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(19)【発行国】日本国特許庁(JP)
(12)【公報種別】公開特許公報(A)
(11)【公開番号】P2024012771
(43)【公開日】2024-01-31
(54)【発明の名称】原子力プラントの信頼性改善方法
(51)【国際特許分類】
G21C 17/00 20060101AFI20240124BHJP
G21D 1/00 20060101ALI20240124BHJP
G21C 19/307 20060101ALI20240124BHJP
【ＦＩ】
G21C17/00 100
G21D1/00 W
G21C19/307 200
【審査請求】未請求
【請求項の数】9
【出願形態】ＯＬ
(21)【出願番号】P 2022114489
(22)【出願日】2022-07-19
(71)【出願人】
【識別番号】507250427
【氏名又は名称】日立ＧＥニュークリア・エナジー株式会社
(74)【代理人】
【識別番号】110001807
【氏名又は名称】弁理士法人磯野国際特許商標事務所
(72)【発明者】
【氏名】和田 陽一
(72)【発明者】
【氏名】伊藤 剛
(72)【発明者】
【氏名】清水 亮介
【テーマコード（参考）】
2G075
【Ｆターム（参考）】
2G075BA03
2G075CA03
2G075DA14
2G075EA08
2G075FA20
2G075GA05
(57)【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
【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。
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。
【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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
【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】
特許文献１には、原子力プラントの冷却水と接する構造部材の応力腐食割れの発生を管理する原子力プラントの管理方法が記載されている。この方法では、冷却水と接触する構造部材のＥＣＰ、および、冷却水に含まれる不純物イオンの濃度を測定している。これらの情報に基づいて、応力腐食割れの発生時間を求めている。発生時間が設定時間よりも短いとき、ＥＣＰおよび不純物イオンの濃度のうち少なくとも１つを減少させている。
【0012】
特許文献２には、発電プラント等における配管系の減肉評価システムが記載されている。このシステムでは、配管温度の測定結果または配管内部流体温度の測定結果、配管内流体湿り度の測定結果、および、配管内流体速度の測定結果をパラメータとして、減肉速度を表現する数学式を構築している。配管系における最大減肉速度に基づいて、点検インターバル、配管の余寿命、肉厚測定年次計画スケジュールを求めている。
【0013】
特許文献３には、機器及び配管装置類のエロージョン・コロージョンによる減肉計算及び評価法が記載されている。この方法では、実機プラントの系統毎に、オンライン減肉監視システムを構成している。実機プラントにおける減肉データによって、実機プラントの減肉測定データの追加、関数式の補正、減肉計算式のデータベースの追加・修正を行い、エロージョン・コロージョン因子のランク付け及び重み付けを行っている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【0014】
【特許文献1】特許第５４８３３８５号公報
【特許文献2】特開２００６－１３８４８０号公報
【特許文献3】特開平８－１７８１７２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【0015】
従来の原子力プラントにおいて、配管の腐食を防止する対策は、個々に行われるのが一般的であった。例えば、応力腐食割れ（ＳＣＣ）に対する対策では、ＳＣＣの進展の抑制や、ＳＣＣが発見された配管の交換や、交換された配管の健全性の確認が、配管部位毎に個別に行われていた。ＳＣＣを許容してプラントを運転する場合には、進展量を評価した上で、既に発生したＳＣＣを継続的に検査する作業が行われていた。
【0016】
流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の場合も同様であり、個々の配管部位毎に対策が行われていた。プラントの設計段階では、特定の配管に対して、供用期間中のＦＡＣによる減肉量を見込んだ腐食代が設けられていた。このような腐食代の減肉量は、個別に定期的に検査されていた。個々の配管部位毎の対策や検査に基づいて、将来的な減肉量を予測・管理していくのが、標準的なＦＡＣの管理方法であった。
【0017】
しかし、従来のＦＡＣの管理方法では、管理対象の配管部位が膨大になるという問題がある。プラント全体におけるＦＡＣの予防保全の観点からは、ＦＡＣが発生する可能性がある配管部位のうち、一定の割合について、定期的な検査を行う必要がある。定期的な検査によって、所定の年数以内に到達すると予測される減肉量が設計範囲内であることを、継続的に確認しなければならない。管理対象の個数や範囲が膨大であると、検査コスト、プラントの稼働率、ヒューマンエラー等が問題となる。
【0018】
特許文献１には、材料の腐食電位（ＥＣＰ）の測定結果を応力腐食割れ（ＳＣＣ）の発生時間の推定に利用する技術が記載されている。しかし、ＥＣＰの測定結果は、モデル式に対する入力や補正に用いられている。モデル式の確かさは、実測による検査結果と比較して確認する必要がある。従来の技術では、依然として、管理対象が膨大になるという問題がある。
【0019】
モデル式に基づいて腐食速度を推定した場合、将来的な検査計画の策定が可能になる。しかし、管理対象が膨大である場合、或る配管部位についてみると、定期的な検査の時間間隔が長くなる。次回の検査時までに設計範囲を超える腐食減肉が生じないという保証はない。モデル式に基づく推定のみでは、検査の時間間隔を延長して合理化を図ることについて、十分な妥当性が示されているとはいえない。
【0020】
近年、原子力プラントでは、信頼性重視保全（Reliability Centered Maintenance：ＲＣＭ）の導入が世界的に進められている。ＲＣＭに関する代表的な文書としては、米国原子力発電協会（Institute of Nuclear Power Operations：ＩＮＰＯ）のＡＰ９１３がある。ＲＣＭでは、機器信頼性確保（Established Reliability：ＥＲ）のために、重要な構造物、システムおよび機器（Structures, Systems and Components：ＳＳＣ）や、最適な保全方法や、保全措置の実施時期を選定し、最適な保全プログラムを策定する。
【0021】
今後、原子力プラントでは、検査コストの削減、プラントの稼働率の向上、ヒューマンエラーの低減等の観点から、ＲＣＭの導入が重要となってくる。ＲＣＭの導入によって、プラント全体におけるＳＳＣのＥＲが必要になる。しかし、現在のところ、原子力プラントの信頼性に影響するＦＡＣに関して、ＲＣＭに基づく定型的なＥＲプロセスは存在していない。従来のＦＡＣを防止する対策は、状態監視保全（Condition Base Maintenance：ＣＢＭ）が主流であり、対策内容や管理対象毎に、個々に適用されるに留まっている。
【0022】
ＲＣＭでは、ＥＲの状態を示すために、特定の性能指標を常時監視する必要がある。しかし、ＦＡＣに関しては、ＲＣＭに基づく定型的なＥＲプロセスが存在していないため、常時監視する性能指標も定まっていない現状がある。常時監視する性能指標として、妥当性が高い指標があれば、ＦＡＣによる腐食速度を推定した場合に、推定結果の妥当性を担保することが可能になる。定期的な検査の時間間隔を延長しても、ＳＳＣのＥＲが可能になるため、検査が合理化されたＦＡＣに対する予防保全の実現が期待される。
【0023】
そこで、本発明は、腐食電位（ＥＣＰ）を主要な監視指標とした信頼性重視保全（ＲＣＭ）の適用によって、流れ加速型腐食（ＦＡＣ）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ことを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0024】
上記の課題を解決するため、本発明に係る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。
【発明の効果】
【0025】
本発明によると、腐食電位（ＥＣＰ）を主要な監視指標とした信頼性重視保全（ＲＣＭ）の適用によって、流れ加速型腐食（ＦＡＣ）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ことができる。
【図面の簡単な説明】
【0026】
【図1】本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法を示すブロック図である。
【図2】本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用される原子力プラントの一例を示す図である。
【図3】原子力プラントの原子炉冷却材浄化系の一例を示す図である。
【図4】本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法のフローの具体例を示す図である。
【図5】本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法のフローのＢＷＲへの適用例を示す図である。
【図6】本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用される原子力プラントの一例を示す図である。
【発明を実施するための形態】
【0027】
以下、本発明の一実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法について説明する。なお、以下の各図において共通する構成については同一の符号を付し、重複した説明を省略する。
【0028】
≪原子力プラントの信頼性改善方法≫
本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法は、信頼性重視保全（ＲＣＭ）の適用によって、流れ加速型腐食（ＦＡＣ）に対する構造物、システムおよび機器（ＳＳＣ）の信頼性を確保する方法に関する。ＲＣＭにおいて常時監視する監視対象は、ＦＡＣのリスクが高いと予測された配管部位である。常時監視する性能指標は、監視対象の腐食電位（ＥＣＰ）とすることができる。性能指標としては、配管部位の肉厚を用いることもできるが、ＥＣＰを用いることが好ましい。
本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法は、信頼性重視保全（ＲＣＭ）の適用によって、流れ加速型腐食（ＦＡＣ）に対する構造物、システムおよび機器（ＳＳＣ）の信頼性を確保する方法に関する。ＲＣＭにおいて常時監視する監視対象は、ＦＡＣのリスクが高いと予測された配管部位である。常時監視する性能指標は、監視対象の腐食電位（ＥＣＰ）とすることができる。性能指標としては、配管部位の肉厚を用いることもできるが、ＥＣＰを用いることが好ましい。
