材料・水化学研究グループ

国内の発電用原子炉は、その3分の1以上がすでに30年以上の長期供用がなされています。このような状況で発電用原子炉を今後も使用していくためには、長期供用に伴う原子炉機器における経年劣化の影響を評価し、安全が確保されることの確認が必要です。当研究グループでは、国による軽水炉の運転期間延長の認可や高経年化対策に関する技術的妥当性の規制判断等に資することを目的として、原子炉の中心部分で高温の水や強い放射線に曝されて使用される材料の劣化(照射脆化や応力腐食割れ)やこれらの材料が接している原子炉冷却水の水化学環境に関する研究(図1参照)を実施しています。

図1:発電用の原子炉と研究対象

(1) 原子炉圧力容器の脆化

放射性物質や高温の水を閉じこめる原子炉圧力容器(図1 ①)は、厚さ10cm以上の低合金鋼で製作されています。低合金鋼は低温で脆くなる性質があるほか、炉心からの中性子を浴びることにより脆化が進みます。このため、原子炉圧力容器の照射脆化について、監視試験によって定期的な確認や破壊力学に基づく健全性評価が行われ、破壊に対して十分に余裕があることを確認した上で使用されますが、安全上最も重要な機器である原子炉圧力容器の長期の使用を見込む場合、現時点では十分に余裕があっても、今後生じる可能性のある脆化の進行具合を精度良く予測できることが重要です。本研究では、中性子照射材を用いた破壊靭性試験等によって脆くなる条件や程度を調べ、脆化予測技術の高精度化のためのデータを取得します。

中性子照射によって生じる溶質原子クラスター等のミクロな組織変化が、材料の脆化の要因であることが知られています。当グループではこれまでに、JMTR(Japan Materials Testing Reactor)において中性子照射された原子炉圧力容器鋼の3次元アトムプローブによるミクロ組織分析を実施し、主要な脆化因子である溶質原子クラスターの生成と照射量との関係について調べてきました(図2)。さらに、照射された材料の加工装置を整備し、試験済みのシャルピー衝撃試験片を利用して原子炉圧力容器鋼の破壊靭性を調べる試験(図3)を実施する準備を進めています。


画像をクリックすると拡大表示されます。
図2:原子炉圧力容器鋼のミクロ組織変化と3次元アトムプローブによる分析例
図3:試験済みのシャルピー衝撃試験片を利用した破壊靭性試験

(2) 原子炉内機器の応力腐食割れ

BWR(沸騰水型軽水炉)の炉心シュラウド(図1 ②)など原子炉内で使用されるステンレス鋼製機器の応力腐食割れ(SCC: Stress Corrosion Cracking)に対する健全性評価においては、機器の検査、補修や取り替え時期を適切に決める上で、き裂進展速度等の評価方法の適用性確認や高精度化が重要です。本研究では、中性子照射により特性が変化した材料について炉内環境を模擬した高温高圧水中で割れが進む速さを調べ、SCCに対する健全性評価技術の高精度化のためのデータを取得します。また、SCCメカニズムに関する理論的検討を進めるため、照射済みステンレス鋼の変形と腐食に関するデータ(図4)を収集しています。


画像をクリックすると拡大表示されます。
図4:照射ステンレス鋼の高温水中酸化に及ぼす局所変形組織の影響評価

(3) 原子炉内の水化学

軽水炉では、構造材料の耐腐食劣化や燃料被覆管健全性の確保を目的とした水素注入(BWR)や溶存水素濃度の最適化(PWR:加圧水型軽水炉)等の原子炉内冷却水(図1 ③)の水質管理の変更が検討されています。原子炉内における冷却水の水化学条件は、腐食電位(ECP: Electrochemical Corrosion Potential)の計測により知ることができます。しかし、実機の炉内でECPを測定できる箇所は制限されるため、測定困難な部位のECPについては、理論解析等による評価が必要になります。本研究では、炉内腐食環境を評価するための解析コードの整備、耐久性・安定性に優れたECPセンサーの開発を進めています。また、理論モデルに基づく放射線分解水質解析コードを整備し、本解析コードを用いた放射線分解水質の評価技術の高度化を進めています(図5)。


画像をクリックすると拡大表示されます。
図5:研究炉での照射下における腐食電位の測定値と解析コードによる計算値の比較

ページTOP