PWR炉内構造物点検評価ガイドラインの概要[原子炉容器炉内計装筒]
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カテゴリ: 第7回
1.緒言
平成21年8月に日本原子力技術協会より PWR炉2. ガイドラインの概要 内構造物点検評価ガイドライン[原子炉容器炉内計 装筒]が発行された[1]。本ガイドラインの概要を紹介 ガイドラインの概要を纏めた点検・評価フローを図1、2に示す。 原子炉容器炉内計装筒においては、同様の構造でJ溶接部(図 2) は、現時点でき裂のサイジング技 ある原子炉容器蓋用管台において損傷が国内外で報 術が確立されていないことから、点検時期の予測は 告されていることから、今後損傷の発生が否定でき 行うことができないため、供用期間中検査のみ実施 ない状況にある。そのため、技術的合理性に基づいし、漏えいが検出された場合には、補修を行うこと ある原子炉容器蓋用管台において損傷が国内外で報 ある原子炉容器蓋用管台において損傷が国内外で報 術が確立されていないことから、点検時期の予測は 告されていることから、今後損傷の発生が否定でき 行うことができないため、供用期間中検査のみ実施 ない状況にある。そのため、技術的合理性に基づい し、漏えいが検出された場合には、補修を行うこと た点検手法の確立、損傷が認められた場合の健全性 とする。予防保全(応力改善)の施工前確認で欠陥 評価手法の確立が急務となっている。が検出された場合も同様の扱いとすることとしてい 1. 本ガイドラインは、点検時期の制約が大きい当該 る。以下では図1原子炉容器炉内計装筒母材内面の 部に対して、従来の点検技術の向上に加え、実施時 1 点検・評価フローの詳細を紹介する。 期、頻度、検査方法、許容レベル及び予防保全措置 等について検討したものである。なお、当該部の経年変化事象としては、国内外の プラントにおける損傷を参考に PWR 一次系環境下 に曝される下部鏡との溶接部近傍の炉内計装筒内面 及び下部鏡との溶接金属部(J 溶接部)に発生する 応力腐食割れ(PWSCC) としている。材料としては、 PWSCC 感受性を有している 600系 Ni基溶接金属使
次回点検予防保全Yes ・実施定検(予防保全)(2.1項)No(3項) 替or応力改善>(取替)個別点検12.2.1項)管台内面:VT/ECTIUT No 一欠陥/漏えいa 検出応力改善) | 施工前確認| ECT,UTYesYes欠陥検出(4.2.2項)、INo・管台取替・内面切削 どの補修・取替え! ・キャップ式補修継続運転可能>No(補修・取替)Yesした応力改善施工個別点検見直し|i 継続運転)WJP,LP補修・取替・保全をしないi 継続運転) 管台取替| WJP,LP内面切削 キャップ式捕修| 信別点検不要図1 原子炉容器炉内計装筒母材内面の点検・評価フロー (括弧内は本文項目番号)次回点検予防保全Yas(予防保全応力改善])実施定検No供用期間中検査J溶接部:湯えい確認■ 施工前確認NO/えいVT, ECT検出Yes(補修)欠陥検出Yes(補修)・キャップ式補修 福修・取替前「応力改善施工応力改音施工」継続運転!WJP,LP二供用期的中検査) 図2 原子炉容器炉内計装筒J溶接部の点検・評価フロー2.1 点検 2.1.1 点検手法 1 点検手法としては、目視試験(VT)、渦流探傷試 験(ECT)、超音波探傷試験(UT)としている。 2.1.2 初回点検時期の考え方 - 炉内計装筒母材内面においては、軸方向き裂が発 生すると予測される時期(例えば、本ガイドライン の付録 A-6 の評価例では約 19 万時間)を目処に初 回点検を実施することとしている。2.2 欠陥検出 2.2.1 き裂が検出されなかった場合 - 軸方向き裂 (深さは ECT および UT の場合、3mm) が発生したものと仮定し、その SCC き裂進展予測を 行い、き裂深さが板厚の 75%に至ると予測される期 間または構造健全性が確保できる期間のいずれか短い期間の 1/2 の期間を経過後の直近の定期検査にて 次回点検を実施する。