【0029】
本明細書において、常時監視とは、測定サイクルの大部分の時間範囲で測定対象の傾向を把握できる程度に、測定による情報の収集を継続的に行うことを意味する。常時監視には、任意の時間間隔で行う測定サイクルの一部において、測定機器の交換等のための短時間の測定の停止期間が含まれてもよい。
【0030】
本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法では、監視対象のＥＣＰ等の性能指標の測定や、ＥＣＰ等の性能指標の測定結果に基づくＦＡＣの腐食速度（ＦＡＣ速度）の推定や、推定されたＦＡＣ速度に基づくＦＡＣに対する措置を、プラントのライフサイクルにわたって実施して、ＦＡＣに対するＥＲプロセスを実現する。ＲＣＭの適用によって、ＦＡＣに対する措置の最適化や、実測を伴う定期的な検査の対象の最適化や、定期的な検査の時間間隔の最適化を図る。これらの最適化によって、検査が合理化されたＦＡＣに対する効率的な予防保全を実現し、原子力プラントの信頼性を改善する。
【0031】
監視対象の配管部位としては、原子力プラントの配管のうち、適宜の区間を採用できる。監視対象の配管部位は、単体の配管で構成される区間、単体の配管の一部で構成される区間、および、互いに連結した複数の配管で構成される区間のいずれであってもよい。ＦＡＣに対する措置は、監視対象の配管部位を含む区間を対象とすることができる。
【0032】
図１は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法を示すブロック図である。
図１に示すように、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法は、選定ステップＳ１と、監視ステップＳ２と、予防保全実行ステップＳ３と、是正ステップＳ４と、改善ステップＳ５と、ライフサイクルマネジメントステップＳ６と、を有する。図１は、ＩＮＰＯのＡＰ９１３のダイアグラムに基づき、新たにＦＡＣのために監視指標と各ステップを考案したものである。
図１に示すように、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法は、選定ステップＳ１と、監視ステップＳ２と、予防保全実行ステップＳ３と、是正ステップＳ４と、改善ステップＳ５と、ライフサイクルマネジメントステップＳ６と、を有する。図１は、ＩＮＰＯのＡＰ９１３のダイアグラムに基づき、新たにＦＡＣのために監視指標と各ステップを考案したものである。
【0033】
選定ステップＳ１は、機器ないし部位を分類して重要な要素を監視対象として選定するステップである。選定ステップＳ１では、原子力プラントの流れ加速型腐食（ＦＡＣ）のリスクの高い配管部位を選定する。
【0034】
監視ステップＳ２は、システムや要素のパフォーマンスを監視するステップである。監視ステップＳ２では、監視対象として選定された配管部位のＥＣＰ等の性能指標を監視して、性能指標に基づいて推定される配管部位の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度（ＦＡＣ速度）を監視する。
【0035】
予防保全実行ステップＳ３は、機器条件等について予防保全措置を実行するステップである。予防保全実行ステップＳ３では、監視対象として選定された配管部位の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度（ＦＡＣ速度）を低減する予防保全措置を実行する。
【0036】
是正ステップＳ４は、改良保全等の是正措置を実行するステップである。是正ステップＳ４では、監視対象として選定された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措置を実行する。
【0037】
改善ステップＳ５は、機器信頼性を継続的に改善する改善措置を実行するステップである。改善ステップＳ５では、監視対象として選定された配管部位の材料を交換する改善措置を実行する。
【0038】
ライフサイクルマネジメントステップＳ６は、システムや要素について監視による寿命延長等を管理するステップである。ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、選定ステップＳ１、監視ステップＳ２、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４および改善ステップＳ５の繰り返しによって、原子力プラントの配管の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度（ＦＡＣ速度）を管理する。
【0039】
ステップＳ３～Ｓ５では、ステップＳ１で監視対象として選定された配管部位に対して、ＦＡＣ速度が目標範囲に入るように、各種のＦＡＣに対する措置を行う。ステップＳ３～Ｓ５の実行によって、ステップＳ１で選定された配管部位のＦＡＣのリスクが低減される。その結果、プラント内の配管部位の中で、ＦＡＣのリスクの順位が変化する。ステップＳ６では、このような順位の変化に応じて、監視対象の配管部位を選定し直しながら、監視対象の性能指標の測定や、性能指標の測定結果に基づくＦＡＣ速度の推定や、ＦＡＣに対する措置を繰り返す。
【0040】
なお、監視ステップＳ２は、適宜の段階で実行することができる。例えば、監視ステップＳ２は、選定ステップＳ１、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４、改善ステップＳ５等の実行後に、任意に実行することができる。各ステップの実行後の監視ステップＳ２の結果に応じて、次のステップの選定や、ステップの実行の要否を判断することができる。
【0041】
本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法によると、ＦＡＣのリスクの高い配管部位を監視対象として、ＥＣＰ等の性能指標を常時監視するため、ＥＣＰ等の性能指標に基づいて推定される監視対象のＦＡＣ速度を、目標範囲に入るように管理することができる。そのため、原子力プラントの構造物、システムおよび機器（ＳＳＣ）の全体について、ＦＡＣのリスクを、予防保全を合理的に実施可能な水準（As Low As Reasonably Practicable：ＡＬＡＲＰ）まで低下させることができる。コンフィグレーション管理上で、各ＳＳＣが、設計通りのあるべき状態であることや、あるべき性能を発揮していることが示されることになるため、プラントのＦＡＣに対する機器信頼性が良好であることを明示することができる。
【0042】
よって、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法によると、ＲＣＭの適用によって、ＦＡＣ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ことができる。ＦＡＣを防止する個々の対策は、ＲＣＭの導入によって、全体に適用される管理手順と連携させることが可能である。このような連携によって、原子力プラントのライフサイクル全体にわたって長期的且つ継続的に、プラント全体の信頼性を向上するプロセスを構築することが可能になる。従来は、ＦＡＣによる配管の減肉量を、膨大な配管部位を対象として、実測を伴う定期的な検査で確認する必要があった。これに対し、ＲＣＭの適用によると、長期的な観点からは、ＦＡＣによる減肉量の定期的な検査の一部をＥＣＰ等の監視指標の常時監視で代替できる。検査の時間間隔の延長や、検査の頻度の軽減や、検査の部位の削減が可能であるため、機器信頼性を確保しつつ、検査を合理化して、検査のコストを低減できる。
【0043】
本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法は、適宜の型式の原子力プラントの適用できる。原子力プラントの型式としては、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）、天然ウラン黒鉛減速炭酸ガス冷却型原子炉（ＧＣＲ）、改良型ガス冷却炉（ＡＧＲ）、高温ガス炉（ＨＴＲ）、重水炉（ＨＷＲ）、溶融塩炉（ＭＳＲ）、高速増殖炉（ＦＢＲ）等が挙げられる。
【0044】
≪原子力プラントの構成例≫
図２は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用される原子力プラントの一例を示す図である。図２には、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例示する。
図２に示すように、原子力プラントＰ１００は、原子炉Ｐ１、タービンＰ３、復水器Ｐ４や、原子炉冷却材浄化系、給水系等を備えている。原子力プラントＰ１００は、運転時に水素注入と貴金属注入との組み合わせを実施可能に設けられている。
図２は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用される原子力プラントの一例を示す図である。図２には、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例示する。
図２に示すように、原子力プラントＰ１００は、原子炉Ｐ１、タービンＰ３、復水器Ｐ４や、原子炉冷却材浄化系、給水系等を備えている。原子力プラントＰ１００は、運転時に水素注入と貴金属注入との組み合わせを実施可能に設けられている。
【0045】
原子炉Ｐ１は、格納容器Ｐ１１の内部に格納されている。原子炉Ｐ１は、圧力容器Ｐ１２を備えている。圧力容器Ｐ１２の内部には、炉心Ｐ１３が内包されており、炉心Ｐ１３の周囲を取り囲むように、円筒状のシュラウドＰ１５が設置されている。シュラウドＰ１５は、圧力容器Ｐ１２の内部に取り付けられたシュラウドサポートＰ４１によって、圧力容器Ｐ１２の内側に支持されている。
【0046】
炉心Ｐ１３には、複数の燃料集合体が装荷されている。燃料集合体は、チャンネルボックスの内部に複数の燃料棒を格子状に収納することによって形成されている。燃料棒は、核燃料物質で形成された複数の燃料ペレットを被覆管の内部に収納している。炉心Ｐ１３には、中性子束を計測するための中性子計装管Ｐ３８が挿入されている。
【0047】
圧力容器Ｐ１２の内面とシュラウドＰ１５の外面との間には、環状のダウンカマＰ１７が形成されている。圧力容器Ｐ１２の底部には、複数のジェットポンプＰ２１が設置されている。ジェットポンプＰ２１の出口は、ダウンカマＰ１７の下部に位置している。ジェットポンプＰ２１は、圧力容器Ｐ１２のダウンカマＰ１７に存在する冷却水を、圧力容器Ｐ１２の下部の空間である下部プレナムに吐出する。
【0048】
圧力容器Ｐ１２には、給水系が接続されている。給水系は、給水配管Ｐ１０や、給水ポンプＰ５、復水浄化装置Ｐ６、給水ポンプＰ７、低圧給水加熱器Ｐ８、高圧給水加熱器Ｐ９等によって構成されている。これらの機器は、給水配管Ｐ１０上に、この順に設置されている。給水配管Ｐ１０は、復水器Ｐ４から圧力容器Ｐ１２までを管路で接続している。
【0049】
