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発明の名称 原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラム
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開2007−10400(P2007−10400A)
公開日 平成19年1月18日(2007.1.18)
出願番号 特願2005−189496(P2005−189496)
出願日 平成17年6月29日(2005.6.29)
代理人 【識別番号】100103333
【弁理士】
【氏名又は名称】菊池 治
発明者 川野 昌平 / 田中 重彰 / 坂本 博司
要約 課題
中性子照射された原子炉炉内構造物を溶接したときの溶接部の割れの有無又は溶接部強度の三次元分布を迅速に作成し容易に診断し評価する。

解決手段
本発明に係る原子炉炉内構造物の診断システムは、原子力発電プラント種類記憶手段1と、原子炉炉内構造物種類記憶手段2と、原子力発電プラントの運転年数記憶手段3と、中性子照射フラックスの空間分布データベース6と、原子炉炉内構造物材料化学成分記憶手段4と、空間分布データベース6に基く原子炉炉内構造物のHe量分布解析手段5と、原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶手段7と、溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データベース9と、ひずみの時刻歴データ9に基いて粒界におけるHeバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段8と、を有する。
特許請求の範囲
【請求項1】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界におけるHeバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項2】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接するときの温度、応力及びひずみの時刻歴に基いて解析した割れ発生限界He量データを備える割れ発生限界He量データベースと、
前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記割れ発生限界He量データベースに基づいて割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項3】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界における少なくとも1個以上のHeバブル直径及び密度を計算して個々の割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、
この割れ発生判定手段において算出されたHeバブル直径及び密度を入力して溶接近傍における割れ指標を算出する割れ指標算出手段と、
前記溶接近傍における割れ指標と溶接強度の関係から溶接部強度を定式化したマスターカーブデータを備えたマスターカーブデータベースと、
前記割れ指標算出手段により算出された割れ指標を入力して前記マスターカーブデータに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項4】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、
前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、
溶接中の温度と応力とひずみの時刻歴に基いて予め解析した溶接部強度とHe量の関係を示すデータを備える溶接部強度とHe量との関係データベースと、
前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記溶接部強度とHe量との関係データベースに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項5】
前記中性子照射フラックスの空間分布データは、予め中性子輸送計算により解析して求めることを、特徴とする請求項1乃至4のいずれか記載の原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項6】
前記時刻歴データベースは、予め熱弾塑性解析により求めること、を特徴とする特徴とする請求項1又は4記載の原子炉構造物の診断方法。
【請求項7】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析機能と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記He量分布解析機能及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界におけるHeバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定機能と、
を発揮させることを特徴とする原子炉炉内構造物の診断プログラム。
【請求項8】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類、運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析機能と、
原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接時の温度と応力とひずみの時刻歴に基づいて解析した割れ発生限界He量データを備える割れ発生限界He量データベースと、
前記He量分布解析機能及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記割れ発生限界He量データベースに基づいて割れ発生の有無を判定する割れ発生判定機能と、
を発揮させることを特徴とする原子炉炉内構造物の診断プログラム。
【請求項9】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析機能と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、
前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界における少なくとも1個以上のHeバブル直径及び密度を計算して個々の割れ発生の有無を判定する割れ発生判定機能と、
