Analysis methodology of the calculation code, WRAC-JAEA, for determining major indexes of corrosive circumstance in light water reactors

内田 俊介; 端 邦樹; 塙 悟史

JAEA-Data/Code 2024-003, 119 Pages, 2025/01

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軽水炉腐食環境評価解析コードWRAC-JAEAは、沸騰水型原子炉(BWR)冷却水を対象に開発された水の放射線分解(ラジオリシス)解析コードをベースに、加圧水型原子炉(PWR)にも適用できる様に開発された。すなわち、(1)高温pH算出機能、(2)ラジオリシス計算に及ぼす高温pHの影響解析機能、(3)混成理論に基づく腐食電位(ECP)解析機能、そして(4)ラジオリシスとECPの結合解析機能を付加した。軽水炉1次冷却系の腐食環境緩和は、系統を構成する機器、特に経年化原子炉の主要機器の信頼性確保のための有効な手段の一つである。しかし、BWRとPWRでは、冷却システムの差異のため腐食環境緩和のための水化学制御手法は大きく異なる。BWRでは、ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の抑制が、機器、配管の信頼性確保のカギを握っているが、直接サイクルを採用するため、pH制御が難しく、水素添加量が制約される中で、ラジオリシス解析コードとECP解析を組合せた緻密な腐食環境の解析と測定を併用しつつ、腐食環境の緩和および構造材の健全性確保が図られてきた。一方、PWRでは、高pHに維持し、十分な量の水素を添加することにより、水の放射線分解によって生成する酸素、過酸化水素などの腐食性生成種の濃度を、余裕をもって低く抑え、腐食環境を緩和することが可能であった。しかし、ニッケル基合金の1次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)の発生と進展が水素によって加速される可能性が指摘され、水素添加量とECPの相関を定量化する必要性が高まってきた。BWR用に開発されたラジオリシス解析コードは中性水対象であり、高pH条件にはそのままでは対応が難しい。ECP解析も高pHでは異なる。このため、BWRでの経験を最大限に生かしつつ、PWR1次冷却系にも適用可能な腐食環境解析手法の確立が急務となっている。WRAC-JAEAは、BWRとPWRそれぞれの腐食環境評価に資するのみでなく、本コードによる評価を介して、両炉型での主要構造材の知見を相互評価し、構造材に生ずる腐食損傷に係る諸課題への対応に、それぞれの経験、知見を反映する重要な手段を提供することが期待できる。

Optimization of dissolved hydrogen concentration for mitigating corrosive conditions of Pressurized Water Reactor primary coolant under irradiation, 1; Evaluation of water radiolysis

端 邦樹; 塙 悟史; 知見 康弘; 内田 俊介

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.448 - 458, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2239810

PWR一次冷却水中の腐食環境評価の1つの主要な目的は、主な構造材への悪影響を抑えつつ、PWSCCを抑制するための最適水素濃度を決定することにある。この目的に資するため、本研究ではラジオリシス解析と腐食電位(ECP)解析を併用したECP評価手法を提案した。この手法は元々BWRを対象に整備したものであるが、若干のプログラムやパラメータの修正を加えつつ、BWRとは異なる水化学パラメータ(pH、温度、線質)を考慮することにより、PWR用に拡張した。修正箇所には、線の影響やLiとHのアノード分極曲線への影響等を考慮した点が含まれる。本報告は、このうちPWR条件下(高pH、線存在下)のラジオリシス解析結果について議論するものである。特にHOに着目し、水素添加量に対する挙動を計算した。解析の結果、ラジオリシス由来の水和電子が高pH環境下でHOの抑制に寄与することがわかった。ここで得られた解析結果を後続のECP評価に活用し、次報にてPWR環境下のECP評価を行う。

A Coupled analyses of water radiolysis and ECP for evaluation of the corrosive conditions in BWRs and PWRs

端 邦樹; 内田 俊介; 塙 悟史; 知見 康弘; 佐藤 智徳

Proceedings of 21st International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), 14 Pages, 2023/08

The coupled code of water radiolysis and electrochemical corrosion potential (ECP) calculations (WRAC-JAEA) has been proposed for evaluating ECP both for boiling water reactor (BWR) and pressurized water reactor (PWR) systems. In the present study, some updates, such as pH control based on boron (B) and lithium (Li) concentration, were carried out. The calculated ECP were compared with the measured results in the INCA in-pile loop in the Studsvik R2 reactor for validation of the code. It was confirmed that the calculated ECP agreed with the measured ones in the INCA loop. The suitable rate constant set for water radiolysis calculation is also discussed. In particular, the rate constants for the chemical reaction of hydroxyl radical and molecular hydrogen and its backward reactions were carefully examined to evaluate the effects of pH and hydrogen concentration on hydrogen peroxide concentration. Moreover, the polarization curves were calculated, and the effects of Li and the other species on ECP were estimated. In order to apply the code for both type of reactor systems, verification and validation (V&V) procedures of the code are proposed.

Development of an analysis method for electrochemical corrosion potential in PWR primary coolant under irradiation

端 邦樹; 内田 俊介; 塙 悟史; 知見 康弘

Proceedings of International Symposium on Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to LWRs' Safety, Performance and Reliability (Fontevraud 10) (Internet), 11 Pages, 2022/00

Stress Corrosion Cracking (SCC) is one of the key phenomena to determine material degradation in nuclear power plants, and the electrochemical potential (ECP) is known as an environmental factor of SCC initiation and propagation. In the PWR primary coolant, the low ECP level is maintained due to H injection. On the other hand, material degradation attributed to H attack was also reported. Thus, the optimization of H concentration has been still discussed. In JAEA, an ECP analysis method has been developed. This method was originally prepared for BWR primary coolant, but it is improved to apply to PWR primary coolant. In the recent study, this ECP analysis method was modified by introducing pH adjustment based on boron-lithium combined control, and ECP calculation for stainless steels and Ni-based alloys were carried out. ECP calculation assuming a reactor core region and a steam generator region was also tried and the optimal hydrogen concentration without any serious adverse effect was discussed.