給水系には、水素注入装置Ｐ１６が、水素注入配管Ｐ１８を介して接続されている。水素注入配管Ｐ１８は、給水配管Ｐ１０のうち、復水浄化装置Ｐ６と給水ポンプＰ７との間の区間に接続している。水素注入配管Ｐ１８には、開閉自在な開閉弁Ｐ１９が設けられている。水素注入装置Ｐ１６は、水素注入を行うための装置であり、原子炉Ｐ１に給水される冷却水に対して水素ガスを注入する。
【0050】
給水系には、貴金属注入装置Ｐ３１が、貴金属注入配管Ｐ３２を介して接続されている。貴金属注入配管Ｐ３２は、給水配管Ｐ１０のうち、高圧給水加熱器Ｐ９と圧力容器Ｐ１２との間の区間に接続している。貴金属注入配管Ｐ３２には、開閉自在な開閉弁Ｐ３３が設けられている。貴金属注入装置Ｐ３１は、貴金属注入を行うための装置であり、原子炉Ｐ１に給水される冷却水に対して貴金属化合物の溶液を注入する。
【0051】
圧力容器Ｐ１２には、原子炉冷却材浄化系が接続されている。浄化系は、ボトムドレン配管Ｐ３４、浄化系配管Ｐ２０や、浄化系隔離弁Ｐ２３、再生熱交換器Ｐ２５、非再生熱交換器Ｐ２６、浄化系ポンプＰ２４、炉水浄化装置Ｐ２７等によって構成されている。これらの機器は、浄化系配管Ｐ２０上に、この順に設置されている。ボトムドレン配管Ｐ３４は、圧力容器Ｐ１２の底部に接続されている。浄化系配管Ｐ２０は、ボトムドレン配管Ｐ３４の一端から、給水配管Ｐ１０の高圧給水加熱器Ｐ９と圧力容器Ｐ１２との間の区間までを管路で接続している。
【0052】
浄化系には、酸素注入装置Ｐ４３が、酸素注入配管Ｐ４４を介して接続されている。酸素注入配管Ｐ４４は、浄化系配管Ｐ２０のうち、圧力容器Ｐ１２と再生熱交換器Ｐ２５との間の区間に接続している。酸素注入配管Ｐ４４には、開閉自在な開閉弁Ｐ４５が設けられている。酸素注入装置Ｐ４３は、酸素注入や過酸化水素注入を行うための装置であり、原子炉Ｐ１から抜き出された冷却水に対して酸素ガスや過酸化水素の水溶液を注入する。
【0053】
圧力容器Ｐ１２には、再循環系が接続されている。再循環系は、再循環系配管Ｐ３０や、再循環系ポンプＰ３７等によって構成されている。再循環系配管Ｐ３０は、圧力容器Ｐ１２のダウンカマＰ１７の下部から、ダウンカマＰ１７の上部までを、圧力容器Ｐ１２の外部を経由して管路で接続している。再循環系配管Ｐ３０は、再循環系ポンプＰ３７の上流で分岐している。分岐した配管は、開閉自在な開閉弁Ｐ２３を介して、浄化系配管Ｐ２０に合流している。
【0054】
浄化系には、腐食電位センサＰ３５ａが設置されている。腐食電位センサＰ３５ａは、ボトムドレン配管Ｐ３４から分岐した分岐配管Ｐ３４ａに設置されている。腐食電位センサＰ３５ａは、分岐配管Ｐ３４ａ上に連結されたフランジＰ３６に取り付けられている。分岐配管Ｐ３４ａは、冷却水のサンプリングライン等に接続される。
【0055】
再循環系には、腐食電位センサＰ３５ｂが設置されている。腐食電位センサＰ３５ｂは、再循環系配管Ｐ３０に設置されている。腐食電位センサＰ３５ｂは、再循環系配管Ｐ３０上に連結されたフランジＰ３６に取り付けられている。
【0056】
腐食電位センサＰ３５ａ，Ｐ３５ｂは、圧力容器Ｐ１２から抜き出された冷却水の水質の下で、冷却水に接液する材料の腐食電位（ＥＣＰ）を測定する。腐食電位センサＰ３５ａ，Ｐ３５ｂは、材料の電位を測定する作用極と、冷却水中で基準電位を発生する参照極を備えている。腐食電位センサＰ３５ａ，Ｐ３５ｂは、水素注入や貴金属注入による応力腐食割れ（ＳＣＣ）の抑制の効果を確認するために設けられている。
【0057】
なお、ＳＣＣの抑制の効果を確認するための腐食電位センサは、圧力容器Ｐ１２の内部に設置することもできる。図２において、下部プレナムには、腐食電位センサＰ３５ｃが設置されている。炉心１３には、腐食電位センサＰ３５ｄが設置されている。これらの腐食電位センサＰ３５ｃ，Ｐ３５ｄは、圧力容器Ｐ１２の内部の冷却水の水質の下で、冷却水に接液する材料の腐食電位（ＥＣＰ）を測定する。
【0058】
図２に示す原子力プラントＰ１００において、冷却水は、給水系の給水配管Ｐ１０から圧力容器Ｐ１２の内部に供給される。冷却水は、ダウンカマＰ１７の上方で給水スパージャから噴出し、ジェットポンプＰ２１によって炉心Ｐ１３に供給される。冷却水は、炉心Ｐ１３において、核燃料物質の核分裂で発生した熱で加熱される。加熱された気液二相流の冷却水は、気水分離器で蒸気と水に分離される。
【0059】
気水分離器で分離された水は、ダウンカマＰ１７を降下して冷却水に戻る。一方、気水分離器で分離された蒸気は、蒸気乾燥器で湿分を除去された後、主蒸気配管Ｐ２を通じて、タービンＰ３に送られる。タービンＰ３は、発電機と連結されている。蒸気によるタービンＰ３の回転によって発電が行われる。タービンＰ３でエネルギを消費した蒸気は、復水器Ｐ４で冷却されて冷却水に戻る。
【0060】
冷却水は、復水器Ｐ４から圧力容器１２に向けて、給水配管Ｐ１０を通じて供給される。冷却水は、復水器Ｐ４から排出された後、復水ポンプＰ５によって昇圧されて、復水浄化装置Ｐ６に導入される。復水浄化装置Ｐ６は、冷却水に含まれる不純物を除去する。浄化された冷却水は、給水ポンプＰ７によって昇圧されて、低圧給水加熱器Ｐ８に入った後、高圧給水加熱器Ｐ９に導入される。低圧給水加熱器Ｐ８および高圧給水加熱器Ｐ９では、冷却水がプラントの熱効率に適した温度まで段階的に加熱される。
【0061】
タービンＰ３と高圧給水加熱器Ｐ９とは、抽気配管Ｐ１４で互いに接続されている。タービンＰ３に供給される蒸気から抽気された抽気蒸気は、復水器Ｐ４をバイパスして高圧給水加熱器Ｐ９に導入された後、低圧給水加熱器Ｐ８に導入される。その後、復水ポンプＰ５よりも上流の給水配管Ｐ１０に合流する。低圧給水加熱器Ｐ８および高圧給水加熱器Ｐ９では、抽気蒸気の熱を利用して冷却水が段階的に加熱される。
【0062】
圧力容器Ｐ１２の内部の冷却水には、給水時に混入していた金属腐食生成物や、圧力容器Ｐ１２の構造材の腐食によって生じた金属腐食生成物等が含まれている。そのため、圧力容器Ｐ１２の内部の冷却水は、一定の割合で抜き出されて、原子炉冷却材浄化系で浄化される。圧力容器Ｐ１２の内部の冷却水は、圧力容器Ｐ１２の下部側から浄化系配管Ｐ２０に向けて、浄化系ポンプＰ２４によって吸引される。
【0063】
圧力容器Ｐ１２から抜き出された冷却水は、再生熱交換器Ｐ２５に導入された後、非再生熱交換器Ｐ２６に導入される。再生熱交換器Ｐ２５および非再生熱交換器Ｐ２６では、冷却水が浄化に適した５０℃程度まで冷却される。冷却された冷却水は、炉水浄化装置Ｐ２７に導入される。炉水浄化装置Ｐ２７は、冷却水に含まれる金属腐食生成物等の不純物を除去する。浄化された冷却水は、再生熱交換器Ｐ２５に導入される。再生熱交換器Ｐ２５では、冷却水がプラントの熱効率に適した温度まで加熱される。
【0064】
原子炉Ｐ１の運転の停止時には、全制御棒が炉心Ｐ１３に挿入される。全制御棒の挿入によって、核燃料物質の核分裂連鎖反応が停止する。炉心Ｐ１３や圧力容器Ｐ１２の内部の機器に残留する熱は、冷却水の蒸発によって除去される。但し、或る程度まで冷却水の温度が下がると、蒸発による除熱効率が低下する。そのため、冷却水の温度が１５０℃程度になったとき、残留熱除去系が運転される。残留熱除去系は、圧力抑制プール水の熱交換、冷却水のスプレイ等を行って、炉心構造物や機器を冷却する。
【0065】
原子力プラントＰ１００では、冷却水に接液する材料の応力腐食割れ（ＳＣＣ）を抑制する対策として、水素注入、または、水素注入と貴金属注入との組み合わせが行われる。水素注入では、水素注入装置Ｐ１６によって、原子炉Ｐ１に給水される冷却水に対して水素ガスが注入される。貴金属注入では、貴金属注入装置Ｐ３１によって、原子炉Ｐ１に給水される冷却水に対して貴金属化合物の溶液が注入される。
【0066】
ＳＣＣの発生に関与する因子としては、材料に加わる引張応力等の力学因子や、材料が晒される環境因子や、材料の化学成分等の材料因子がある。冷却水中では、水の放射線分解によって、酸素や過酸化水素が発生することがある。酸素や過酸化水素は、ＳＣＣの環境因子であり、濃度が高いほどＳＣＣを進展させる。そのため、原子力プラントＰ１００では、冷却水に接液する材料のＳＣＣを抑制するために、運転時に水素注入や貴金属注入が行われる。
【0067】
水素注入は、冷却水に水素ガスを注入して、冷却水中の酸素や過酸化水素と水素とを反応させて水に戻す技術である。給水系に注入された水素は、ダウンカマＰ１７の上方で、給水スパージャから冷却水と共に噴出し、圧力容器Ｐ１２の内部の炉水と混合する。ダウンカマＰ１７の周辺のガンマ線の線量率は適度であるため、酸素や過酸化水素と水素との再結合反応が促進される。再結合反応によって酸素や過酸化水素が消費されるため、腐食環境が緩和される。
【0068】
貴金属注入は、冷却水に貴金属化合物の溶液を注入して、冷却水に接液する材料の表面に貴金属を付着させる技術である。貴金属化合物としては、ヘキサヒドロキソ白金酸ナトリウム等の白金族化合物が注入される。白金族化合物の溶液は、ガンマ線の照射によって、白金族酸化物のコロイド溶液となり、冷却水と接液する材料の表面に白金族元素を付着させる。白金族元素は、再結合反応を触媒するため、少ない水素注入量で腐食環境が緩和される。
【0069】
水素注入や貴金属注入を行うと、冷却水に接液する材料の腐食電位（ＥＣＰ）が低下する。貴金属注入の場合は、水素が酸素に対して水の化学量論比（Ｈ：Ｏ＝２：１）である２倍以上で存在すると、－５００ｍＶ（ｖｓ．ＳＨＥ）付近で再結合反応が進行する。再結合反応と材料の腐食との混成によって、－５００ｍＶ（ｖｓ．ＳＨＥ）付近まで電位が低下する。水素注入や貴金属注入を行うと、ＥＣＰの低下を伴って、ＳＣＣの発生や進展が抑制される。
【0070】
水素注入を行わない場合、冷却水の溶存酸素濃度は、通常、数百ｐｐｂ程度である。一方、水素注入を行った場合、冷却水の溶存酸素濃度は、数ｐｐｂ程度まで低下する。溶存酸素濃度の低下によって、冷却水に接液する材料のＳＣＣ感受性は低減することになる。しかし、水素注入や貴金属注入を行うと、溶存酸素濃度が低下するため、ＦＡＣが進行し易くなる。ＦＡＣは、炭素鋼製の配管を顕著に減肉させる。炭素鋼製の配管は、主に、圧力容器Ｐ１２の外部の区間に用いられている。
【0071】
図３は、原子力プラントの原子炉冷却材浄化系の一例を示す図である。図３には、図２のＢＷＲの原子炉冷却材浄化系の構成の一例を示す。
図３に示すように、原子力プラントＰ１００の浄化系において、再生熱交換器Ｐ２５および非再生熱交換器Ｐ２６は、それぞれ、複数段の熱交換器によって構成される。
図３に示すように、原子力プラントＰ１００の浄化系において、再生熱交換器Ｐ２５および非再生熱交換器Ｐ２６は、それぞれ、複数段の熱交換器によって構成される。
【0072】
再生熱交換器Ｐ２５は、３段の熱交換器Ｐ２５ａ，Ｐ２５ｂ，Ｐ２５ｃによって構成されている。非再生熱交換器Ｐ２６は、２段の熱交換器Ｐ２６ａ，Ｐ２６ｂによって構成されている。熱交換器同士は、連絡管Ｐ４２ａ，Ｐ４２ｂ，Ｐ４２ｃ，Ｐ４２ｄ，Ｐ４２ｅを介して、互いに接続されている。一般に、再生熱交換器Ｐ２５は３段、非再生熱交換器Ｐ２６は２段で構成される。但し、熱交換器の段数は、特に限定されるものではない。
【0073】
原子炉Ｐ１から抜き出された冷却水は、浄化系配管Ｐ２０を通じて、再生熱交換器Ｐ２５に送られる。冷却水は、各段の熱交換器Ｐ２５ａ，Ｐ２５ｂ，Ｐ２５ｃにおいて、炉水浄化装置Ｐ２７で浄化された冷却水との熱交換で冷却される。その後、連絡管Ｐ４２ｄを通じて、非再生熱交換器Ｐ２６に導入される。冷却水は、各段の熱交換器Ｐ２６ａ，Ｐ２６ｂにおいて、補機冷却水との熱交換で冷却される。その後、浄化系ポンプＰ２４で昇圧されて、炉水浄化装置Ｐ２７に導入される。
