so that it can be attached and removed from the downstream side of the immersion part 6.

本実施形態では、原子炉圧力容器１０の内壁および炉心領域１３、冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａを対象部位としている。冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａ上流側の浸漬部６については、原子炉の運転時、停止時に関わらず調査可能である。すなわち、浸漬部６の上流側の図示しない止め弁を閉め、浸漬部６の下流にある図示しないドレン弁から配管内の水を抜く。下流側からフランジ３０２ｂおよび通水孔付き仕切板３０４ｂを外し、試験片ホルダ３０６を９０度回転させて引き抜くことで試験片ホルダ３０６を取り外すことができ、腐食状況等を調査可能である。   In this embodiment, the inner wall and core region 13 of the reactor pressure vessel 10 and the heat exchanger 14a of the cooling water purification system 14 are targeted. The immersion part 6 upstream of the heat exchanger 14a of the cooling water purification system 14 can be investigated regardless of whether the reactor is operating or stopped. That is, a stop valve (not shown) on the upstream side of the immersion unit 6 is closed, and water in the pipe is drained from a drain valve (not shown) downstream of the immersion unit 6. The test piece holder 306 can be removed by removing the flange 302b and the partition plate 304b with a water passage hole from the downstream side, and rotating the test piece holder 306 by 90 degrees to extract the corrosion state.

以上のように、本実施形態によれば、浸漬部６の試験片ホルダ３０６を原子炉の開放前に調査することで、原子炉圧力容器１０内の設備の腐食状況を推測することが可能となる。   As described above, according to the present embodiment, it is possible to estimate the corrosion status of the equipment in the reactor pressure vessel 10 by investigating the specimen holder 306 of the immersion unit 6 before opening the reactor. Become.

［第３の実施形態］
図１５は、第３の実施形態に係る原子力設備の健全性評価システムの構成を示す立断面図である。継ぎ手部本実施形態は、第１の実施形態および第２の実施形態の変形である。本実施形態においては、炉心シュラウド１１、原子炉圧力容器１０、炉心領域１３、冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａを監視対象部材５１０としている。 [Third Embodiment]
FIG. 15 is an elevational sectional view showing the configuration of the integrity evaluation system for a nuclear facility according to the third embodiment. Joint part This embodiment is a modification of the first embodiment and the second embodiment. In the present embodiment, the core shroud 11, the reactor pressure vessel 10, the core region 13, and the heat exchanger 14 a of the cooling water purification system 14 are the monitoring target members 510.

監視システム４００は、原子炉圧力容器１０の内壁に設置される浸漬部４と、炉心領域１３の内部に設置される浸漬部５と、炉心シュラウド１１の内面に設置される浸漬部１、および冷却水浄化系１４に設置される熱交換器１４ａの上流側の枝管に設置される浸漬部６（図１２）を有する。浸漬部４、５、１と、原子炉圧力容器１０外に設けられたポテンショスタット１２（図１２）との間は、電圧を印加するための電線および電流を計測するための電線が設けられているが、図示を省略している。   The monitoring system 400 includes an immersion unit 4 installed on the inner wall of the reactor pressure vessel 10, an immersion unit 5 installed inside the core region 13, an immersion unit 1 installed on the inner surface of the core shroud 11, and cooling. It has the immersion part 6 (FIG. 12) installed in the branch pipe upstream of the heat exchanger 14a installed in the water purification system 14. Between the immersion parts 4, 5, 1 and the potentiostat 12 (FIG. 12) provided outside the reactor pressure vessel 10, an electric wire for applying voltage and an electric wire for measuring current are provided. Although not shown in the figure.

原子炉圧力容器１０の上部から原子炉圧力容器１０外へはサンプリング配管３１１、炉心シュラウド１１の近傍から原子炉圧力容器１０外へはサンプリング配管３１２、炉心領域１３の上部から原子炉圧力容器１０外へはサンプリング配管３１３がさらに設けられている。サンプリング配管３１１には減温減圧系２５Ａ、サンプリング配管３１２には減温減圧系２５Ｂ、サンプリング配管３１３には減温減圧系２５Ｃ、および冷却水浄化系１４の熱交換器１４ａからのサンプリング配管には減温減圧系２５Ｄが、それぞれ設けられている。   Sampling piping 311 from the top of the reactor pressure vessel 10 to the outside of the reactor pressure vessel 10, sampling piping 312 from the vicinity of the core shroud 11 to the outside of the reactor pressure vessel 10, and outside the reactor pressure vessel 10 from the top of the core region 13. A sampling pipe 313 is further provided at the end. The sampling pipe 311 has a temperature reducing pressure reducing system 25A, the sampling pipe 312 has a temperature reducing pressure reducing system 25B, the sampling pipe 313 has a temperature reducing pressure reducing system 25C, and the cooling water purification system 14 has a sampling pipe from the heat exchanger 14a. A temperature-reducing decompression system 25D is provided.