次回点検によりき裂が検出さ れなかった場合は、同じ点検間隔にて点検を継続す る。図3に点検時期の考え方を示す。I(許容き裂深さに至る評価期間)、12→施欠陥深さ破壊評価での許容き 裂深さ(上限75%t):検出限界以 上のき裂す 法を想定時間初回点検次回 点検時期図3 点検時期の考え方 (き裂が発見されなかった場合)検出限界以 上のき裂寸 法を想定時間・初回点検次回2.2.2 き裂が検出された場合 (1) 継続運転可能な場合 - 検出されたき裂に対してき裂進展予測を行い、き 裂深さが板厚の 75%に至ると予測される期間または 構造健全性が確保できる期間のいずれか短い期間の 1/4 の期間を経過後の直近の定期検査にて次回点検 を実施する。また、次々回点検は評価期間の 1/2 の 期間を経過後の直近の定期検査にて、3 回目は評価 期間末期までに点検を実施する。図4に点検時期の 考え方を示す。I(許容き裂深さに至る評価期間)2019/01/02欠陥深さV1破壊評価での許容き 裂深さ(上限75%t)検出された き裂寸法初回点検次回 次々回 点檢時,点檢時期△ 時間 3回目 点檢時期図4 次回点検時期の考え方(き裂が発見された場合)(2) 継続運転が不可能な場合 - SCC き裂進展予測及び破壊評価により構造健全 性が確保されない場合は、補修または取替を行わな ければならない。なお、補修または取替え後はその 仕様に基づき次回点検時期を決定することができる こととしている。103予防保全または補修が施工された後の 点検時期 原子炉容器炉内計装筒の機能維持を確保するため、 去された場合( (1)項)、または予防保全として工法 の妥当性が確認された予防保全措置が施工された場 合((2),(3),(4)項 )には、耐 PWSCC 性が向上するため 個別点検(特定の構造物の特定の経年変化に対する 3.予防保全または補修か施工された後の点検時期参考文献原子炉容器炉内計装筒の機能維持を確保するため、 [1]一般社団法人 日本原子力技術協会 PWR 炉内 予防保全または補修を行うことができるとしており、 構造物点検評価ガイドライン[原子炉容器炉内計 PWR 一次系環境下の 600系 Ni基合金使用部位が除 装筒] 去された場合( (1)項)、または予防保全として工法 の妥当性が確認された予防保全措置が施工された場 合((2),(3),(4)項 )には、耐 PWSCC 性が向上するため、 個別点検(特定の構造物の特定の経年変化に対する 評価を含めた点検)は不要となる。具体的な予防保全措置、補修として、以下を挙げ ている。 (1) 原子炉容器炉内計装筒の取替 1. 健全性評価期間内に一部もしくは全数の原子炉容 器炉内計装筒を取り替えることができる。 (2) 内面切削補修工法原子炉容器炉内計装筒内面のき裂に対して、構造 健全性の確保可能な深さまで内面を切削し、き裂を 除去することができる。き裂除去後は、ウォータジ ェットピーニング等の応力改善工法を施工する。 (3) キャップ補修工法原子炉容器炉内計装筒内面のき裂に対して、原子 炉容器下部外面に SUS316 製キャップを耐 PWSCC 性に優れた690系Ni基合金で取り付けるこができる。 (4) ウォータジェットピーニング(WJP)またはレー ザピーニング(LP) - 原子炉容器炉内計装筒の引張応力発生箇所にウォ ータジェットピーニングまたはレーザピーニング等 を実施し、PWSCC の発生原因である引張応力を圧 縮応力に改善することによってき裂発生を抑制する ことができる。4.結言1) き裂に対して進展予測を行い、評価期間内にて継 11 続運転可能としている。 2) 予防保全または補修を行った場合は、個別点検は不要としている。5. 謝辞1. 本ガイドライン検討会の委員の皆様、制定に携わ った全ての関係者の皆様に深く感謝の意を表します。- 11 - (4) ウォータジェットピーニング(WJP)またはレー ザピーニング(LP)原子炉容器炉内計装筒の引張応力発生箇所にウォ 予防保全または補修を行った場合は、個別点検は“ “PWR 炉内構造物点検評価ガイドラインの概要[原子炉容器炉内計装筒]“ “七田 知紀,Tomonori SHICHIDA,鈴木 晴登,Harutaka SUZUKI,吉田 有佑,Yusuke YOSHIDA