【0074】
冷却水は、再生熱交換器Ｐ２５および非再生熱交換器Ｐ２６で冷却された後、炉水浄化装置Ｐ２７で不純物が除去される。浄化された冷却水は、再生熱交換器Ｐ２５に送られる。冷却水は、再生熱交換器Ｐ２５の各段の熱交換器Ｐ２５ａ，Ｐ２５ｂ，Ｐ２５ｃにおいて、原子炉Ｐ１から抜き出された冷却水との熱交換で加熱される。その後、給水配管Ｐ１０に送られて、復水と共に原子炉Ｐ１に給水される。
【0075】
再生熱交換器Ｐ２５および非再生熱交換器Ｐ２６では、原子炉Ｐ１から抜き出された冷却水が、浄化に適した温度まで冷却される。また、再生熱交換器Ｐ２５では、炉水浄化装置Ｐ２７で浄化された冷却水が、プラントの熱効率に適した温度まで加熱される。非再生熱交換器Ｐ２６には、補機冷却系から補機冷却水が供給される。補機冷却水は、非再生熱交換器Ｐ２６の各段を通る補機冷却系を循環し、海水等との熱交換によって冷却される。
【0076】
流れ加速型腐食（ＦＡＣ）は、酸化皮膜の溶解に起因する物質移動が関係した電気化学的な腐食である。ＦＡＣは、冷却水の流速に加え、配管部位の化学組成、冷却水の水質、冷却水の温度、配管部位における冷却水の流体力学的特性等に依存する。ＦＡＣ速度は、冷却水の流速が大きいほど速くなる。また、冷却水の温度が高いほど速くなり、一般に、１３０～１５０℃付近で極大値を示す。また、冷却水の溶存酸素濃度が１５ｐｐｂ程度以下になると速くなる。
【0077】
原子力プラントＰ１００の運転時、圧力容器Ｐ１２から抜き出される冷却水の温度は、２８０℃程度の高温となる。浄化系に抜き出された冷却水の温度は、再生熱交換器Ｐ２５および非再生熱交換器Ｐ２６の各段を通過する毎に低下する。非再生熱交換器Ｐ２６の下流側では、冷却水の温度が８０℃以下となる。しかし、浄化系の上流側や下流側では、比較的高温である。また、浄化系における流速は、配管径が小さいため、数ｍ／ｓ程度の高流速である。
【0078】
また、原子力プラントＰ１００の運転時、水素注入や貴金属注入を行うと、浄化系においても、冷却水の酸素濃度や過酸化水素濃度が低下する。特に、貴金属注入を行うと、水素が過剰に生成され易くなるため、酸素量に対する水素量が水の化学量論比を超え易くなる。冷却水中の酸素や過酸化水素は、浄化系の下流側に到達するまでに、再結合反応によって完全に消費されることもある。
【0079】
また、連絡管Ｐ４２ａ，Ｐ４２ｂ，Ｐ４２ｃ，Ｐ４２ｄ，Ｐ４２ｅや、浄化系配管Ｐ２０のうち、圧力容器Ｐ１２の外部の区間は、一般に、炭素鋼で形成されている。これらの配管は、流速に影響する構造を持つ場合がある。流速に影響する構造としては、エルボ、ベント、Ｔ字、オリフィス、バルブ等が挙げられる。
【0080】
浄化系を構成する配管、特に、再生熱交換器Ｐ２５の第１段目の熱交換器Ｐ２５ａと第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂとを接続する加熱側の連絡管Ｐ４２ａや、第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂと第３段目の熱交換器Ｐ２５ｃとを接続する加熱側の連絡管Ｐ４２ｂや、第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂと第１段目の熱交換器Ｐ２５ａとを接続する冷却側の連絡管Ｐ４２ｆは、炭素鋼で形成されており、高流速且つ高温に晒されるため、冷却水の酸素濃度が低下した場合に、ＦＡＣのリスクが高い配管部位となる。
【0081】
原子力プラントＰ１００では、このようなＦＡＣのリスクが高い配管部位を監視対象として選定し、監視対象のＦＡＣを抑制する措置として、酸素注入や過酸化水素注入を行うことができる。酸素注入や過酸化水素注入は、水素注入や貴金属注入と同様に、プラントの運転時に行うことができる。
【0082】
酸素注入は、冷却水に酸素ガスを注入して、冷却水の酸素濃度を上昇させる技術である。過酸化水素注入は、冷却水に過酸化水素の水容液を注入して、冷却水の過酸化水素濃度を上昇させる技術である。冷却水の酸化剤の濃度を上昇させると、冷却水と接液する材料の表面に酸化皮膜が形成される。
【0083】
例えば、炭素鋼の場合、ヘマタイト（Ｆｅ２Ｏ３）を形成できる。ヘマタイトは、マグネタイト（Ｆｅ３Ｏ４）と比較して、溶解度が小さく、緻密な酸化皮膜を形成する。冷却水の酸化剤の濃度を上昇させると、流速等の物質移動に関わるパラメータが増大しても、酸化皮膜が安定に維持されるため、冷却水と接液する材料のＦＡＣ速度を抑制することができる。
【0084】
図３において、再生熱交換器Ｐ２５の第１段目の熱交換器Ｐ２５ａと第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂとを接続する放熱側の連絡管Ｐ４２ａには、腐食電位センサＰ３５ｆが設置されている。また、再生熱交換器Ｐ２５の第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂと第１段目の熱交換器Ｐ２５ａとを接続する受熱側の連絡管Ｐ４２ｆには、腐食電位センサＰ３５ｇが設置されている。
【0085】
腐食電位センサＰ３５ｆ，Ｐ３５ｇは、冷却水に接液する材料の腐食電位（ＥＣＰ）を測定するためのセンサである。腐食電位センサＰ３５ｆ，Ｐ３５ｇは、材料の電位を測定する作用極と、冷却水中で基準電位を発生する参照極を備えている。腐食電位センサＰ３５ｆ，Ｐ３５ｇは、連絡管Ｐ４２ａ，Ｐ４２ｆのＦＡＣ速度を監視するために設けることができる。
【0086】
≪ＦＡＣに対するＥＲプロセス≫
次に、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法で実施する流れ加速型腐食（ＦＡＣ）に対する機器信頼性確保（ＥＲ）プロセスについて説明する。なお、以下の説明では、ＦＡＣに対するＥＲプロセスのＢＷＲへの適用を例示する。但し、ＰＷＲや他の型式においても、監視対象を適切に選定することによって、同様の適用が可能である。
次に、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法で実施する流れ加速型腐食（ＦＡＣ）に対する機器信頼性確保（ＥＲ）プロセスについて説明する。なお、以下の説明では、ＦＡＣに対するＥＲプロセスのＢＷＲへの適用を例示する。但し、ＰＷＲや他の型式においても、監視対象を適切に選定することによって、同様の適用が可能である。
【0087】
ＦＡＣに対するＥＲプロセスは、図１に示すステップＳ１～Ｓ５のうち、任意のステップから開始することができる。通常は、常時監視する監視対象を特定するために、選定ステップＳ１から開始する。
【0088】
（選定ステップＳ１）
選定ステップＳ１では、原子力プラントの流れ加速型腐食（ＦＡＣ）のリスクの高い配管部位を選定する。このステップでは、常時監視する監視対象として、ＦＡＣのリスクの高い配管系統を選定する。そして、当該配管系統に含まれる配管部位のうち、ＦＡＣのリスクの高い配管部位を選定する。
選定ステップＳ１では、原子力プラントの流れ加速型腐食（ＦＡＣ）のリスクの高い配管部位を選定する。このステップでは、常時監視する監視対象として、ＦＡＣのリスクの高い配管系統を選定する。そして、当該配管系統に含まれる配管部位のうち、ＦＡＣのリスクの高い配管部位を選定する。
【0089】
配管系統および配管部位の選定は、ＦＡＣに影響するパラメータや、構造物、システムおよび機器（ＳＳＣ）に関する重要度分類に基づいて行う。これらに基づいて、配管系統および配管部位を、ＦＡＣのリスクに応じて順位付けする。そして、ＦＡＣのリスクの高い配管系統、および、当該配管系統に含まれるＦＡＣのリスクが最高である配管部位を、常時監視する監視対象として選定する。
【0090】
ＦＡＣに影響するパラメータとしては、冷却水の流速、配管部位の化学組成、冷却水の水質、冷却水の温度、配管部位における冷却水の流体力学的特性等が挙げられる。冷却水の水質としては、酸素濃度、過酸化水素濃度、電気伝導率、ｐＨ、溶存水素濃度、鉄イオン等の不純物濃度が挙げられる。
【0091】
重要度分類は、安全機能を有するＳＳＣの重要度を分類して定めたものである。重要度分類では、原子力プラントのＳＳＣが、異常発生防止系（ＰＳ）と異常影響緩和系（ＭＳ）とに分類されている。ＰＳおよびＭＳは、それぞれ、安全機能の重要度に応じて、複数のクラス１～３に分類されている。重要度分類に基づくと、原子力プラントの安全性の観点から、監視対象の優先順位を付けることができる。
【0092】
配管系統および配管部位の選定は、リスク解析ツール、人為的リスク解析、または、これらの両方を利用して行うことができる。リスク解析ツールとしては、リスクを数値化して自動で定量的な解析を行うツール等が挙げられる。人為的リスク解析としては、専門家や、実務従事者や、これらの集団による会議、経験的分析、演繹的分析等に基づく解析が挙げられる。これらを利用すると、配管系統および配管部位を、客観性を確保しつつ、ＦＡＣのリスクに応じて適切に順位付けすることができる。
【0093】
監視対象として選定する配管部位としては、冷却水の流速が大きい配管部位や、冷却水の温度が１３０～１５０℃に近い配管部位や、冷却水の酸化剤の濃度が低い配管部位や、炭素鋼で形成された配管部位が挙げられる。配管系統としては、このような配管部位を含み、圧力容器Ｐ１２の外部の区間が長く、炭素鋼で形成された区間が長い配管系統を選定する。例えば、浄化系や給水系を選定することができる。
【0094】
監視対象として選定する配管部位としては、浄化系を構成する配管、特に、再生熱交換器Ｐ２５の第１段目の熱交換器Ｐ２５ａと第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂとを接続する加熱側の連絡管Ｐ４２ａや、第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂと第３段目の熱交換器Ｐ２５ｃとを接続する加熱側の連絡管Ｐ４２ｂや、第２段目の熱交換器Ｐ２５ｂと第１段目の熱交換器Ｐ２５ａとを接続する冷却側の連絡管Ｐ４２ｆが好ましい。
【0095】
選定ステップＳ１の実行後には、ステップＳ２～Ｓ５のいずれかに移行することができる。但し、通常は、監視対象のＦＡＣ速度を評価するために、監視ステップＳ２に移行する。ステップＳ２～Ｓ５では、ステップＳ１で選定された最新の配管系統および配管部位を対象として、ＥＣＰの監視や、ＦＡＣに対する措置を行う。
【0096】
（監視ステップＳ２）
監視ステップＳ２では、監視対象として選定された配管部位の性能指標を監視して、性能指標に基づいて推定される配管部位の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度（ＦＡＣ速度）を監視する。性能指標としては、腐食電位（ＥＣＰ）等が挙げられる。監視対象のＥＣＰ等の性能指標は、プラントの供用期間中に常時監視される。ＦＡＣ速度は、ＥＣＰ等の性能指標に基づいて推定される。