サンプリングされて減温減圧系２５Ａ、２５Ｂ、２５Ｃを通過して常温となった原子炉冷却水は水質計測系２６Ａに、また、サンプリングされて減温減圧系２５Ｄを通過して常温となった原子炉冷却水は水質計測系２６Ｂに、それぞれ導かれ、酸素濃度、塩化物イオン濃度、導電率、ｐＨ、不純物イオン等の環境パラメータが分析される。また、監視対象部材５１０近傍の温度についても、測定される。   Reactor cooling water that has been sampled and passed through temperature-reduced pressure reducing systems 25A, 25B, and 25C is cooled to water quality measuring system 26A. Reactor cooling water is guided to the water quality measurement system 26B, and environmental parameters such as oxygen concentration, chloride ion concentration, conductivity, pH, and impurity ions are analyzed. Further, the temperature near the monitoring target member 510 is also measured.

水質計測系２６Ａおよび２６Ｂで得られた水質データは、解析装置３５０に出力される。水質の局部腐食への影響については、従来の実験データに基づいて集積されたデータベースを活用することができる。すなわち、解析装置３５０は、特に局部腐食に関係するたとえば塩素イオンなどの陰イオンの濃度、監視対象部材５１０近傍の温度、電気化学的測定装置３により得られた監視対象部材５１０の電位に相当する電位データと、蓄積された影響データを照合して、局部腐食の進展の有無を把握する。   Water quality data obtained by the water quality measurement systems 26 </ b> A and 26 </ b> B is output to the analysis device 350. Regarding the influence of water quality on local corrosion, a database accumulated based on conventional experimental data can be used. That is, the analysis device 350 corresponds to the concentration of anions such as chlorine ions related to local corrosion, the temperature in the vicinity of the monitoring target member 510, and the potential of the monitoring target member 510 obtained by the electrochemical measurement device 3. The potential data and the accumulated influence data are collated to determine whether local corrosion has progressed.

この際に、中性子照射量が測定データとして得られていることから、中性子照射量がどのように影響しているかについても、評価することができる。   At this time, since the neutron irradiation amount is obtained as measurement data, it is possible to evaluate how the neutron irradiation amount affects.

以上のように構成された本実施形態においては、たとえば特に海水や湖水等の腐食性の高い流体が混入した際に、測定データとして、監視対象部材５１０近傍のニュートロンドジメータ２３（図３）で得られた中性子照射量に加え、酸素濃度、塩化物イオン濃度、導電率、ｐＨ、不純物イオン等の環境パラメータを得ることができる。この結果、それぞれの対象部位における腐食状況への影響を、原子炉冷却材水質からのみならず中性子照射量からも評価することが可能となる。   In the present embodiment configured as described above, for example, when a highly corrosive fluid such as seawater or lake water is mixed, for example, the Neutron dosimeter 23 in the vicinity of the monitoring target member 510 (FIG. 3) is obtained as measurement data. In addition to the neutron irradiation amount obtained in step 1, environmental parameters such as oxygen concentration, chloride ion concentration, conductivity, pH, and impurity ions can be obtained. As a result, it becomes possible to evaluate the influence on the corrosion state in each target part not only from the reactor coolant quality but also from the neutron irradiation amount.

［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。 [Other Embodiments]
As mentioned above, although several embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention. Moreover, you may combine the characteristic of each embodiment.

さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。   Furthermore, these embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention.

これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。   These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

１…浸漬部、２…監視試験片バスケット、３…電気化学的測定装置、４、５、６…浸漬部、１０…原子炉圧力容器、１１…炉心シュラウド、１２…ポテンショスタット、１３…炉心領域、１４…冷却水浄化系、１４ａ…熱交換器、１４ｂ…ポンプ、１４ｃ…エコノマイザ、１４ｄ…冷却水浄化系配管、１５…給水配管、２１…筐体、２１ａ…通水孔、２２…固定治具、２３…ニュートロンドジメータ、２４…監視試験片、２５Ａ、２５Ｂ、２５Ｃ、２５Ｄ…減温減圧系、２６Ａ、２６Ｂ…水質計測系、３１…試料電極、３２…対極、３３…照合電極、３４…絶縁体ホルダ、３５、３６、３７…信号線、１１１…すきま腐食試験片、１１１ａ…板、１１１ｂ…ボルト、１１２…孔食試験片、１１２ａ…孔、１１３…ＣＴ試験片（引張疲労試験片）、１１４…異材継手試験片、１１４ａ…板、１１４ｂ…溶接継ぎ手部、１１４ｃ…板、１１５…引張試験片、１１６…硬さ測定用平板試験片、３０１…枝管、３０２ａ、３０２ｂ…フランジ、３０３…バスケット配管、３０４ａ、３０４ｂ…通水孔付き仕切り板、３０５…試験片ホルダ軸、３０６…試験片ホルダ、３１１、３１２、３１３…サンプリング配管、３５０…解析装置、４００…監視システム、５００…原子力設備、５１０…監視対象部材   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Immersion part, 2 ... Monitoring test piece basket, 3 ... Electrochemical measuring device 4, 5, 6 ... Immersion part, 10 ... Reactor pressure vessel, 11 ... Core shroud, 12 ... Potentiostat, 13 ... Core region , 14 ... Cooling water purification system, 14a ... Heat exchanger, 14b ... Pump, 14c ... Economizer, 14d ... Cooling water purification system piping, 15 ... Water supply piping, 21 ... Housing, 21a ... Water passage hole, 22 ... Fixed treatment 23, Neutron dosimeter, 24 ... Monitoring test piece, 25A, 25B, 25C, 25D ... Decrease in temperature and pressure, 26A, 26B ... Water quality measurement system, 31 ... Sample electrode, 32 ... Counter electrode, 33 ... Reference electrode, 34 ... insulator holder, 35, 36, 37 ... signal line, 111 ... crevice corrosion test piece, 111a ... plate, 111b ... bolt, 112 ... pitting corrosion test piece, 112a ... hole, 113 ... CT test piece (tensile fatigue test Fragment 114 ... Dissimilar joint test piece, 114a ... Plate, 114b ... Weld joint, 114c ... Plate, 115 ... Tensile test piece, 116 ... Plate test piece for hardness measurement, 301 ... Branch pipe, 302a, 302b ... Flange, 303 ... Basket piping, 304a, 304b ... Partition plate with water passage hole, 305 ... Test piece holder shaft, 306 ... Test piece holder, 311, 312, 313 ... Sampling piping, 350 ... Analysis device, 400 ... Monitoring system, 500 ... Nuclear power Equipment, 510 ... Monitoring target member

Claims (12)

