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章
| 第8章 「ふげん」における運転・保守技術の高度化 |
第 8 章 |
| 第8章 「ふげん」における運転・ 保守技術の高度化 |
| 8.1 圧力管検査技術及び圧力管健全性評価 8.1.1 総 論 圧力管材料強度検討会（旧通商産業省）は、旧動力炉・核燃料開発事業団（以下、「動燃」という）による試験・研究開発の結果報告を基に、昭和48（1973）年、圧力管について設計手法、材料の健全性等の審議・評価を行い、「圧力管設計指針」を取りまとめるとともに、プラント運転期間中における圧力管の健全性確認の計画、評価法を決定した。 圧力管は、「圧力管設計指針」により設計されれば、安全性は十分に確保できると評価された。また、Zr-Nb材の中性子照射効果による影響は、材料の持つ特性から特に問題はなく、健全性は十分に確保されると判断された。 許容応力強さの決定因子として引張り強さと降伏強さに加えて、クリープ破断強度を基準とし、クリープ歪量の制限値を暫定的に2.5％とした。運転開始後の圧力管の健全性を確認する検査を計画し、圧力管モニタリングの項目として、圧力管の内径測定により中性子照射によるクリープ量を算出し、余寿命評価を実施していくこととした。 さらに、材料特性の確証のため、複数個の監視試験片を原子炉に装荷しておき、供用期間中に取り出し、順次照射による影響、強度試験・成分分析により脆性特性を確認し評価することとした。また、圧力管は、表面欠陥の長さが、材料の限界貫通欠陥長さ（CCL）より短い場合は、Leak Before Break特性を有し、圧力管の破断は破断前の冷却材漏えいにより、検出可能と判断された。 （1）検査計画 圧力管集合体の健全性を確認するため、圧力管モニタリング及び供用期間検査を計画した。 （2）圧力管モニタリング 原子炉の運転開始後、計画的に圧力管のクリープひずみを実測し、設計評価式の予測値との比較評価を行うとともに、その後の運転によるクリープ挙動を予測し、次の検査時期までの安全性を確認していくこととした。 検査対象としては、原子炉の設計受命中の積算中性子照射量が、最も高くなると予想された圧力管4 |
 図8.1.1 検査対象圧力管配置図 本を選定し、継続して検査することとした。また、それに加えて、運転中の照射実績を基に、最大照射量の圧力管1本を検査し、健全性の確認を行うこととした。検査対象の圧力管例を図8.1.1に示す。 |
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