技術開発ニュース　No.169

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• カテゴリ： 技術開発ニュース
• 作成日： 2025/03/12 21:57:14
• 要約：

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• ページ： 44
• 研　究　成　果 3 圧力容器内中性子束解析評価モデルの 構築 　モデル構築は、計算結果と重複するので詳細は割愛する が、評価のポイントである RPV 炉心からの距離は表 1 に まとめて示す。この表から、炉心端からシュラウド内側、 シュラウド外側から RPV までの距離はトータルで 16cm ほ どの差しかない。この差は水ギャップと呼ばれるが、水を 構成する水素は中性子と質量が近く、中性子束の減少の主 な原因となる。 第 1 表　炉心形状の物理的差異 間隔 炉心端から シュラウド内側まで シュラウド外側から RPV 表面まで 1 号機 14 cm 48 cm 4 号機 20 cm 58 cm 号機 間隔の差 トータル約 16 cm 第 4 図　r －θ体系での中性子束分布（E ≧ 1MeV） 　図 4 の浜岡1号機のサンプルを採取して健全と評価できた 4 中性子束解析評価結果 0° 付近と4 号機最大値は約 5.83 の差があり、図1にて、約 15 万時間は停止期間を包含して 20 年相当であることから、 A 倍（5.83 倍）して約120 年となる。すなわち、廃炉となっ 　図 3 は浜岡 1 号機と 4 号機の照射脆化に影響する中性子 た1号機の評価を行った意味は、4 号機の120 年分の中性子 束の r － Z 体系の ANISN による解析結果である。r － Z 体 照射影響を調査していることと同じであると言え、4 号機の 系とは、原子炉を真横から見て、左から炉心部、シュラウ 高経年化評価を事前に行ったことと同じと言える。 ドそして RPV を示した図のことを言う。浜岡 1 号機と 4 号 機の中性子束が最も大きい位置での結果であり、1 号機に 比べて 4 号機は、炉の中央部付近の中性子束は同程度では 5 まとめと今後の展開 あるが、RPV 壁近傍では 1 号機の方が大きい。 　4 号機の運転可能期間は 1 号機を基準に約 120 年とした 　図 4 は DORT で計算した浜岡 1 号機と 4 号機の中性子束 が、1 号機は経済性の観点で廃炉となったため、照射脆化 の　r －θ体系の炉内分布である。r －θ体系とは原子炉を に対する裕度（耐力）はあり、それ以上であると考えら 真上から見た図を意味し、中性子束のうねりを上手く表現 れる。 している。なお、緑色の中の円（〇）はジェットポンプの 　上述した監視試験片枯渇問題の解決に必要な、破壊靭性 形状を示している。 試験片による評価は、電気協会が主体となってエンドース に再度チャレンジしていく。当社としても冒頭で触れた通 り、浜岡 1 号機実機廃炉材を用いてクラッド熱影響部を対 象にミニチュア破壊靭性試験片で計測した成果もあり、エ ンドースを後押しすべく論文化を計画中である。 　なお、BWR では監視試験片を用いた実測結果の蓄積に より中性子照射脆化量の予測が可能になってきており、大 きな問題ではないことが分かりつつある。監視試験片数の 問題も、例えば廃炉となった 1 号機の照射量の多い監視試 験片を 4 号機に装荷して残数を増やす方法もある。これは 米国で開発されている統合化監視試験と呼ばれる手法の一 種であり、今後、国内への導入が期待される。 　以上、本計算の結果は中電シーティーアイ殿への委託研 第 3 図　r － Z 体系での中性子束分布（E ≧ 1MeV） 究の成果であり、ここに記して謝意を表したい。 技術開発ニュース 2025.03／No.169 44 
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