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公開番号2024012771
公報種別公開特許公報(A)
公開日2024-01-31
出願番号2022114489
出願日2022-07-19
発明の名称原子力プラントの信頼性改善方法
出願人日立GEニュークリア・エナジー株式会社
代理人弁理士法人磯野国際特許商標事務所
主分類G21C 17/00 20060101AFI20240124BHJP(核物理;核工学)
要約【課題】腐食電位を主要な監視指標とした信頼性重視保全の適用によって、流れ加速型腐食に対する効率的な予防保全を行って原子力プラントの信頼性を改善する原子力プラントの信頼性改善方法を提供する。
【解決手段】原子力プラントの信頼性改善方法は、流れ加速型腐食のリスクの高い配管部位を選定する選定ステップと、選定された配管部位の流れ加速型腐食の腐食速度を監視する監視ステップと、配管部位の腐食速度を低減する予防保全実行ステップと、配管部位を流れる冷却水の水質パラメータを制御する是正ステップと、是正ステップを行っても腐食速度が目標範囲に入らない場合に、選定された配管部位の材料を交換する改善ステップと、選定ステップ、監視ステップ、予防保全実行ステップ、是正ステップおよび改善ステップによって、原子力プラントの配管の腐食速度を管理するライフサイクルマネジメントステップと、を有する。
【選択図】図1
特許請求の範囲【請求項１】
流れ加速型腐食のリスクの高い配管部位を選定する選定ステップと、
選定された前記配管部位の流れ加速型腐食の腐食速度を監視する監視ステップと、
前記配管部位の前記腐食速度を低減する予防保全実行ステップと、
前記配管部位を流れる冷却水の水質パラメータを制御する是正ステップと、
前記是正ステップを行っても前記腐食速度が目標範囲に入らない場合に、選定された前記配管部位の材料を交換する改善ステップと、
前記選定ステップ、前記監視ステップ、前記予防保全実行ステップ、前記是正ステップおよび前記改善ステップによって、原子力プラントの配管の前記腐食速度を管理するライフサイクルマネジメントステップと、
を有する原子力プラントの信頼性改善方法。
続きを表示（約 1,300 文字）【請求項２】
請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記選定ステップにおいて、原子力プラントの構造物、システムおよび機器に関する重要度分類に基づいて、リスク解析ツールおよび人為的リスク解析のうちの少なくとも一つを利用して前記配管部位を選定する原子力プラントの信頼性改善方法。
【請求項３】
請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記監視ステップにおいて、選定された前記配管部位の腐食電位を監視して、前記腐食電位に基づいて推定される前記配管部位の流れ加速型腐食の腐食速度を監視する原子力プラントの信頼性改善方法。
【請求項４】
請求項３に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記監視ステップにおいて、前記腐食電位と、前記配管部位の化学組成、前記冷却水の水質、前記冷却水の温度、および、前記配管部位における前記冷却水の流体力学的特性のうちの少なくとも一つに基づいて前記腐食速度を推定する原子力プラントの信頼性改善方法。
【請求項５】
請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記監視ステップにおいて、前記冷却水の酸素濃度、前記冷却水の過酸化水素濃度、前記冷却水の電気伝導率のうちの少なくとも１つを測定し、当該測定結果を前記腐食速度の校正に用いる原子力プラントの信頼性改善方法。
【請求項６】
請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記予防保全実行ステップにおいて、酸素注入、過酸化水素注入および酸化チタンのうちの少なくとも１つを行う原子力プラントの信頼性改善方法。
【請求項７】
請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記是正ステップにおいて、前記冷却水への酸素注入量の増加、前記冷却水への過酸化水素注入量の増加、および、前記冷却水への水素注入量の減少のうちの少なくとも１つを実施する原子力プラントの信頼性改善方法。
【請求項８】
請求項１に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記ライフサイクルマネジメントステップにおいて、前記選定ステップ、前記監視ステップ、前記予防保全実行ステップ、前記是正ステップおよび前記改善ステップの繰り返しの過程で蓄積した前記腐食速度を表すデータと、前記配管部位について実測した肉厚の検査結果を表すデータ、および、他のプラントで収集された流れ加速型腐食の腐食速度を表すデータのうちの少なくとも１つとに基づいて、原子力プラント毎且つ配管部位毎のデータベースを構築する原子力プラントの信頼性改善方法。