原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価または余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価方法であって、
少なくとも局部腐食の調査のためのすきま腐食試験片および孔食試験片、並びに強度調査のための引張試験片を含む監視試験片を前記監視対象部材の近傍に置いて環境試験を実施する試験ステップと、
前記試験ステップの後に、前記すきま腐食試験片および前記孔食試験片を調査して前記監視対象部材の腐食孔のサイズを推定する腐食孔サイズ推定ステップと、
前記試験ステップの後に、前記引張試験片を調査して前記監視対象部材の強度を推定し、前記監視対象部材の最小許容寸法を算出する最小許容寸法算出ステップと、
腐食すきま再不動態化電位を測定し所定の基準値と比較して局部腐食の進展の有無を判定する進展判定ステップと、
前記進展判定ステップの結果、進展なしと判定された場合に、前記監視対象部材の健全性に関する所定の演算を実施して構造強度上の裕度を算出する健全性評価ステップと、
前記進展判定ステップの結果、進展ありと判定された場合に、試料電極の分極曲線を測定し前記監視対象部材の腐食速度を推定する腐食速度推定ステップと、
前記腐食速度推定ステップの後に前記腐食速度を用いて前記監視対象部材の余寿命を求める余寿命推定ステップと、
を有することを特徴とする原子力設備の健全性評価方法。 A method for evaluating the soundness of a nuclear facility that evaluates the soundness of a monitored member in a radiation irradiation environment in a nuclear facility or an evaluation of a remaining life,
A test step of performing an environmental test by placing a monitoring test piece including at least a crevice corrosion test piece and a pitting corrosion test piece for investigation of local corrosion, and a tensile test piece for strength investigation in the vicinity of the member to be monitored; ,
Corrosion hole size estimation step of investigating the crevice corrosion test piece and the pitting corrosion test piece to estimate the size of the corrosion hole of the monitoring target member after the test step;
After the test step, the tensile test piece is examined to estimate the strength of the monitoring target member, and the minimum allowable dimension calculating step of calculating the minimum allowable dimension of the monitoring target member;
A progress determination step for measuring the corrosion gap repassivation potential and comparing the predetermined reference value to determine whether or not local corrosion has progressed;
As a result of the progress determination step, when it is determined that there is no progress, a soundness evaluation step that calculates a tolerance on the structural strength by performing a predetermined calculation regarding the soundness of the monitoring target member;
As a result of the progress determination step, when it is determined that there is progress, a corrosion rate estimation step of measuring the polarization curve of the sample electrode and estimating the corrosion rate of the monitoring target member;
A remaining life estimating step for obtaining a remaining life of the monitoring target member using the corrosion rate after the corrosion rate estimating step;
A method for evaluating the soundness of nuclear facilities, characterized by comprising: 前記腐食速度推定ステップにおいては、前記監視対象部材の腐食速度を、前記監視対象部材の受けた中性子照射量による腐食速度への影響効果を考慮して評価する、ことを特徴とする請求項１に記載の原子力設備の健全性評価方法。   The corrosion rate estimation step includes evaluating the corrosion rate of the monitoring target member in consideration of the effect on the corrosion rate due to the neutron irradiation amount received by the monitoring target member. The nuclear facility integrity assessment method described. 前記監視試験片は、応力腐食割れを評価するための引張疲労試験片と、異種金属接触腐食を評価するための異材継手試験片と、をさらに含み、
前記健全性評価ステップまたは前記余寿命推定ステップは、前記引張疲労試験片および前記異材継手試験片の調査結果を用いるステップを含む、
ことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力設備の健全性評価方法。 The monitoring test piece further includes a tensile fatigue test piece for evaluating stress corrosion cracking, and a dissimilar joint test piece for evaluating dissimilar metal contact corrosion,
The soundness evaluation step or the remaining life estimation step includes a step of using survey results of the tensile fatigue test piece and the dissimilar material joint test piece.
The method for evaluating the soundness of a nuclear facility according to claim 1 or 2, characterized in that: 前記健全性評価ステップまたは前記余寿命推定ステップの後に、電気化学的測定による腐食状況の継続監視を行う継続監視ステップをさらに有することを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価方法。   4. The method according to claim 1, further comprising a continuation monitoring step of continuously monitoring a corrosion state by electrochemical measurement after the soundness evaluation step or the remaining life estimation step. 5. The nuclear facility integrity assessment method described. 前記監視対象部材の設置場所の近傍から原子炉冷却水を減温減圧しながらサンプリングして、酸素濃度、塩化物イオン濃度、導電率、ｐＨ、不純物イオンを含む環境パラメータを測定し、その結果および前記監視対象部材の近傍に設置した前記監視試験片の調査結果と、データベースとを比較して前記監視対象部材の腐食状況を推定するステップをさらに有することを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価方法。   Reactor cooling water is sampled from near the installation location of the monitoring target member while depressurizing and depressurizing to measure environmental parameters including oxygen concentration, chloride ion concentration, conductivity, pH, and impurity ions. 5. The method according to claim 1, further comprising a step of comparing a result of the inspection of the monitoring specimen installed in the vicinity of the monitoring target member with a database to estimate a corrosion state of the monitoring target member. The method for assessing the soundness of a nuclear facility according to any one of the above. 原子力設備における放射線の照射環境にある監視対象部材の健全性の評価および余寿命の評価を行う原子力設備の健全性評価システムであって、
