原子炉内表面に発生した孔食の溶接補修
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カテゴリ: 第17回
原子炉内表面に発生した孔食の溶接補修
Weld repair of sea water induced corrosion pits in inner RPV surface
中部電力㈱ 原子力安全技術研究所
熊野 秀樹
Hideki YUYA
Member
中部電力㈱ 原子力安全技術研究所
岡田 英雄
Hideo OKADA
Non-member
大阪大学 マテリアル生産科学専攻
遠藤 友則
Tomonori ENDO
Non-member
大阪大学 マテリアル生産科学専攻
岡野 成威
Shigetaka OKANO
Member
大阪大学 マテリアル生産科学専攻
望月 正人
Masato MOCHIZUKI
Member
Hamaoka nuclear power plant unit-5 had the sea water intrusion incident in 2011 during the shut-down process. We, Chubu electric power company, have conducted some researches for unit-5 re-start, since we had some concerns about the aftercare of pitting corrosions occurred in the inner surface of RPV. The aftercare includes the determination of whether corrosion pitting might propagate until RPV, determination of whether or not to clean Chloride ions in corrosion pits and the determination of need for weld repair of corrosion pitting after the precise location confirmation by ECT or some other non-destructive method. This report summarize the fundamental weld repair methodology, especially for the necessity of temper beads welding from the view point of hardness and residual stresses, for application against RPV. The computer simulation had been mainly done as a first attempt for the purpose of the resource reduction.
Keywords: weld repair, RPV, computer simulation, hardness, residual stress, temper beads welding
１．背景
2011 年5 月，浜岡原子力発電所5 号機（以下「5 号機」という）において，原子炉停止後の操作中に復水器から原 子炉施設内に海水が流入する事象が発生した。この影響で，原子炉圧力容器の内面クラッディングの一部に複数の深い孔食を確認したものの，強度部材である圧力容器の健全性への影響はなかった。今後，再稼働に向け内面ク ラッディングに残存する孔食に対し，浄化または補修溶接等をオプションとして用意しておくことが必要と考え られる。
封止溶接を補修に用いた場合でも，内面クラッディン グの厚みが5mm 程度と薄いことから，溶接の際の熱が低合金鋼に及ぶことも想定され，その場合にはテンパービード溶接と呼ばれる溶接後熱処理を不要とする溶接を用いることが有意義な手段となりえる。また，最適な溶接条 件を効率的に探すためには，溶接を忠実に再現した計算 機シミュレーションが適している。
以上のことを踏まえ，5 号機を対象に計算機シミュレーションによる検討を主に実施したので報告する。
連絡先:熊野秀樹，〒437-1695 静岡県御前崎市佐倉5561 中部電力株式会社 原子力安全技術研究所 プラントG， E-mail: Yuya.Hideki@chuden.co.jp
２．目的
低合金鋼部の硬化は，Ac1 変態点である約670℃以上に加熱されると生じるといわれ [1]，また，塑性ひずみが生じる温度上昇の2 倍である約400℃まで加熱されると降伏応力程度の大きな引張残留応力が発生する。この ように，硬化や大きな引張残留応力などの材料挙動は温 度に支配されるため，溶接部とその周辺の温度分布を把 握・制御できれば，これらの挙動を防止・軽減して溶接 が行える。
以上を踏まえて本研究では，図1 に示すような様々な補修溶接方法・条件と温度分布の関係を明らかにし，原子炉圧力容器クラッド部補修の際，ここに示すいずれの 溶接方法でも，孔食の形状・寸法に応じた適正な溶接条 件を提案することを目的とする。
(a)テンパービード溶接(b)封止溶接
図1 様々な溶接の方法
３．計算機シミュレーション
計算機シミュレーション
定量的評価に用いた数値解析モデルについては，対称 性を考慮して1/2 モデルとし，寸法については図2 のように設定した。境界条件に関しては試験片の変形を妨げ ないよう設定し，空気への熱伝達と熱放射も考慮した。 なお，検討はアーク溶接とレーザ溶接を想定した2 パターンについて行った。また，低合金鋼の上のステンレ
スクラッドの厚さt，入熱量，溶接速度を表に示すよう に変化させて検討を行った。
図2 数値計算モデル
結果
参考とする各種物性値に関しては，温度依存性を考慮 し設定した。最高到達温度分布を支配する溶接パラメー タとして，移動点熱源による温度上昇の理論解の式にお いて，単位時間当たりの入熱量と溶接速度からなる溶接 パラメータ(q/√v)2/3 を用いて整理を行い，このパラメータを用いると各温度域寸法を統一的に整理できることが わかった。なお，溶込み深さ，溶込み幅についても同様 に整理できた．しかし，クラッド厚さによって整理する ための直線が異なっていたため，クラッド厚さの影響も 含めて統一的に整理するために，熱影響が想定される温 度域深さについて，パラメータ(q/√v)2?3とクラッド厚さt を用いて(q/√v)2?3/t で整理したところ，クラッド厚さによらず一直線に整理でき，溶接時に低合金鋼部に熱影響が 及ぶかの判断が可能となった。また，溶込み深さと溶込 み幅についても同様に整理すると，溶接時のクラッド厚 さと入熱が決まれば，おおよその溶融部の寸法を把握で きると考えられた。
この関係をわかりやすくするために，先程述べた直線それぞれの傾きを求め，それらを比較し，関係を模式的 に表したものを図3 に示す。これより，溶接時に熱影響が及ぶ寸法に対して何割程度の溶融域寸法を確保できる かに関する指標となった。
図3 各溶接の温度域比較
図4 は，先程のパラメータから求められる670℃以上に加熱される領域の深さと，先程示したビッカース硬さ 試験の硬さ分布の比較であるが，パラメータから求めた670℃以上に加熱される領域で硬化，670℃以下の範囲で比較的高温に加熱された領域で硬さが低減されているこ とがわかる。よって，これまでの定量的関係性は有用で あると言える。
図4 テンパービード溶接の効果の確認
４．まとめと今後の課題
単位時間当たりの入熱量q と溶接速度 v からなる溶接パラメータ(q/√v)2/3 を用い，低合金鋼の硬化が想定される温度域（≧670℃）等を整理できることを示した。
今後は実際の溶接施工をする上で残されている課題に ついて確認していきたい。
参考文献
[1] 于麗娜ら，溶接学会論文集，第29 巻，第2 号
(2011)，pp.107-1