材料評価研究グループ

国内の発電用原子炉の約半数がすでに30年を超えて長期供用されています。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の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判断等に資することを目的として、原子炉圧力容器やその炉内構造物の材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ)に関する研究(図1参照)を実施しています。


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図1:発電用の原子炉と当研究グループの研究対象

1.原子炉圧力容器の照射脆化

放射性物質や冷却水を閉じこめる原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel、図1①)は、板厚150~200 mm程度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、炉心からの中性子照射により脆化します。RPVを長期間安全に使用するため、実機では監視試験に基づく健全性評価が行われています。監視試験では、RPVと同じ材料で作られ炉内に装荷された監視試験片を定期的に取出し、脆化量を表す指標である関連温度移行量(ΔRTNDT)を調べています。図2に示すように、評価時期の材料の破壊靭性(破壊に対する抵抗力)は、運転初期のその温度依存性(破壊靭性遷移曲線)とΔRTNDTを考慮して予測されます。一方、容器内表面に半楕円欠陥を想定して最も厳しい事象である加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)事象を考慮した際の応力拡大係数(亀裂進展の駆動力を表す物理量)の変化(PTS状態遷移曲線)を評価し、破壊靭性遷移曲線とPTS状態遷移曲線が交わらないことが確認されます。


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図2:破壊靭性曲線と加圧熱衝撃事象時の応力変化による健全性評価の模式図

1.1 微小試験片を用いた破壊靭性評価

現行の監視試験では、照射脆化による破壊靭性の変化をシャルピー衝撃試験の結果を基に決定しています。近年、試験済みシャルピー衝撃試験片から採取可能なミニチュアC(T)(Mini-C(T))試験片を用いて破壊靭性を直接評価するための技術開発が国内外で進められ、破壊靭性試験方法に関する民間規格に採用されました。当研究グループにおいても、破壊靭性の指標となるパラメータである破壊靭性参照温度Toについて、大きな寸法を有する1T-C(T)試験片等との比較を行い、Mini-C(T)試験片の適用性を確認しました。また、中性子照射を受けた照射材に対するMini-C(T)試験片の適用性の確認も進めています(図3)。


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図3:Mini-C(T)試験片による破壊靭性参照温度と1T-C(T)、PCCv試験片による破壊靱性参照温度との比較

1.2 RPV鋼の微細組織分析

RPVの健全性評価においては、照射脆化の進行を精度良く予測することが重要です。照射脆化は、中性子照射による微細組織変化に起因することが知られています。当研究グループでは照射脆化予測技術の高度化を図るため、照射されたRPV鋼に対して走査型電子顕微鏡による電子線後方散乱回折装置(SEM-EBSD)、アトムプローブ、透過型電子顕微鏡(TEM)等を用いた微細組織分析や、照射脆化と関係のある硬化測定等を通じて、脆化メカニズムの把握のための研究を行っています。照射による微細組織の変化は、RPV鋼の初期状態(化学組成、溶接熱履歴による金属組織の非均質性等)の影響を受けると考えられます。現在は、溶接による熱影響部(HAZ: Heat-Affected Zone)に着目し、照射による微細組織変化を調べています(図4)。


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図4:溶接熱履歴が微細組織変化に及ぼす影響の評価

1.3 ベイズ統計を用いたRPV鋼の照射脆化評価

照射脆化予測に取り入れるべき因子の確認や脆化予測の保守性の確認のため、機械学習の一種である、実測データの数やデータの不確かさを考慮可能なノンパラメトリックベイズ(BNP: Bayesian Nonparametric)法に基づく解析手法を新たに整備し、国内の実機データを対象に脆化に寄与する因子に関する感度解析や、不確かさを含めた解析的評価を行っています(図5)。


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図5:BNP法による脆化因子の評価結果とΔRTNDTの計算結果

1.4 有限要素解析を用いた破壊力学評価

RPVに対する現行の健全性評価では、容器内表面にあるステンレス鋼製のクラッドの下に亀裂が想定されます。クラッドの存在が構造体の破壊挙動に及ぼす影響を調べるため、クラッド下亀裂を付与した試験体に対する破壊靭性試験を行うとともに、有限要素法(FEM: Finite Element Method)による再現解析を実施することにより、試験で直接評価できない亀裂先端における応力分布の評価等を行っています(図6)。また、亀裂の形状等が構造物の破壊挙動に及ぼす影響についても、試験と解析の両者を活用した検討を進めています。


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図6:クラッド下亀裂を有する試験体に対する3点曲げ試験のFEM解析

2.原子炉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1②)等のRPV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・取替の時期を適切に決める上で、亀裂進展速度等の評価に用いられる諸因子の影響の度合いの把握や評価方法の精度向上が重要です。当研究グループでは、炉内環境を模擬した高温高圧水中におけるステンレス鋼中の亀裂の進展速度を調べ、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、水質や照射等が亀裂進展速度に与える影響の評価を行っています。また、SCCの発生や進展に係るメカニズムの理解を深めるため、ステンレス鋼の変形と腐食に関するデータを収集しています(図7)。


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図7:照射ステンレス鋼の高温水中酸化に及ぼす局所変形及び腐食挙動の評価

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