この割れ発生判定機能において算出されたHeバブル直径及び密度を入力して溶接近傍における割れ指標を算出する割れ指標算出機能と、
前記溶接近傍における割れ指標と溶接強度の関係から溶接部強度を定式化したマスターカーブデータを備えたマスターカーブデータベースと、
前記割れ指標算出機能により算出された割れ指標を入力して前記マスターカーブデータに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定機能と、
を有することを特徴とする原子炉炉内構造物の診断システム。
【請求項10】
原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶機能と、
原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶機能と、
前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶機能と、
前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、
前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶機能と、
前記プラント種類記憶機能、構造物種類記憶機能、運転年数記憶機能及び材料化学成分記憶機能に係るデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析機能と、
前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶機能と、
溶接中の温度と応力とひずみの時刻歴に基いて予め解析した溶接部強度とHe量の関係を示すデータを備える溶接部強度とHe量との関係データベースと、
前記He量分布解析機能及び前記補修溶接条件記憶機能に係るデータが入力され、前記溶接部強度とHe量との関係データベースに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定機能と、
を発揮させることを特徴とする原子炉炉内構造物の診断プログラム。
発明の詳細な説明
【技術分野】
【0001】
本発明は、原子炉炉内構造物を診断する原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムに関する。
【背景技術】
【0002】
一般に、原子炉炉内構造物において、中性子照射を受けたステンレス鋼は、鋼中の不純物として含有するB(ホウ素)及びNiが中性子との核反応によりHeを生成し、鋼中に蓄積する。
【0003】
また、溶接時の入熱で鋼が高温に加熱されるとHeが粒界に集まりやすく、粒界上にバブルを形成して脆化させる結果、溶接時の冷却過程での引張応力/歪が負荷されたときに割れ(He割れ)が生じることがある。
【0004】
このHe割れ現象は、中性子照射を受けた原子炉構造物を補修、保全又は改良のため溶接を行う場合に問題となる。そこで、健全な溶接部を得るためには、予め、このHe割れが生じるか否かを予測しておく技術が知られている(例えば、特許文献1参照)。
【0005】
このHe割れの予測方法は、被診断材料のHe量を求める工程と、溶接による溶融金属近傍の温度履歴及び応力履歴を予測する工程と、溶融金属近傍の粒界Heバブルの成長を推測する工程と、このHeバブルの成長挙動から被診断材料の溶接の可否を診断する工程と、を有するものである。
【0006】
また、Heバブルの成長挙動から溶接可否を診断する方法として、バブルを有する粒界が延性破壊に至る限界歪と、溶接中に評価点に加わる歪とを比較し、後者の歪が前者のそれを上回ったときに「割れが発生する」と診断できることとされている。
【0007】
さらに、He割れの大きさを予測する技術が知られている(例えば、特許文献2参照)。
【0008】
すなわち、溶接部の任意の点における溶接中の温度、応力及び歪の時刻歴を計算し、金属中のHe濃度と上記温度及び応力時刻歴から、結晶粒界上に生成するHeバブルの直径及び密度の計算を行って中性子照射材のHeバブル挙動を予測するものである。
【0009】
このとき、溶接部を2次元又は3次元の結晶粒界モデルとしたときの任意の粒界又は粒界面に垂直な方向における応力成分又は歪成分の時刻歴を、任意の点における溶接中の応力成分又は歪成分の時刻歴計算結果を用いて計算し、その結果を用いて粒界に生成するHeバブルの直径及び密度の計算を行うことにより、中性子照射材のHeバブル挙動を予測するものである。
【0010】
この予測方法によって、従来は、溶接部近傍の特定の点が「He割れが生じる」か否かの予測ができるのに対して、溶接部近傍における特定の長さ又は面積を持った粒界が「He割れが生じる」か否かを予測することができるようになる。
【0011】
そして、この予測方法を溶接近傍の粒界の全てについて行うことにより、どの部分の粒界がHe割れを生じ、割れの長さの合計がいくらになるかを定量的に予測し、上記断面における割れの面積又は長さ比率を算出することによって、上記溶接部の強度を評価することができるようになった。
【0012】
また、中性子照射された原子炉構造物を溶接した後の上記溶接部の強度を予測する技術が知られている。この技術は、原子炉構造物の形状と溶接条件から溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度・応力・ひずみの時刻歴を計算する工程と、解析した温度・応力の時刻歴と原子炉構造物のHe量から溶接金属近傍の複数の粒界におけるHeバブル直径と密度をそれぞれ計算する工程と、解析したHeバブル直径・密度とひずみの時刻歴から溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する工程と、判定した粒界割れ発生の有無から溶接金属近傍における割れ指標を算出する工程と、算出した割れ指標により溶接部の強度を予測する工程とを有するものである。
【0013】
一方、原子炉炉内構造物の材料変化特性、具体的には溶接可否の判定結果の三次元分布を迅速にかつ短時間に作成し容易に診断し評価し得る原子炉炉内構造物の診断システムが知られている。
【0014】