Relation between intergranular stress of austenite and martensitic transformation in TRIP steels revealed by neutron diffraction

Harjo, S.; 川崎 卓郎; 土田 紀之*; 諸岡 聡; Gong, W.*

ISIJ International, 61(2), p.648 - 656, 2021/02

https://doi.org/10.2355/isijinternational.ISIJINT-2020-503

neutron diffraction measurements of two low-alloy steels and a 304-type stainless steel during tensile and creep tests were performed at room temperature. Changes in the diffraction pattern, the integrated peak intensities of austenite (), and the peak positions of were analyzed and discussed to elucidate the relationship between intergranular stress in and the occurrence of martensitic transformation during deformation. Tensile loading experiments revealed that the susceptibility to martensitic transformation depended on the -(hkl) grains, where -(111) grains underwent martensitic transformation at the latest. The -hkl dependence of the susceptibility to martensitic transformation was found to be controlled by the shear stress levels in -(hkl) grains, which were affected by the intergranular stress partitioning during deformation.

コンター法を用いた実構造物の残留応力計測

生島 一樹*; 柴原 正和*; 河尻 義貴*; 沖見 優衣*; 内田 友樹*; 秋田 貢一*; 鈴木 裕士; 諸岡 聡

日本船舶海洋工学会論文集, (30), p.123 - 130, 2019/12

https://doi.org/10.2534/jjasnaoe.30.123

本研究では、コンター法を用いてビードオンプレート試験片の残留応力分布を測定した。測定した残留応力分布を中性子回折法で測定した残留応力分布と熱弾性塑性有限要素法で計算した残留応力分布を比較した。その結果、これら3つの方法で得られた残留応力分布は良好に一致していることがわかった。また、実構造物の測定で想定される非対称切削における残留応力を測定するためのコンター法では、切削面上の反力の平衡を考慮した。提案手法をマルチパス溶接継手の残留応力測定に適用した。測定結果から、提案手法は非対称試験片におけるマルチパス溶接継手の残留応力分布を測定できることが示した。

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.10.021

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

Evaluation of ECP measured in in-pile environment

塙 悟史; 内田 俊介; 端 邦樹; 知見 康弘; 笠原 茂樹*; 西山 裕孝

Proceedings of 20th Nuclear Plant Chemistry International Conference (NPC 2016) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10

腐食電位(ECP)は、金属表面に形成される酸化被膜の性状で変化するため、ECPを解析的に評価する際の取扱が課題である。現在、周囲の水環境に応じた酸化被膜性状変化を計算し皮膜の電気的抵抗変化として取り扱う方法、水環境に応じた異なるアノード分極曲線を扱う方法の二つが提案されている。本研究では、後者の取扱をしたECP計算プログラムを構築し、試験炉であるハルデン炉で取得された照射環境下におけるECP測定データで検証した。その結果、水の放射線分解で発生する酸素及び過酸化水素が混在する照射環境下においても、構築したECP計算プログラムが適用できることを確認した。

Spin-current probe for phase transition in an insulator

Qiu, Z.*; Li, J.*; Hou, D.*; Arenholz, E.*; N'Diaye, A. T.*; Tan, A.*; 内田 健一*; 佐藤 浩司*; 岡本 聡*; Tserkovnyak, Y.*; et al.

Nature Communications (Internet), 7, p.12670_1 - 12670_6, 2016/08

https://doi.org/10.1038/ncomms12670

Spin fluctuation and transition have always been one of the central topics of magnetism and condensed matter science. Experimentally, the spin fluctuation is found transcribed onto scattering intensity in the neutron-scattering process, which is represented by dynamical magnetic susceptibility and maximized at phase transitions. Importantly, a neutron carries spin without electric charge, and therefore it can bring spin into a sample without being disturbed by electric energy. However, large facilities such as a nuclear reactor are necessary. Here we show that spin pumping, frequently used in nanoscale spintronic devices, provides a desktop microprobe for spin transition; spin current is a flux of spin without an electric charge and its transport reflects spin excitation. We demonstrate detection of antiferromagnetic transition in ultra-thin CoO films via frequency-dependent spin-current transmission measurements, which provides a versatile probe for phase transition in an electric manner in minute devices.

Advanced water chemistry control based on parameters determined with plant simulation models

内田 俊介; 塙 悟史; Lister, D. H.*

PowerPlant Chemistry, 17(6), p.328 - 339, 2015/12

原子力発電プラントでは、放射線照射が構造材と水化学の相互作用に照射が作用するため、相互作用が火力プラントに比べてはるかに複雑となる。限られた数の水化学データに基づいて水化学を制御するだけでは、プラントの安全かつ信頼の高い運転を維持することは難しい。このため、測定された水化学データを必要な箇所での値に外挿し、構造材と水化学の相互作用の将来像を予測できる計算機モデルの適切な補助を受けて水化学を制御することが求められる。本論文では、プラントシミュレーションモデルにより決定されるパラメータに基づく水化学制御のプラントへの適用法についてまとめる。