前記監視対象部材の近傍に取り付けられて、監視試験片を内包可能で、周囲の冷却材が内部に流通可能に形成された監視試験片バスケットと、
前記監視対象部材の外部に設けられて、前記監視試験片バスケット内の前記監視試験片と電気的に接続された３電極式電気化学セルを構成する電気化学的測定装置と、
前記電気化学的測定装置から印加した電圧値と測定された電流値の時間的な経緯を分析処理する解析装置と、
を備えることを特徴とする原子力設備の健全性評価システム。 A nuclear facility soundness evaluation system that evaluates the soundness and remaining life of monitored members in the radiation environment of a nuclear facility,
A monitoring test piece basket which is attached in the vicinity of the monitoring target member and can contain a monitoring test piece, and is formed so that surrounding coolant can be circulated therein;
An electrochemical measuring device which is provided outside the monitoring target member and constitutes a three-electrode electrochemical cell electrically connected to the monitoring test piece in the monitoring test piece basket;
An analysis device for analyzing and analyzing the time course of the voltage value applied from the electrochemical measurement device and the measured current value;
A facility for evaluating the integrity of nuclear facilities. 前記監視試験片バスケットは、腐食孔サイズを評価するための局部腐食評価用監視試験片と、高温強度を評価するための高温強度評価用監視試験片と、環境試験用監視試験片として応力腐食割れを評価するための引張疲労試験片と、異種金属接触腐食を評価するための異材継手試験片と、を含む監視試験片を収納可能であることを特徴とする請求項６に記載の原子力設備の健全性評価システム。   The monitoring test piece basket includes a local corrosion evaluation monitoring test piece for evaluating the corrosion hole size, a high temperature strength evaluation monitoring test piece for evaluating high temperature strength, and a stress corrosion cracking as an environmental test monitoring test piece. The nuclear test facility according to claim 6, wherein a monitoring test piece including a tensile fatigue test piece for evaluating the dissimilar metal and a dissimilar joint test piece for evaluating dissimilar metal contact corrosion can be accommodated. Soundness evaluation system. 前記監視試験片は、炉心シュラウド内壁、原子炉圧力容器内壁および炉心領域のいずれかに置かれることを特徴とする請求項６または請求項７に記載の原子力設備の健全性評価システム。   The nuclear facility soundness evaluation system according to claim 6 or 7, wherein the monitoring test piece is placed on any one of a core shroud inner wall, a reactor pressure vessel inner wall, and a core region. 前記監視試験片の材料は、原子力設備を構成する構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼、マルテンサイトステンレス鋼またはニッケル基合金のいずれかであることを特徴とする請求項６ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価システム。   9. The material of the monitoring test piece is any one of austenitic stainless steel, martensitic stainless steel, or nickel-base alloy, which is a structural material constituting a nuclear facility. The integrity evaluation system for nuclear facilities as described in one item. 前記異材継手試験片は、低合金鋼または炭素鋼とステンレス鋼との異材継手であることを特徴とする請求項６ないし請求項９のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価システム。   The nuclear facility soundness evaluation system according to any one of claims 6 to 9, wherein the dissimilar joint specimen is a dissimilar joint of low alloy steel or carbon steel and stainless steel. 前記監視対象部材の水環境を模擬するために、監視対象部材が設けられている系の上流部分から分岐して原子炉冷却材を取水し、かつ前記監視試験片バスケットを通過後の当該原子炉冷却水を前記系の下流部分に戻すように形成されたテストセクションをさらに有することを特徴とする請求項６ないし請求項１０のいずれか一項に記載の原子力設備の健全性評価システム。   In order to simulate the water environment of the monitoring target member, the reactor is branched from the upstream portion of the system where the monitoring target member is provided, takes the reactor coolant, and passes through the monitoring specimen basket 11. The nuclear facility soundness evaluation system according to claim 6, further comprising a test section configured to return cooling water to a downstream portion of the system. 前記テストセクションは、前記監視試験片バスケットに取り外し可能に取り付けられた試験片ホルダと、前記監視試験片バスケットの上流側に設けられた通常開状態の上流側止め弁と、前記監視試験片バスケットの下流側に設けられた通常開状態の下流側止め弁と、をさらに有し、
前記上流側止め弁を閉鎖しかつ前記下流側止め弁を開き、前記試験片ホルダを取り外して調査の後に、前記試験片ホルダを前記試験片バスケットに戻し、前記上流側止め弁および下流側止め弁を開状態に復帰することによって、原子炉運転中でも常時監視可能に形成されていることを特徴とする請求項１１に記載の原子力設備の健全性評価システム。 The test section includes a test piece holder that is detachably attached to the monitoring test piece basket, a normally opened upstream stop valve provided upstream of the monitoring test piece basket, and a monitoring test piece basket. And further comprising a normally open downstream stop valve provided on the downstream side,
After closing the upstream stop valve and opening the downstream stop valve, removing the test strip holder and examining, returning the test strip holder to the test strip basket, the upstream stop valve and the downstream stop valve The system for evaluating the integrity of a nuclear facility according to claim 11, wherein the system is configured so that it can be constantly monitored even during the operation of the nuclear reactor by returning to the open state.
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