【請求項９】
請求項８に記載の原子力プラントの信頼性改善方法であって、
前記データベースに基づいて、前記配管部位毎の肉厚検査の時間間隔を延長し、延長された期間における前記配管部位毎の腐食電位の監視によって、前記配管部位毎の流れ加速型腐食に対する機器信頼性を確保する原子力プラントの信頼性改善方法。

発明の詳細な説明【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力プラントの信頼性改善方法に関する。
続きを表示（約 1,800 文字）【背景技術】
【０００２】
火力プラントや原子力プラントでは、配管の材料として、炭素鋼が多用されている。炭素鋼製の配管は、高流速の流体が流れる特定の条件下で、流れ加速型腐食（Flow-accelerated corrosion：ＦＡＣ）を生じることが知られている。ＦＡＣは、流速に依存した電気化学的な腐食を主因として生じる。ＦＡＣは配管の肉厚の減少をもたらすため、ＦＡＣの予防策が適用されている。
【０００３】
原子力プラントの場合、圧力容器の外部に設置される炉外配管に、炭素鋼が多用されている。プラントの設計段階では、高流速の冷却水が流れる炭素鋼製の配管に対して、腐食代が予め設けられている。腐食代は、プラントの供用期間中のＦＡＣによる減肉量を見込んで設けられている。供用期間中には、腐食代の減肉量が定期的に検査されている。
【０００４】
近年では、炭素鋼製の配管について、予め腐食代を設けるだけでなく、供用期間を通じた予防保全の適正化も望まれている。プラントの安全性の向上や、設備利用率のような経済性の向上や、高経年化への対応の観点からも、ＦＡＣに対する効率的な対策が求められている。ＦＡＣを生じ易い炭素鋼製の配管について、検査時期や交換時期の適正化を図り、低コストで合理的な対策で機器信頼性を確保することが望まれている。
【０００５】
原子力プラントの場合、ＦＡＣを抑制する措置としては、材料面では、炭素鋼から低合金鋼やステンレス鋼等の耐食性材料への変更が行われている。また、水質管理面では、冷却水への酸素注入が行われている。ＦＡＣは、溶存酸素濃度が１５～２０ｐｐｂ以下に低下すると生じる。溶存酸素濃度が低下すると、配管の内面に酸化皮膜が形成され難くなり、母材の保護が失われてＦＡＣが生じ易くなる。
【０００６】
沸騰水型原子炉（Boiling Water Reactor：ＢＷＲ）では、給水・復水系統への酸素注入が国内外で広く行われている。原子炉で発生した蒸気等には、水の放射線分解で生成された酸素が含まれている。しかし、復水器で蒸気が凝縮すると、酸素の多くが気相側に残る。そのため、復水は、溶存酸素濃度が１０ｐｐｂ以下に低下することが多い。復水が流れる配管は、酸化皮膜が形成され難くなるため、高温・高流速の冷却水が流れる場合に、ＦＡＣが生じ易くなる。このような配管のＦＡＣは、酸素注入によって対策されている。
【０００７】
加圧水型原子炉（Pressurized Water Reactor：ＰＷＲ）では、二次系への酸素注入やｐＨ調整が行われている。二次系の冷却水は、アンモニア等の添加によってアルカリ側に調整されている。アルカリ側では、酸化皮膜による母材の保護が失われ難くなり、ヒドラジンの添加や脱気により溶存酸素濃度が１０ｐｐｂ程度に低下しても、ＦＡＣが進行し難くなることが知られている。
【０００８】
ＦＡＣに関する水質管理の指標としては、主に、冷却水の溶存酸素濃度、ｐＨおよび鉄濃度が用いられている。水質管理の対象としては、給水、復水、炉水、蒸気凝縮水、サプレッションプール水等がある。これらの冷却水が流れる配管系統については、冷却水の流速や、冷却水の温度や、配管径や、エルボ、ベント等の配管の幾何学的形状等の考慮の下で、ＦＡＣによる減肉量が管理されている。
【０００９】
従来、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の一部では、冷却水に接液する材料の応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking：ＳＣＣ）への対策として、水素注入や貴金属注入が行われている。ＳＣＣに関する水質管理の指標としては、冷却水の溶存酸素濃度等よりも上位の指標として、腐食電位（Electrochemical Corrosion Potential：ＥＣＰ）が用いられている。ステンレス鋼は、ＥＣＰが－３００～－２００ｍＶ（ｖｓ．ＳＨＥ）程度よりも低くなると、ＳＣＣ感受性が低くなることが知られている。
【００１０】
従来、原子力プラントでは、ＳＣＣやエロージョン・コロージョン等の各種の腐食現象に対して、腐食速度の評価に基づく種々の対策が行われている。
（【００１１】以降は省略されています）

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