平成21年8月に日本原子力技術協会より PWR炉2. ガイドラインの概要 内構造物点検評価ガイドライン[原子炉容器炉内計 装筒]が発行された[1]。本ガイドラインの概要を紹介 ガイドラインの概要を纏めた点検・評価フローを図1、2に示す。 原子炉容器炉内計装筒においては、同様の構造でJ溶接部(図 2) は、現時点でき裂のサイジング技 ある原子炉容器蓋用管台において損傷が国内外で報 術が確立されていないことから、点検時期の予測は 告されていることから、今後損傷の発生が否定でき 行うことができないため、供用期間中検査のみ実施 ない状況にある。そのため、技術的合理性に基づいし、漏えいが検出された場合には、補修を行うこと ある原子炉容器蓋用管台において損傷が国内外で報 ある原子炉容器蓋用管台において損傷が国内外で報 術が確立されていないことから、点検時期の予測は 告されていることから、今後損傷の発生が否定でき 行うことができないため、供用期間中検査のみ実施 ない状況にある。そのため、技術的合理性に基づい し、漏えいが検出された場合には、補修を行うこと た点検手法の確立、損傷が認められた場合の健全性 とする。予防保全(応力改善)の施工前確認で欠陥 評価手法の確立が急務となっている。が検出された場合も同様の扱いとすることとしてい 1. 本ガイドラインは、点検時期の制約が大きい当該 る。以下では図1原子炉容器炉内計装筒母材内面の 部に対して、従来の点検技術の向上に加え、実施時 1 点検・評価フローの詳細を紹介する。 期、頻度、検査方法、許容レベル及び予防保全措置 等について検討したものである。なお、当該部の経年変化事象としては、国内外の プラントにおける損傷を参考に PWR 一次系環境下 に曝される下部鏡との溶接部近傍の炉内計装筒内面 及び下部鏡との溶接金属部(J 溶接部)に発生する 応力腐食割れ(PWSCC) としている。材料としては、 PWSCC 感受性を有している 600系 Ni基溶接金属使
次回点検予防保全Yes ・実施定検(予防保全)(2.1項)No(3項) 替or応力改善>(取替)個別点検12.2.1項)管台内面:VT/ECTIUT No 一欠陥/漏えいa 検出応力改善) | 施工前確認| ECT,UTYesYes欠陥検出(4.2.2項)、INo・管台取替・内面切削 どの補修・取替え! ・キャップ式補修継続運転可能>No(補修・取替)Yesした応力改善施工個別点検見直し|i 継続運転)WJP,LP補修・取替・保全をしないi 継続運転) 管台取替| WJP,LP内面切削 キャップ式捕修| 信別点検不要図1 原子炉容器炉内計装筒母材内面の点検・評価フロー (括弧内は本文項目番号)次回点検予防保全Yas(予防保全応力改善])実施定検No供用期間中検査J溶接部:湯えい確認■ 施工前確認NO/えいVT, ECT検出Yes(補修)欠陥検出Yes(補修)・キャップ式補修 福修・取替前「応力改善施工応力改音施工」継続運転!WJP,LP二供用期的中検査) 図2 原子炉容器炉内計装筒J溶接部の点検・評価フロー2.1 点検 2.1.1 点検手法 1 点検手法としては、目視試験(VT)、渦流探傷試 験(ECT)、超音波探傷試験(UT)としている。 2.1.2 初回点検時期の考え方 - 炉内計装筒母材内面においては、軸方向き裂が発 生すると予測される時期(例えば、本ガイドライン の付録 A-6 の評価例では約 19 万時間)を目処に初 回点検を実施することとしている。2.2 欠陥検出 2.2.1 き裂が検出されなかった場合 - 軸方向き裂 (深さは ECT および UT の場合、3mm) が発生したものと仮定し、その SCC き裂進展予測を 行い、き裂深さが板厚の 75%に至ると予測される期 間または構造健全性が確保できる期間のいずれか短い期間の 1/2 の期間を経過後の直近の定期検査にて 次回点検を実施する。次回点検によりき裂が検出さ れなかった場合は、同じ点検間隔にて点検を継続す る。図3に点検時期の考え方を示す。