監視ステップＳ２では、監視対象として選定された配管部位の性能指標を監視して、性能指標に基づいて推定される配管部位の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度（ＦＡＣ速度）を監視する。性能指標としては、腐食電位（ＥＣＰ）等が挙げられる。監視対象のＥＣＰ等の性能指標は、プラントの供用期間中に常時監視される。ＦＡＣ速度は、ＥＣＰ等の性能指標に基づいて推定される。
【0097】
配管部位のＥＣＰは、腐食電位センサによって測定することができる。腐食電位センサとしては、必要とされる耐熱性および耐圧性を有し、基準電位を発生する参照極を備え、プラントの運転温度の範囲で作動可能である限り、適宜の電極式のセンサを用いることができる。腐食電位センサは、監視対象として選定された配管部位に応じて、適宜の箇所に設置することができる。
【0098】
ＥＣＰの監視は、監視対象として選定された配管部位の近傍に設置された既存の腐食電位センサで行ってもよいし、監視対象として選定された配管部位の近傍に新たに設置した新規の腐食電位センサで行ってもよい。腐食電位センサは、配管継手状のフランジや、Ｔ字配管や、配管の周壁に形成した案内口に取り付けることができる。フランジやＴ字配管は、監視対象として選定された配管部位が属する配管系統の途中に連結できる。
【0099】
ＦＡＣ速度は、電気化学的な腐食の側面を持つため、材料の腐食電位（ＥＣＰ）における腐食電流の関数として表すことができる。ＦＡＣ速度とＥＣＰとの相関関係を、配管部位毎に求めておくと、ＥＣＰの監視結果を相関関係に当てはめることによって、ＦＡＣ速度を推定することができる。
【0100】
ＦＡＣ速度とＥＣＰとの相関関係は、監視対象として選定された配管部位の肉厚とＥＣＰを実測して求めることができる。監視対象として選定された配管部位のＥＣＰは常時監視するが、配管部位の肉厚は、実測を伴う検査によって断続的に測定することができる。ＥＣＰは、ＦＡＣ速度に関係する重要なパラメータであるため、少なくともＥＣＰを常時監視すると、ＦＡＣ速度を高精度に推定できる。
【0101】
ＦＡＣ速度は、物質移動が関与する側面を持つため、その他のＦＡＣに影響するパラメータを併用して推定することもできる。その他のＦＡＣに影響するパラメータは、ＦＡＣ速度とＥＣＰとの相関関係の校正に用いてもよいし、物質移動を加味した流体力学的解析の入力として用いてもよい。ＦＡＣ速度とＥＣＰとの相関関係は、ＦＡＣに影響するパラメータのうちの一種以上を用いて、多変量回帰によって求めることもできる。流体力学的解析は、ＦＡＣに影響するパラメータのうちの一種以上を入力として行うことができる。
【0102】
例えば、流体力学的解析では、監視対象として選定された配管部位の断面を表した二次元的な計算体系を構築することができる。このような計算体系において、ＦＡＣに影響するパラメータのうちの一種以上を入力とした基礎方程式を計算する。基礎方程式としては、物質移動を表すモデル式や、流体力学的挙動を表すモデル式等が挙げられる。流体力学的解析においては、エロージョン・コロージョン、液滴衝突エロージョン等による影響を加味することもできる。
【0103】
これらの基礎方程式を連立的に解くと、材料の表面における物質移動やＦＡＣ速度を推定できる。物質移動の解析結果は、材料の表面の電気化学的特性を反映したものとなるため、ＥＣＰとの比較によって検定することが可能である。ＥＣＰを常時監視すると共に、その他のＦＡＣに影響するパラメータを併用することによって、ＥＣＰに基づいて推定されたＦＡＣ速度の妥当性を保証することができる。
【0104】
ＦＡＣ速度は、ＥＣＰと共に、冷却水の酸素濃度、冷却水の過酸化水素濃度、冷却水の電気伝導率、冷却水の鉄イオン濃度、冷却水のｐＨのうちの少なくとも１つを併用して推定することが好ましい。冷却水の酸素濃度や過酸化水素濃度は、酸化皮膜の安定性や、配管部位を構成する鉄の溶解度等に影響する。また、冷却水の電気伝導率は、鉄イオン等の濃度と関連があり、本設機器で常時監視されている。そのため、これらのパラメータを併用すると、合理的な検査コストの範囲内で、ＦＡＣ速度を高精度に推定できる。
【0105】
本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法の特徴の一つは、配管部位のＥＣＰ等の性能指標を常時監視指標とした点にある。ＦＡＣがＢＷＲの運転に影響を与えていない状態をＦＡＣに関するＢＷＲの「あるべき性能」と考え、ＥＣＰ等の性能指標がＦＡＣの抑制に好適な状態であることを常時監視によって明示することが、ＥＲの実現に重要であるとの定義に基づく。
【0106】
ＦＡＣ速度は、材料の耐食性に影響される。しかし、材料の耐食性は、プラントの運転中に常時監視することができず、プラントの建設時や停止時に分析する必要がある。そのため、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法では、Ｃｒ量等の材料の化学組成を常時監視指標としない。但し、Ｃｒ量等の材料の化学組成については、実測を伴う検査によって断続的に測定することができる。
【0107】
監視ステップＳ２では、ＥＣＰ等の性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度が、予防保全上で許容可能な目標範囲に入っているか否かを確認できる。性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度は、ＦＡＣ速度の目標範囲の上限値を規定する予め設定された閾値と比較することができる。閾値としては、監視対象である配管部位に設けられた腐食代の大きさや、プラントの供用期間の長さ等に応じて、任意の数値を設定することができる。腐食代の大きさは、配管部位の位置や、配管部位の材料や、ＦＡＣの許容可能性等に基づいて設定される。
【0108】
監視ステップＳ２の実行後には、性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度と閾値との比較の結果に応じて、ステップＳ３～Ｓ６のいずれかに移行することができる。
【0109】
例えば、ＦＡＣ速度が閾値以下である場合、ＦＡＣ速度が目標範囲に入るため、ライフサイクルマネジメントステップＳ６に移行することができる。一方、ＦＡＣ速度が閾値を超える場合、ＦＡＣ速度が目標範囲に入らないため、是正ステップＳ４に移行することができる。
【0110】
或いは、ＦＡＣ速度が閾値を超える場合であって、是正ステップＳ４を行ってもＦＡＣ速度が目標範囲に入らないと予測されるとき、改善ステップＳ５に移行することができる。また、ＦＡＣ速度が閾値を超える場合であって、是正ステップＳ４を行ってもＦＡＣ速度が目標範囲に入らないと予測され、且つ、予防保全措置が実行されていないとき、予防保全実行ステップＳ３に移行することができる。
【0111】
（予防保全実行ステップＳ３）
予防保全実行ステップＳ３では、監視対象として選定された配管部位の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度を低減する予防保全措置を実行する。予防保全措置としては、ＦＡＣの腐食環境を緩和する技術である酸素注入や過酸化水素注入や酸化チタン注入を行う。また、予防保全実行ステップＳ３では、監視対象として選定された配管部位や、当該配管部位以外の配管部位について、標準的な検査を行うことができる。
予防保全実行ステップＳ３では、監視対象として選定された配管部位の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度を低減する予防保全措置を実行する。予防保全措置としては、ＦＡＣの腐食環境を緩和する技術である酸素注入や過酸化水素注入や酸化チタン注入を行う。また、予防保全実行ステップＳ３では、監視対象として選定された配管部位や、当該配管部位以外の配管部位について、標準的な検査を行うことができる。
【0112】
酸素注入や過酸化水素注入や酸化チタン注入は、配管系統毎に実施することができる。図２に示す原子力プラントＰ１００では、酸素注入装置Ｐ４３が、浄化系配管Ｐ２０に接続されている。酸素注入装置Ｐ４３による酸素注入は、浄化系に属する配管部位に対する予防保全措置となる。実際に、酸素注入装置は、給水配管Ｐ１０の保護に使用されており、水素注入装置Ｐ１６と同等の復水系に設置されている。浄化系配管Ｐ２０や給水配管Ｐ１０には、過酸化水素注入装置や酸化チタン注入装置を接続することもできる。
【0113】
予防保全措置としては、酸素注入、過酸化水素注入、酸化チタン注入、および、これらのうちの１種以上の組み合わせのうち、いずれを行うこともできる。過酸化水素や酸化チタンの溶液は、液体として用意されるため、ガスボンベやガス配管が不要であり、取り扱いや配管の引き回しが容易である。また、気体とは異なり、高圧力化が容易であるため、各系統に対して小型のポンプで注入できる。
【0114】
酸素ガスの注入量や、過酸化水素の水溶液の注入量や、酸化チタンの注入量は、監視対象として選定された配管部位のＦＡＣ速度が予防保全上で許容可能な目標範囲に入るように設定することができる。これらの注入量に対するＦＡＣ速度の挙動は、配管部位の肉厚の実測や、物質移動を加味した流体力学的解析を行うことによって、予め確認することができる。
【0115】
酸素注入や過酸化水素注入を行うと、監視対象として選定された配管部位が属する配管系統において、冷却水の酸素濃度や過酸化水素濃度を上昇させることができる。当該配管系統に属する配管部位の表面に酸化皮膜が形成され易くなるため、監視対象として選定された配管部位や、その近傍の配管部位において、ＦＡＣ速度を低下させることができる。また、酸化チタン注入を行うと、酸化皮膜の溶解度が低下するため、ＦＡＣ速度を低下させることができる。これらの注入を行うと、監視対象として選定された配管部位だけでなく、その近傍の配管部位についても、ＦＡＣに対する健全性を確保できる。
【0116】
予防保全実行ステップＳ３では、監視対象として選定された配管部位や、当該配管部位以外の配管部位について、実測を伴う標準的な検査を行うこともできる。標準的な検査は、常時監視とは異なり、必要時に断続的に行われる。標準的な検査としては、配管部位の肉厚測定が行われる。肉厚は、例えば、超音波厚さ計等で測定できる。材料の組成は、通常は、プラント建設時の材料の成分表で管理される。但し、ＦＡＣによる不具合が発生した場合には、併せて材料や酸化皮膜の化学組成も分析される。化学組成は、例えば、蛍光Ｘ線（X‐ray Fluorescence：ＸＲＦ）分析等で測定できる。化学組成としては、母材のＣｒ量等や、酸化皮膜のＦｅ量、Ｏ量等が挙げられる。
【0117】
標準的な検査の検査結果は、断続的な検査の繰り返しの過程で、検査毎のデータとして蓄積できる。繰り返しの過程で蓄積したデータは、配管部位毎の時系列のデータとしてデータベース化することができる。肉厚の検査結果に関するデータベースは、性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度の検定に用いることができる。材料の化学組成の検査結果に関するデータベースは、ＦＡＣ速度とＥＣＰとの相関関係の校正や、流体力学的解析の入力として用いることができる。
【0118】
予防保全実行ステップＳ３によると、監視対象として選定された配管部位について、ＦＡＣの発生や進行を未然に抑制する予防的な対策を行うことができる。予防保全実行ステップＳ３の実行後には、監視ステップＳ２に移行することができる。監視ステップＳ２では、予防保全実行ステップＳ３の実行後のＦＡＣ速度を確認することができる。