このシステムは、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、予め中性子輸送計算により解析した中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段、および材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、上記記空間分布データベースに基いて原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、上記He量分布解析手段からのHe量分布データと前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、溶接時のHeバブル径及び数密度の時間変化の解析を行う溶接時のHeバブル径/数密度の時間変化解析手段と、解析された溶接時のHeバブル径および数密度の時間変化から溶接可否の判定を行う溶接可否解析手段とからなることを特徴とするものである。
【0015】
この診断システムによって、従来は、原子炉炉内構造物の立体形状に対する材料変化特性の分布特性を求めるために評価対象部位毎に、それぞれの中性子フラックスを抽出する作業が必要で、診断及び評価に多大な時間を要し面倒であったのが、材料変化特性の三次元分布を迅速にかつ短時間に作成し容易に診断し評価することができるようになった。
【特許文献1】特開平10−111380号公報
【特許文献2】特開2004−144657号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0016】
上述した従来の原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムにおいては、中性子照射を受けた原子炉炉内構造物の立体形状に対する材料変化特性について、三次元分布を迅速に作成し容易に診断し評価することができるようになった。
【0017】
しかしながら、原子炉炉内構造物の材料変化特性の一つで、中性子照射を受けた原子炉構造物を補修、保全又は改良のため溶接を行うときに最も肝要である溶接可否を三次元分布を迅速にかつ容易に作成し評価し診断する具体的方法については知られていない、という課題があった。
【0018】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、中性子照射された原子炉炉内構造物を溶接したときの溶接部の割れの有無又は溶接部強度の三次元分布を迅速に作成し容易に診断し評価できる原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0019】
上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界におけるHeバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【0020】
また、上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接するときの温度、応力及びひずみの時刻歴に基いて解析した割れ発生限界He量データを備える割れ発生限界He量データベースと、前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記割れ発生限界He量データベースに基づいて割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【0021】
また、上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データを備える時刻歴データベースと、前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記時刻歴データに基いて粒界における少なくとも1個以上のHeバブル直径及び密度を計算して個々の割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段と、この割れ発生判定手段において算出されたHeバブル直径及び密度を入力して溶接近傍における割れ指標を算出する割れ指標算出手段と、前記溶接近傍における割れ指標と溶接強度の関係から溶接部強度を定式化したマスターカーブデータを備えたマスターカーブデータベースと、前記割れ指標算出手段により算出された割れ指標を入力して前記マスターカーブデータに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【0022】
また、上記目的を達成するため、本発明の原子炉炉内構造物の診断システムにおいては、原子力発電プラントの種類を記憶しているプラント種類記憶手段と、原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶手段と、前記原子力発電プラントの運転年数を記憶している運転年数記憶手段と、前記原子炉炉内構造物の中性子照射フラックスの空間分布データを備える空間分布データベースと、前記原子炉炉内構造物を形成する材料の材料化学成分を記憶している材料化学成分記憶手段と、前記プラント種類記憶手段、構造物種類記憶手段、運転年数記憶手段及び材料化学成分記憶手段からのデータが入力され、前記空間分布データベースに基いて前記原子力発電プラントの種類及び運転年数に応じた原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行うHe量分布解析手段と、前記原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶手段と、溶接中の温度と応力とひずみの時刻歴に基いて予め解析した溶接部強度とHe量の関係を示すデータを備える溶接部強度とHe量との関係データベースと、前記He量分布解析手段及び前記補修溶接条件記憶手段からのデータが入力され、前記溶接部強度とHe量との関係データベースに基づいて溶接部強度を判定する溶接部強度判定手段と、を有することを特徴とするものである。
【発明の効果】
【0023】
本発明の原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムによれば、中性子照射された原子炉炉内構造物を溶接したときの溶接部の割れの有無又は溶接部強度の三次元分布を迅速にかつ容易に診断し評価することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【0024】
以下、本発明に係る原子炉炉内構造物の診断システム及びそのプログラムの実施の形態について、図面を参照して説明する。ここで、同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【0025】