I(許容き裂深さに至る評価期間)、12→施欠陥深さ破壊評価での許容き 裂深さ(上限75%t):検出限界以 上のき裂す 法を想定時間初回点検次回 点検時期図3 点検時期の考え方 (き裂が発見されなかった場合)検出限界以 上のき裂寸 法を想定時間・初回点検次回2.2.2 き裂が検出された場合 (1) 継続運転可能な場合 - 検出されたき裂に対してき裂進展予測を行い、き 裂深さが板厚の 75%に至ると予測される期間または 構造健全性が確保できる期間のいずれか短い期間の 1/4 の期間を経過後の直近の定期検査にて次回点検 を実施する。また、次々回点検は評価期間の 1/2 の 期間を経過後の直近の定期検査にて、3 回目は評価 期間末期までに点検を実施する。図4に点検時期の 考え方を示す。I(許容き裂深さに至る評価期間)2019/01/02欠陥深さV1破壊評価での許容き 裂深さ(上限75%t)検出された き裂寸法初回点検次回 次々回 点檢時,点檢時期△ 時間 3回目 点檢時期図4 次回点検時期の考え方(き裂が発見された場合)(2) 継続運転が不可能な場合 - SCC き裂進展予測及び破壊評価により構造健全 性が確保されない場合は、補修または取替を行わな ければならない。なお、補修または取替え後はその 仕様に基づき次回点検時期を決定することができる こととしている。103予防保全または補修が施工された後の 点検時期 原子炉容器炉内計装筒の機能維持を確保するため、 去された場合( (1)項)、または予防保全として工法 の妥当性が確認された予防保全措置が施工された場 合((2),(3),(4)項 )には、耐 PWSCC 性が向上するため 個別点検(特定の構造物の特定の経年変化に対する 3.予防保全または補修か施工された後の点検時期参考文献原子炉容器炉内計装筒の機能維持を確保するため、 [1]一般社団法人 日本原子力技術協会 PWR 炉内 予防保全または補修を行うことができるとしており、 構造物点検評価ガイドライン[原子炉容器炉内計 PWR 一次系環境下の 600系 Ni基合金使用部位が除 装筒] 去された場合( (1)項)、または予防保全として工法 の妥当性が確認された予防保全措置が施工された場 合((2),(3),(4)項 )には、耐 PWSCC 性が向上するため、 個別点検(特定の構造物の特定の経年変化に対する 評価を含めた点検)は不要となる。具体的な予防保全措置、補修として、以下を挙げ ている。 (1) 原子炉容器炉内計装筒の取替 1. 健全性評価期間内に一部もしくは全数の原子炉容 器炉内計装筒を取り替えることができる。 (2) 内面切削補修工法原子炉容器炉内計装筒内面のき裂に対して、構造 健全性の確保可能な深さまで内面を切削し、き裂を 除去することができる。き裂除去後は、ウォータジ ェットピーニング等の応力改善工法を施工する。 (3) キャップ補修工法原子炉容器炉内計装筒内面のき裂に対して、原子 炉容器下部外面に SUS316 製キャップを耐 PWSCC 性に優れた690系Ni基合金で取り付けるこができる。 (4) ウォータジェットピーニング(WJP)またはレー ザピーニング(LP) - 原子炉容器炉内計装筒の引張応力発生箇所にウォ ータジェットピーニングまたはレーザピーニング等 を実施し、PWSCC の発生原因である引張応力を圧 縮応力に改善することによってき裂発生を抑制する ことができる。4.結言1) き裂に対して進展予測を行い、評価期間内にて継 11 続運転可能としている。 2) 予防保全または補修を行った場合は、個別点検は不要としている。5. 謝辞1. 本ガイドライン検討会の委員の皆様、制定に携わ った全ての関係者の皆様に深く感謝の意を表します。- 11 - (4) ウォータジェットピーニング(WJP)またはレー ザピーニング(LP)原子炉容器炉内計装筒の引張応力発生箇所にウォ 予防保全または補修を行った場合は、個別点検は“ “PWR 炉内構造物点検評価ガイドラインの概要[原子炉容器炉内計装筒]“ “七田 知紀,Tomonori SHICHIDA,鈴木 晴登,Harutaka SUZUKI,吉田 有佑,Yusuke YOSHIDA