【0119】
（是正ステップＳ４）
是正ステップＳ４では、監視対象として選定された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措置を実行する。このステップでは、ＦＡＣに影響するパラメータのうち、冷却水の水質に関する水質パラメータを制御して、監視対象として選定された配管部位のＦＡＣ速度を低減させる。是正ステップＳ４は、予防保全実行ステップＳ３の実行後に、監視ステップＳ２を経由してから行うことが好ましい。
是正ステップＳ４では、監視対象として選定された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措置を実行する。このステップでは、ＦＡＣに影響するパラメータのうち、冷却水の水質に関する水質パラメータを制御して、監視対象として選定された配管部位のＦＡＣ速度を低減させる。是正ステップＳ４は、予防保全実行ステップＳ３の実行後に、監視ステップＳ２を経由してから行うことが好ましい。
【0120】
水質パラメータとしては、冷却水の酸素濃度、冷却水の過酸化水素濃度、冷却水の電気伝導率、冷却水のｐＨ、冷却水の溶存水素濃度、冷却水の鉄イオン等の不純物濃度が挙げられる。水質パラメータとしては、ＦＡＣへの影響が大きい点や、制御性が高い点等から、冷却水の酸素濃度、冷却水の過酸化水素濃度、冷却水の電気伝導率のうちの少なくとも１つを制御することが好ましい。
【0121】
冷却水の酸素濃度や過酸化水素濃度は、冷却水への酸素ガスの注入量の増加や、過酸化水素の水溶液の注入量の増加や、ＳＣＣに影響のない範囲での水素注入量の減少によって増大させることができる。また、冷却水の酸素濃度や過酸化水素濃度は、冷却水への酸素ガスの注入量の減少や、過酸化水素の水溶液の注入量の減少や、放射能挙動に影響のない範囲での水素注入量の増加によって低下させることができる。
【0122】
また、冷却水の酸素濃度や過酸化水素濃度は、運転に影響のない範囲で原子炉の運転管理によって制御することができる。例えば、原子炉の出力の低下や、原子炉の冷却水の水量の増加や、原子炉の冷却水の温度の低下によって増大させることができる。また、原子炉の出力の増大や、原子炉の冷却水の水量の減少や、原子炉の冷却水の温度の上昇によって低下させることができる。
【0123】
冷却水の電気伝導率は、不純物の濃度の調整や、酸化チタンの注入量の調整によって制御することができる。不純物としては、鉄イオン等の金属イオンや、塩化物イオン、硫酸イオン等が挙げられる。不純物の濃度は、サンプリングライン等を通じてサンプリングを行い、オフラインで分析できる。不純物の濃度は、復水浄化装置、炉水浄化装置等の浄化能力の調整によって制御できる。
【0124】
是正ステップＳ４では、ＥＣＰに基づいて推定されたＦＡＣ速度が、予防保全上で許容可能な目標範囲に入るように、冷却水の水質パラメータを制御する。是正ステップＳ４では、水質パラメータの制御によって是正されたＦＡＣ速度を、予め設定された閾値と比較することができる。閾値としては、監視ステップＳ２と同様に、任意の数値を設定することができる。
【0125】
是正ステップＳ４によると、監視対象として選定された配管部位について、ＦＡＣの発生や進行を即時的に抑制する即応性高い対策を行うことができる。是正ステップＳ４の実行後には、監視対象のＦＡＣ速度を評価するために、監視ステップＳ２に移行することができる。その後、水質パラメータの制御によって是正されたＦＡＣ速度と閾値との比較の結果に応じて、ステップＳ５～Ｓ６のいずれかに移行することができる。
【0126】
例えば、水質パラメータの制御によって是正されたＦＡＣ速度が閾値を超える場合、是正ステップＳ４に戻ることができる。再度の是正ステップＳ４では、ＦＡＣ速度が予防保全上で許容可能な目標範囲に入るように、水質パラメータの制御内容を変更することができる。
【0127】
制御内容の変更の結果、水質パラメータの制御によって是正されたＦＡＣ速度が閾値以下である場合、ＦＡＣ速度が目標範囲に入るため、ライフサイクルマネジメントステップＳ６に移行することができる。一方、水質パラメータの制御によって是正されたＦＡＣ速度が閾値を超える場合、ＦＡＣ速度が目標範囲に入らないため、改善ステップＳ５に移行することができる。
【0128】
水質パラメータを制御すると、冷却水の酸素濃度や過酸化水素濃度が増大して、水素注入や貴金属注入による応力腐食割れ（ＳＣＣ）の抑制の効果が弱くなる。そのため、酸素ガスの注入量の増加や、過酸化水素の水溶液の注入量の増加には、腐食の予防保全上で上限がある。また、原子炉の運転管理による制御や、冷却水の電気伝導率の制御には、範囲的な限界がある。そのため、水質パラメータの制御内容を変更してもＦＡＣ速度が目標範囲に入らない場合、改善ステップＳ５に移行して配管部位の材料の交換を行う。
【0129】
なお、是正ステップＳ４では、性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度が、予防保全上で許容可能な目標範囲に入るように、冷却水の水質パラメータを制御するが、水質パラメータの制御は、ＦＡＣ速度に代えて、ＥＣＰを指標として行うこともできる。ＥＣＰを指標とする場合、ＥＣＰが所定の目標範囲に入るように、冷却水の水質パラメータを制御することができる。
【0130】
（改善ステップＳ５）
改善ステップＳ５では、監視対象として選定された配管部位の材料を交換する改善措置を実行する。配管部位の材料の交換は、是正ステップＳ４を行っても流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度が目標範囲に入らない場合や、是正ステップＳ４を行った上で継続的な対策が必要な場合に行うことができる。配管部位の材料の交換は、ＦＡＣに対するＥＲプロセスを管理するコンピュータによって、ＦＡＣ速度の監視結果に基づいて提案することもできる。
改善ステップＳ５では、監視対象として選定された配管部位の材料を交換する改善措置を実行する。配管部位の材料の交換は、是正ステップＳ４を行っても流れ加速型腐食（ＦＡＣ）の腐食速度が目標範囲に入らない場合や、是正ステップＳ４を行った上で継続的な対策が必要な場合に行うことができる。配管部位の材料の交換は、ＦＡＣに対するＥＲプロセスを管理するコンピュータによって、ＦＡＣ速度の監視結果に基づいて提案することもできる。
【0131】
配管部位の材料は、ＦＡＣに対する健全性が確保される限り、要求される目的や材料コスト等に応じて、適宜の材料に交換することができる。但し、交換する配管部位が長いほど、材料コストが増大する。また、耐食性が高い材料ほど、一般に高価である。また、溶接性や溶接検査の要否が材料毎に異なり、メンテナンスコストに関係する。そのため、配管部位の位置や長さに応じて、適切な材料を選定することが好ましい。
【0132】
配管部位の材料は、腐食による減肉が実質的に生じていない限り、現在の配管部位と同種の材料に変更することができる。また、現在の配管部位よりも耐食性が高い材料に変更することもできる。配管部位の材料は、長期的な健全性を確保する観点からは、耐食性が高い材料に変更することが好ましい。配管部位の材料は、異なる金属種に変更してもよいし、同じ金属種のうちの異なる化学組成に変更してもよい。
【0133】
配管部位の材料は、０．３質量％以下の不純物レベルのＣｒが添加された炭素鋼や、０．３質量％以上数質量％以下のＣｒが添加された低合金鋼や、ステンレス鋼等に交換することができる。低合金鋼は、合金元素の合計が５質量％以下である合金鋼である。低合金鋼としては、０．３～数質量％程度のＣｒと、０．３質量％以上のＮｉや、０．０８質量％以上のＭｏ等を含む合金鋼が挙げられる。ステンレス鋼としては、０．０３質量％以下のＣを含む低炭素ステンレス鋼等が挙げられる。
【0134】
改善ステップＳ５によると、監視対象として選定された配管部位について、ＦＡＣの発生や進行を長期的に抑制する継続的な対策を行うことができる。改善ステップＳ５の実行後には、ステップＳ２～Ｓ３、Ｓ６のいずれかに移行することができる。監視ステップＳ２では、改善ステップＳ５の実行後のＦＡＣ速度を確認することができる。予防保全実行ステップＳ３では、改善ステップＳ５の実行後の材料に予防保全措置を実施することができる。
【0135】
（ライフサイクルマネジメントステップＳ６）
ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、選定ステップＳ１、監視ステップＳ２、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４および改善ステップＳ５の繰り返しによって、原子力プラントの配管の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）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Ｓ６は、ステップＳ１～５のうちの少なくとも一部を繰り返すことを内容とする。
ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、選定ステップＳ１、監視ステップＳ２、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４および改善ステップＳ５の繰り返しによって、原子力プラントの配管の流れ加速型腐食（ＦＡＣ）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Ｓ６は、ステップＳ１～５のうちの少なくとも一部を繰り返すことを内容とする。
【0136】
ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、ステップＳ１～Ｓ５の繰り返し毎に、ＦＡＣのリスクに応じて、監視対象となる配管部位を更新する。そして、監視対象として選定された配管部位について、ＥＣＰ等の性能指標の測定や、性能指標に基づくＦＡＣ速度の推定や、推定されたＦＡＣ速度に基づくＦＡＣに対する措置を繰り返す。ＦＡＣに対する措置の選定や、ＦＡＣに対する措置の実行の要否の判断を行って、原子力プラントの配管のＦＡＣに対するＥＲを実現する。
【0137】
ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度に基づいて、予防保全実行ステップＳ３で行う標準的な検査の検査条件を変更することができる。検査条件の変更は、選定ステップＳ１で選定された監視対象や、監視対象以外の従来の定検対象について適用される。検査条件としては、検査を行う頻度や、検査対象とする配管部位の個数や、検査対象とする配管部位の範囲が挙げられる。
【0138】
ステップＳ１～Ｓ５の繰り返しの過程で、監視ステップＳ２において、ＦＡＣ速度が閾値以下である場合、検査を行う時間間隔の延長や、検査対象とする配管部位の個数の削減や、検査対象とする配管部位の範囲の縮小を行うことができる。このような検査条件の変更を行うと、プラント全体において、実測を伴う検査を合理化することができる。
【0139】