図1は、本発明の第1の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。
【0026】
図1において、1は沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉等の炉型や、プラント出力の種類を記憶しているプラント種類記憶ファイルである。2は炉心シュラウド、上部格子板、炉心支持板等の原子炉炉内構造物の種類を記憶している構造物種類記憶ファイルである。3はプラントの運転年数を記憶している運転年数記憶ファイルである。4は原子炉炉内構造物を形成する材料の化学成分を記憶した材料化学成分記憶ファイルである。
【0027】
なお、7は原子炉炉内構造物の補修溶接条件を記憶している補修溶接条件記憶ファイルである。8は原子炉炉内構造物の割れの発生を判定する割れ発生判定手段である。
【0028】
このように構成された本実施の形態において、診断し評価するプラントの種類や原子炉炉内構造物の種類を選択するとともに、プラントの運転年数、材料化学成分をHe量分布解析手段5に入力する。予め中性子輸送計算により解析しておいた中性子照射フラックスの空間分布データベース6に基づいて、原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行う。
【0029】
次に、上記の割れ発生判定手段8において、補修溶接条件を選択するとともに、He量分布解析手段5で解析された原子炉炉内構造物のヘリウム生成量分布データが入力され、予め熱弾塑性解析により解析しておいた溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース9に基づいて、粒界におけるHeバブル直径と密度の計算が行われる。
【0030】
本実施の形態によれば、上記の算出された粒界におけるHeバブル直径と密度から割れ発生判定手段8により割れ発生の有無の判定が行われる。この割れ発生の判定は、表示装置10によって表示が行われる。
【0031】
図2は、図1の原子炉炉内構造物の診断システムによる解析結果出力画面例を示す図である。
【0032】
このシステムおいて、診断し評価するプラントの種類及び原子炉炉内構造物の種類を選択した後に、プラントの運転年数を画面上の指定欄11に設定する。また、材料化学成分としてヘリウム生成量を支配するボロン(B)及びニッケル(Ni)を指定欄12に設定する。さらに、溶接条件として溶接方法や入熱を指定欄13でそれぞれ設定する。
【0033】
上述のように原子炉炉内構造物の診断システムの条件設定の後に、コンピュータの画面上に溶接割れ発生有無の判定の三次元分布14を表示することができる。本図の例は、炉心シュラウド内面の0〜90°の範囲の溶接割れ発生有無をコンピュータ表示しており、溶接割れ発生有無の範囲が部位により分布を持つことが三次元的によく理解することができる。さらに画面を拡大、縮小、回転する機能や、シュラウド外面を表示する機能も有している。
【0034】
ここで、割れの発生有無を解析する方法の一例を説明する。核変換Heは、熱中性子と10−B(ボロン10)の(n,α)反応及び58−Ni(ニッケル58)の2段反応により主に生成される。材料中のB及びNi量を入力データとして、部位毎の熱中性子照射量φn・t(x,y,z)から、He量分布NHe(x,y,z)を核変換反応解析より求める。次に、各座標点毎に、He量と溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データを入力データとして、構造物中の粒界におけるHeバブル直径と密度を計算することができる。このHeバブル直径及び密度から溶接割れ発生有無を判定し、各座標点の判定結果を画面上に三次元表示することができる。
【0035】
本実施の形態によれば、Heバブル直径及び密度から溶接割れ発生有無を判定し、各座標点の判定結果を三次元表示された画面を観察することにより、一般技術者が核変換ヘリウムに起因する溶接性の変化を迅速かつ容易に解析することが可能となり、溶接割れ発生有無を判断でき、原子炉炉内構造物の補修に係りプラントの信頼性評価を高めることができる。
【0036】
図3は、本発明の第2の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。この実施の形態は、第1の実施の形態の溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース9の代わりに割れ発生限界He量データベース15を備えるものであり、第1の実施の形態と同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【0037】
本図に示すように、診断し評価するプラントの種類1及び原子炉炉内構造物の種類2を選択すると共に、診断し評価するプラントの運転年数3及び材料化学成分ファイル4より原子炉炉内構造物を形成する材料化学成分4をHe量分布解析手段5に入力する。このHe量分布解析手段5において、予め中性子輸送計算により解析しておいた中性子照射フラックスの空間分布データベース6に基づいて、原子炉炉内構造物のHe量分布の解析を行う。
【0038】
15は、補修溶接条件毎に割れが発生する限界He量データを予め解析しておいた割れ発生限界He量データベースである。16は、He量分布解析手段5から出力される原子炉炉内構造物のHe量分布データと割れ発生限界He量データベース15から出力される割れ発生限界He量データに基づいて割れ発生有無を判定する割れ発生判定手段である。
【0039】
上記He量分布解析手段5で解析された原子炉炉内構造物のHe量分布データ及び原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶ファイル7から選択した補修溶接条件データを入力情報として、割れ発生限界He量データベース15に基づいて、割れ発生判定手段16において割れ発生有無の判定を行う。この割れ発生の判定は、表示装置10によって表示が行われる。
【0040】
ここで、割れの発生有無を解析する方法の一例を説明する。部位毎の熱中性子照射量φn・t(x,y,z)からHe量分布NHe(x,y,z)が求められる。割れ発生限界He量データがNHe=aであるならば、NHe(x,y,z)≧aのときに割れ発生し、NHe(x,y,z)<aのときには割れ発生なしと判定される。
【0041】
本実施の形態によれば、原子炉炉内構造物の各座標毎に粒界におけるHeバブル直径と密度を計算して溶接割れ発生有無を判定する必要がないため、He量分布NHe(x,y,z)の座標点数が多いときは、第1の実施の形態と比較して演算処理速度が早いという特徴がある。
【0042】
図4は、本発明の第3の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。この実施の形態は、第1の実施の形態に溶接部強度を判定する手段20を追加して備えたものであり、第1の実施の形態と同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【0043】
本図に示すように、He量分布解析手段5に、診断し評価するプラントの運転年数3、原子炉炉内構造物を形成する材料科学成分4等を入力し、また中性子輸送計算により解析しておいた中性子照射フラックスの空間分布データベース6を入力して、原子炉炉内構造物のHe量分布の解析が行われる。
【0044】
また、17は、溶接金属近傍の複数の粒界における少なくとも1個以上のHeバブル直径と密度を個々に計算し、割れ発生有無を判定する割れ発生判定手段である。18は、上記の記判定手段17によって判定された粒界割れ発生の有無に基づいて溶接近傍における割れ指標を算出する指標算出手段である。
【0045】
本実施の形態において、He量分布解析手段5で解析された原子炉炉内構造物のHe量分布データ及び原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶ファイル7から選択したデータが割れ発生判定手段17に入力される。予め熱弾塑性解析により解析しておいた溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース9に基づいて、溶接金属近傍の複数の粒界におけるHeバブル直径及び密度が個々に計算され、割れ発生の有無を判定することができる。
【0046】
なお、上記判定手段17によって判定された粒界割れ発生の有無を入力情報として、割れ指標算出手段18により溶接近傍における割れ指標を算出することができる。また、19は、溶接近傍における割れ指標と溶接強度の関係から溶接部強度を定式化したマスターカーブデータベースである。
【0047】
そして、溶接部強度判定手段20において、割れ指標算出手段18から溶接近傍における割れ指標が入力され、上記の溶接部強度を定式化したマスターカーブ19に基づいて、溶接部強度が判定される。この溶接部強度の判定結果は表示装置21によって表示が行われる。
【0048】
本実施の形態により、Heバブル直径及び密度から溶接強度が判定され、各座標点の判定結果を三次元表示された画面で見ることにより、一般技術者が核変換ヘリウムに起因する溶接性の変化、具体的には中性子照射を受けた原子炉炉内構造物を補修溶接したときの溶接部の強度を迅速かつ容易に解析することが可能となり、プラントの信頼性評価を高めることができる。
【0049】
図5は、本発明の第4の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図である。
【0050】
この実施の形態は、第1の実施の形態の溶接中の温度・応力・ひずみの時刻歴データベース9の代わりに溶接部強度とHe量との関係データベース22を備えたものであり、第1の実施の形態と同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【0051】
本図に示すように、22は、補修溶接条件毎に溶接部強度とHe量の関係を解析して示すデータベースである。23は、原子炉炉内構造物のHe量分布データと溶接部強度との関係データに基づいて溶接部強度を判定する割れ発生判定手段である。
【0052】
溶接部強度判定手段23において、He量分布解析手段5で解析された原子炉炉内構造物のHe量分布データと原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶ファイル7から選択したデータとを入力情報として、溶接部強度とHe量との関係データベース22に基づいて溶接部強度の判定を行うことができる。この溶接部強度の判定結果は、表示装置21によって表示が行われる。
【0053】
本実施の形態によって、原子炉炉内構造物の各座標毎に粒界におけるHeバブル直径と密度の計算を行い溶接部強度の判定を行う必要がなくなるために、特にHe量分布NHe(x,y,z)の座標点数が多いときは、第3の実施の形態に比較して演算処理速度が早いという特徴がある。
【0054】
以上、本発明にかかる原子炉炉内構造物の診断システムの実施形態を説明した。このシステムは、コンピュータにより実行させることによって実現させることが望ましい。
【0055】
さらに、本発明は、上述したような各実施の形態に何ら限定されるものではなく、中性子照射を受ける原子炉構造物だけでなく原子炉圧力容器に変更してもよく、本発明の主旨を逸脱しない範囲で種々変形して実施することができる。
【図面の簡単な説明】
【0056】
【図1】本発明の第1の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【図2】図1の原子炉炉内構造物の診断システムによる解析結果出力画面例を示す図。
【図3】本発明の第2の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【図4】本発明の第3の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【図5】本発明の第4の実施の形態による原子炉炉内構造物の診断システムを示すブロック図。
【符号の説明】
【0057】
1…プラント種類記憶ファイル、2…原子炉構造物種類記憶ファイル、3…運転年数記憶ファイル、4…材料化学成分記憶ファイル、5…原子炉構造物のHe量分布解析手段、6…中性子照射フラックスの空間分布データベース、7…原子炉構造物の補修溶接条件ファイル、8…割れ発生判定手段、9…溶接中の温度・応力・ひずみ時刻歴データベース、10…表示装置、11…運転年数の指定欄、12…化学成分の指定欄、13…溶接条件の指定欄、14…溶接割れ発生判定の三次元表示、15…割れ発生限界He量データベース、16…割れ発生判定手段、17…割れ発生判定手段、18…割れ指標算出手段、19…マスターカーブ、20…溶接部強度判定手段、21…表示装置、22…溶接部強度とHe量の関係を示すデータベース、23…溶接部強度判定手段。




 

 


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