ＥＣＰ等の性能指標の測定結果や、性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度の推定結果や、標準的な検査の検査結果は、ステップＳ１～Ｓ５の繰り返しの過程で、配管部位毎のデータとして蓄積できる。繰り返しの過程で蓄積したデータは、配管部位毎の時系列のデータとしてデータベース化することができる。性能指標の測定結果を表すデータや、ＦＡＣ速度の推定結果を表すデータや、標準的な検査において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は、原子力プラント毎に蓄積することができる。
【0140】
ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、ステップＳ１～Ｓ５の繰り返しの過程で蓄積したＦＡＣ速度の推定結果を表すデータと、ステップＳ１～Ｓ５の繰り返しの過程で蓄積した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ＦＡＣ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、配管部位毎の保全管理用データベースを構築することができる。
【0141】
保全管理用データベースは、性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度の検定に用いることができる。検定では、当該原子力プラントで収集されたＦＡＣ速度の推定結果に基づく推定減肉量と、当該原子力プラントで収集された肉厚の検査結果に基づく実測減肉量とを比較する。或いは、当該原子力プラントで収集されたＦＡＣ速度に基づく減肉量と、他の原子力プラントで収集されたＦＡＣ速度に基づく減肉量とを比較する。
【0142】
原子力プラント同士で比較を行う場合、ＦＡＣ速度に基づく減肉量としては、原子力プラント同士でＦＡＣに影響するパラメータが近似した配管部位同士のデータを比較することが好ましい。ＦＡＣ速度に基づく減肉量は、原子力プラント毎、且つ、配管部位毎に、実測減肉量等との比較によって、検定されていることが好ましい。
【0143】
比較の結果、減肉量同士が所定の裕度の範囲内で一致した場合、当該原子力プラントで監視対象として選定された配管部位の減肉量が確からしいと判定できる。このような場合、減肉量同士が一致した旨を、ステップＳ１～Ｓ５の繰り返し毎に記録することができる。ステップＳ１～Ｓ５の繰り返しに対して、減肉量同士の一致が所定のサイクルにわたって確認された場合、予防保全実行ステップＳ３で行う標準的な検査の検査条件を変更することができる。
【0144】
このような保全管理用データベースに基づく検査条件の変更を行うと、実測を伴う検査を合理化することができる。監視ステップＳ２において性能指標に基づいて推定されたＦＡＣ速度を閾値と比較する場合と比較して、所定のサイクルにわたって判定が行われる。そのため、検査を合理化することの妥当性をより高度に保証することができる。
【0145】
ライフサイクルマネジメントステップＳ６によると、プラント全体の配管について、ＦＡＣに対する長期的な保全管理を行うことができる。ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、監視対象の配管部位の性能指標の常時監視を前提として、監視対象の配管部位や、当該配管部位と同一の配管系統に属する他の配管部位について、検査の時間間隔の延長や、検査の頻度の軽減や、検査の部位の削減が可能になる。ライフサイクルマネジメントステップＳ６は、原子力プラントの供用期間中に継続することができる。
【0146】
以上の本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法で実施するＦＡＣに対するＥＲプロセスによると、従来の技術とは異なり、プラントのあるべき性能が損なわれないことを、ＥＣＰ等の性能指標を常時監視することによって担保することができる。ＦＡＣのリスクに応じて監視対象を選定するため、監視対象として選定された配管部位だけでなく、監視対象以外の配管系統についてもＥＲを実現できる。不確かさによる安全性の低下を生じることなく、検査物量を削減することが可能である。よって、このようなＥＲプロセスによって、機器信頼性の向上と機器保全の合理化とを同時に実現することができる。定検項目の見直しや、被曝環境に対する作業者の安全性の確保が可能になる。
【0147】
従来のＦＡＣに関する水質管理では、主要な指標として、溶存酸素濃度、ｐＨ、鉄濃度が用いられているが、これらの指標では、測定を行ったとしても、ＦＡＣの発生箇所が測定位置か、測定位置よりも上流か、特定できないという問題がある。これに対し、ＥＣＰを指標とすると、センサが設置された局所の腐食環境が測定されるため、ＦＡＣの発生箇所を精密に知ることが可能になる。配管の材料のＥＣＰは、配管を流れる冷却水の腐食環境を表している。そのため、ＳＣＣへの対策のために設置した腐食電位センサは、ＦＡＣへの対策にも使用することが可能である。ＥＣＰは、ｐＨの影響を受けて変動する。また、流動条件によって決まる物質移動の影響を受けるため、冷却水の流速や、配管径や、管路の幾何学的形状や、冷却水の温度の影響を受けて変動する。そのため、ＥＣＰは、ＦＡＣの発生箇所を精密に求めるための指標として有用である。
【0148】
≪ＦＡＣに対するＥＲプロセスの具体例≫
次に、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法で実施するＦＡＣに対するＥＲプロセスの具体例について説明する。図４は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法のフローの具体例を示す図である。
次に、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法で実施するＦＡＣに対するＥＲプロセスの具体例について説明する。図４は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法のフローの具体例を示す図である。
【0149】
図４のＩに示すように、選定ステップＳ１では、ＦＡＣのリスクの高い配管部位を選定する。配管部位の選定は、プラント単位で行ってもよいし、配管系統単位で行ってもよい。例えば、配管部位Ａ～Ｈがある場合、これらの配管部位を、ＦＡＣのリスクに応じて順位付けする。ＦＡＣのリスクが最高である配管部位Ａが、ＥＣＰを常時監視する監視対象として選定される。
【0150】
図４のＩＩに示すように、監視ステップＳ２では、監視対象として選定された配管部位のＥＣＰを監視して、ＥＣＰに基づいて推定される配管部位のＦＡＣ速度を監視する。監視対象のＦＡＣ速度は、プラントの起動から停止までの運転サイクルにおいて、所定の性能目標範囲に入るように制御する必要がある。性能目標範囲は、プラントの運転サイクル毎に予め設定することができる。監視対象のＦＡＣ速度は、実測を伴う検査によって断続的に測定される肉厚の検査データとの一致性が確認される。
【0151】
図４のＩＩＩに示すように、ＥＣＰに基づいて推定される配管部位のＦＡＣ速度に応じて、予防保全実行ステップＳ３、是正ステップＳ４および改善ステップＳ５のいずれかが実行される。予防保全実行ステップＳ３では、例えば、酸素注入が行われる。是正ステップＳ４では、水質パラメータの制御が行われる。改善ステップＳ５では、配管部位の材料の交換が行われる。
【0152】
予防保全実行ステップＳ３で酸素注入を行うと、酸素注入が行われた配管系統に属する配管部位において、ＦＡＣ速度が低下する。但し、ＦＡＣ速度の低下の程度は、配管の材料、温度、冷却水の流れの状態、配管の幾何学的形状等に応じて異なる。例えば、監視対象として選定された配管部位Ａについては、ＦＡＣ速度が目標範囲に入るように、是正ステップＳ４で水質パラメータの制御が行われる。
【0153】
予防保全実行ステップＳ３や是正ステップＳ４では、ＦＡＣ速度が目標範囲まで下がらない場合がある。例えば、配管部位Ｂ～Ｅは、選定ステップＳ１で高リスクに順位付けされたが、ＦＡＣ速度が目標範囲まで下がらなかったものである。このような配管部位については、機器信頼性を継続的に改善させるために、改善ステップＳ５で配管部位の材料の交換が行われる。なお、ＦＡＣ速度が目標範囲まで下がるか否かは、ＥＣＰに基づいて推定されたＦＡＣ速度に基づいて判断してもよいし、過去の検査実績や他のプラントにおける運転経験に基づいて判断してもよい。
【0154】
ライフサイクルマネジメントステップＳ６では、ＦＡＣのリスクの順位の変化に応じて、配管部位を選定し直しながら、監視対象のＥＣＰの測定や、ＥＣＰの測定結果に基づくＦＡＣ速度の推定や、ＦＡＣに対する措置を繰り返す。このようなＥＲプロセスによって、ＦＡＣのリスクがＡＬＡＲＰになる。監視対象として選定された配管部位について、ＦＡＣのリスクが低下するため、当該配管部位と同一の配管系統に属する他の配管部位についても、ＦＡＣのリスクの低下を明示できる。そのため、原子力プラントの長期的な信頼性を改善できる。
【0155】
≪ＦＡＣに対するＥＲプロセスのＢＷＲへの適用例≫
次に、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法で実施するＦＡＣに対するＥＲプロセスのＢＷＲへの適用例について説明する。図５は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法のフローのＢＷＲへの適用例を示す図である。
次に、本実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法で実施するＦＡＣに対するＥＲプロセスのＢＷＲへの適用例について説明する。図５は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法のフローのＢＷＲへの適用例を示す図である。
【0156】
図５のＩに示すように、ＢＷＲでは、配管部位毎にＦＡＣ速度が異なる。選定ステップＳ１では、原子炉冷却材浄化系や給水系を候補として、ＦＡＣのリスクの高い配管部位を選定する。これらの配管系統は、圧力容器の外部の区間が長く、炭素鋼管が多用されているため、ＦＡＣのリスクの高い配管系統となる。配管部位の候補としては、再生熱交換器の連絡管、浄化系配管、給水配管等が挙げられる。
【0157】
各段の熱交換器は、管側の連絡管と胴側の連絡管を備えている。例えば、３段の熱交換器の場合、管側と胴側との合計で４箇所が候補となる。例えば、ＦＡＣのリスクが最高である連絡管が、ＥＣＰを常時監視する監視対象として選定される。ＦＡＣのリスクが低いと予測される配管部位については、選定の候補から予め除外することが可能である。例えば、冷却水が低温である配管部位等は、ＦＡＣのリスクが低いと予測される。
【0158】
図５のＩＩに示すように、予防保全実行ステップＳ３や是正ステップＳ４を実行すると、配管部位毎にＦＡＣ速度が低下する。例えば、選定ステップＳ１で選定された連結管は、ＦＡＣの腐食速度が目標範囲内となるように制御される。酸素注入によってＦＡＣ速度が目標範囲に入らない場合は、ＳＣＣに影響のない範囲での水素注入量の減少や、貴金属注入量の増加も組み合わせることができる。但し、配管部位Ｂのように、配管の材料、温度、冷却水の流れの状態、配管の幾何学的形状等によっては、ＦＡＣ速度が低下し難い配管部位が生じる。
【0159】
図５のＩＩＩに示すように、改善ステップＳ５を実行すると、材料が交換された配管部位において、ＦＡＣ速度が大きく低下する。例えば、配管部位Ｂのように、ＦＡＣ速度が低下し難い配管部位は、次回以降のサイクルにおいて、監視対象として選定されて、改善ステップＳ５で材料の交換が行われる。また、ボトムドレン配管Ｐ３４等のように、浄化系の上流側や下流側の配管や、給水系の下流側の配管は、冷却水が高温であるため、酸素注入が困難である。このような配管部位については、改善ステップＳ５で材料の交換によって対策される。
【0160】
図５のＩＶに示すように、ライフサイクルマネジメントステップＳ６を実行すると、いずれの配管部位についても、ＦＡＣのリスクがＡＬＡＲＰになる。例えば、連絡管は、ＦＡＣのリスクが最高である配管部位であったが、各種の措置によってＦＡＣのリスクが低下する。連絡管のＦＡＣのリスクが低下していることを、ＥＣＰの常時監視によって明示し続けることによって、連絡管以外の配管部位についても、ＦＡＣのリスクが低下していることを示すことが可能になる。
【0161】
よって、ライフサイクルマネジメントステップＳ６を実行すると、監視対象の配管部位のＥＣＰの常時監視を前提として、監視対象の配管部位や、当該配管部位と同一の配管系統に属する他の配管部位について、検査の時間間隔の延長や、検査の頻度の軽減や、検査の部位の削減を行うことができる。被曝環境に対する作業者の安全性を確保しながら、機器信頼性を確保しつつ、検査等の機器保全の合理化を進めることができる。
【0162】
≪変形例１≫
監視ステップＳ２では、配管部位のＥＣＰ等の性能指標と共に、補助的な性能指標を常時監視することもできる。補助的な性能指標としては、冷却水の酸素濃度、冷却水の過酸化水素濃度、冷却水の電気伝導率、冷却水の鉄イオン濃度、冷却水のｐＨのうちの少なくとも１つが挙げられる。また、貴金属注入や酸化チタン注入等によって配管部位の材料の表面に付着させた物質の付着量が挙げられる。
監視ステップＳ２では、配管部位のＥＣＰ等の性能指標と共に、補助的な性能指標を常時監視することもできる。補助的な性能指標としては、冷却水の酸素濃度、冷却水の過酸化水素濃度、冷却水の電気伝導率、冷却水の鉄イオン濃度、冷却水のｐＨのうちの少なくとも１つが挙げられる。また、貴金属注入や酸化チタン注入等によって配管部位の材料の表面に付着させた物質の付着量が挙げられる。
【0163】
これらの補助的な性能指標は、ＦＡＣ速度との相関関係が定期的に求められる。このような相関関係に基づいて、配管部位のＦＡＣ速度を推定することができる。補助的な性能指標を常時監視すると、腐食電位センサを設置できない配管部位や、腐食電位センサの故障等でＥＣＰを測定できない期間についても、機器信頼性を保証することができる。
【0164】
なお、補助的な性能指標とＦＡＣ速度との相関関係は、原子炉の出力の影響を受けることがあり、核燃料の燃焼度、制御棒の位置、炉心の冷却水量等で変化することがある。そのため、補助的な性能指標とＦＡＣ速度との相関関係は、長期的に使用し続けることが困難である。よって、このような相関関係は、原子炉の燃料交換毎や、所定の運転時間毎に、定期的に求めて更新することが好ましい。例えば、原子炉の全燃料が置換される５年程度の期間毎に、少なくとも更新することが好ましい。
【0165】
冷却水の酸素濃度や、冷却水の過酸化水素濃度は、水素注入や貴金属注入によるＳＣＣの抑制の効果が得られる範囲であれば、ＦＡＣ速度が低下するまで増加させることができる。一方、貴金属注入は、再結合反応を触媒して、ＥＣＰを水素の酸化還元電位付近に維持するものである。よって、補助的な性能指標として、貴金属注入による付着量を用いる場合は、水素が酸素に対して水の化学量論比以上で存在することを確認することが好ましい。このような範囲であれば、貴金属注入による付着量が信頼性高い性能指標となる。
【0166】
なお、酸化チタン注入は、冷却水に酸化チタンの溶液を注入して、配管の内面に酸化チタンを付着させる技術である。酸化チタンは、チェレンコフ光の下で光触媒作用を示し、材料の腐食電位を低下させることが知られている。酸化チタンは、酸化皮膜に取り込まれて、溶解度が低いイルメナイト（ＦｅＴｉＯ３）を生成するため、ＦＡＣを抑制することができる。
【0167】
冷却水の電気伝導率や、冷却水の鉄イオン濃度は、冷却水の水質や冷却水の浄化能力の範囲で、ＦＡＣ速度が低下するまで低下させることができる。ＥＣＰやＦＡＣ速度の監視中には、ＦＡＣ速度の上昇が、酸素注入等の対策やＥＣＰではなく、水質自体の変化によると判明することがある。このような場合、是正ステップＳ４や、その他のステップ中に、冷却水に対する浄化能力を高めることができる。
【0168】
≪変形例２≫
監視ステップＳ２では、常時監視する性能指標として、配管部位のＥＣＰに代えて、配管部位の肉厚を用いることもできる。配管部位の肉厚は、高温環境に対応した超音波厚さ計等で、プラントの運転中に直接的に測定することができる。配管部位の肉厚は、監視対象として選定された配管部位を含め、１箇所以上の測定点で測定することができる。但し、配管部位の肉厚は、ＥＣＰとは異なり、測定ノイズを生じ易い。そのため、ＦＡＣに対する迅速な措置を行う観点や、措置の制御性を向上させる観点からは、ＥＣＰを常時監視することが好ましい。
監視ステップＳ２では、常時監視する性能指標として、配管部位のＥＣＰに代えて、配管部位の肉厚を用いることもできる。配管部位の肉厚は、高温環境に対応した超音波厚さ計等で、プラントの運転中に直接的に測定することができる。配管部位の肉厚は、監視対象として選定された配管部位を含め、１箇所以上の測定点で測定することができる。但し、配管部位の肉厚は、ＥＣＰとは異なり、測定ノイズを生じ易い。そのため、ＦＡＣに対する迅速な措置を行う観点や、措置の制御性を向上させる観点からは、ＥＣＰを常時監視することが好ましい。
【0169】
≪変形例３≫
図６は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用される原子力プラントの一例を示す図である。図６には、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を例示する。前記の原子力プラントの信頼性改善方法は、ＡＢＷＲ等の他の型式の原子力プラントに適用することもできる。
図６に示すように、原子力プラントＰ２００は、ＡＢＷＲであり、原子炉Ｐ１、タービンＰ３、復水器Ｐ４や、原子炉冷却材浄化系、給水系等を備えている。
図６は、本発明の実施形態に係る原子力プラントの信頼性改善方法が適用される原子力プラントの一例を示す図である。図６には、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を例示する。前記の原子力プラントの信頼性改善方法は、ＡＢＷＲ等の他の型式の原子力プラントに適用することもできる。
図６に示すように、原子力プラントＰ２００は、ＡＢＷＲであり、原子炉Ｐ１、タービンＰ３、復水器Ｐ４や、原子炉冷却材浄化系、給水系等を備えている。
【0170】
原子力プラントＰ２００は、原子力プラントＰ１００と異なり、再循環系を備えていない。また、原子力プラントＰ２００は、ジェットポンプＰ２１に代えて、インターナルポンプＰ４０を備えている。ボトムドレン配管Ｐ３４の下流は、浄化系配管Ｐ２０と残留熱除去系配管Ｐ２０ａとに分岐している。残留熱除去系配管Ｐ２０ａの下流は、圧力容器Ｐ１２の内部のダウンカマＰ１７に連通している。
【0171】
また、タービンＰ３と高圧給水加熱器Ｐ９および低圧給水加熱器Ｐ８とは、抽気配管Ｐ１４で互いに接続されている。蒸気から抽気された抽気蒸気は、復水器Ｐ４をバイパスして高圧給水加熱器Ｐ９と低圧給水加熱器Ｐ８とに導入されている。高圧給水加熱器Ｐ９のドレンは、給水に戻される構成とされている。低圧給水加熱器Ｐ８のドレンは、復水に戻される構成とされている。
【0172】
原子力プラントＰ２００において、腐食電位センサＰ３５ａは、ボトムドレン配管Ｐ３４から分岐した分岐配管Ｐ３４ａに設置されている。また、腐食電位センサＰ３５ｅが、残留熱除去系配管Ｐ２０ａ上に連結されたフランジＰ３６に取り付けられている。腐食電位センサＰ３５ａ，Ｐ３５ｅは、水素注入や貴金属注入による応力腐食割れ（ＳＣＣ）の抑制の効果を確認するために設けられている。
【0173】
原子力プラントＰ２００において、冷却水に接液する材料の腐食電位（ＥＣＰ）を測定するための腐食電位センサは、原子力プラントＰ１００と同様に、再生熱交換器Ｐ２５の連絡管Ｐ４２ａ，Ｐ４２ｆ等に設置することができる。また、酸素注入や過酸化水素注入や酸化チタン注入を行う注入装置は、浄化系配管Ｐ２０や給水配管Ｐ１０に接続することができる。
【0174】
以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明は、前記の実施形態に限定されるものではなく、本発明の趣旨を逸脱しない範囲において種々の変更が可能である。例えば、本発明は、必ずしも前記の実施形態が備える全ての構成を備えるものに限定されない。或る実施形態の構成の一部を他の構成に置き換えたり、或る実施形態の構成の一部を他の形態に追加したり、或る実施形態の構成の一部を省略したりすることができる。
【符号の説明】
【0175】
Ｓ１ 選定ステップ
Ｓ２ 監視ステップ
Ｓ３ 予防保全実行ステップ
Ｓ４ 是正ステップ
Ｓ５ 改善ステップ
Ｓ６ ライフサイクルマネジメントステップ
Ｐ１００ 原子力プラント
Ｐ１ 原子炉
Ｐ２ 主蒸気配管
Ｐ３ タービン
Ｐ４ 復水器
Ｐ５ 復水ポンプ
Ｐ６ 復水浄化装置
Ｐ７ 給水ポンプ
Ｐ８ 低圧給水加熱器
Ｐ９ 高圧給水加熱器
Ｐ１０ 給水配管
Ｐ１１ 格納容器
Ｐ１２ 圧力容器
Ｐ１３ 炉心
Ｐ１４ 抽気配管
Ｐ１５ シュラウド
Ｐ１６ 水素注入装置
Ｐ１７ ダウンカマ
Ｐ１８ 水素注入配管
Ｐ１９ 開閉弁
Ｐ２０ 浄化系配管
Ｐ２１ ジェットポンプ
Ｐ２３ 浄化系隔離弁
Ｐ２４ 浄化系ポンプ
Ｐ２５ 再生熱交換器
Ｐ２６ 非再生熱交換器
Ｐ２７ 炉水浄化装置
Ｐ３０ 再循環系配管
Ｐ３１ 貴金属注入装置
Ｐ３２ 貴金属注入配管
Ｐ３３ 開閉弁
Ｐ３４ ボトムドレン配管
Ｐ３５ 腐食電位センサ
Ｐ３６ フランジ
Ｐ３８ 中性子計装管
Ｐ４０ インターナルポンプ
Ｐ４１ シュラウドサポート
Ｐ４２ 連絡管
Ｐ４３ 酸素注入装置
Ｐ４４ 酸素注入配管
Ｐ４５ 開閉弁
Ｓ２ 監視ステップ
Ｓ３ 予防保全実行ステップ
Ｓ４ 是正ステップ
Ｓ５ 改善ステップ
Ｓ６ ライフサイクルマネジメントステップ
Ｐ１００ 原子力プラント
Ｐ１ 原子炉
Ｐ２ 主蒸気配管
Ｐ３ タービン
Ｐ４ 復水器
Ｐ５ 復水ポンプ
Ｐ６ 復水浄化装置
Ｐ７ 給水ポンプ
Ｐ８ 低圧給水加熱器
Ｐ９ 高圧給水加熱器
Ｐ１０ 給水配管
Ｐ１１ 格納容器
Ｐ１２ 圧力容器
Ｐ１３ 炉心
Ｐ１４ 抽気配管
Ｐ１５ シュラウド
Ｐ１６ 水素注入装置
Ｐ１７ ダウンカマ
Ｐ１８ 水素注入配管
Ｐ１９ 開閉弁
Ｐ２０ 浄化系配管
Ｐ２１ ジェットポンプ
Ｐ２３ 浄化系隔離弁
Ｐ２４ 浄化系ポンプ
Ｐ２５ 再生熱交換器
Ｐ２６ 非再生熱交換器
Ｐ２７ 炉水浄化装置
Ｐ３０ 再循環系配管
Ｐ３１ 貴金属注入装置
Ｐ３２ 貴金属注入配管
Ｐ３３ 開閉弁
Ｐ３４ ボトムドレン配管
Ｐ３５ 腐食電位センサ
Ｐ３６ フランジ
Ｐ３８ 中性子計装管
Ｐ４０ インターナルポンプ
Ｐ４１ シュラウドサポート
Ｐ４２ 連絡管
Ｐ４３ 酸素注入装置
Ｐ４４ 酸素注入配管
Ｐ４５ 開閉弁
【図1】
【図2】
【図3】
【図4】
【図5】
【図6】