原子炉圧力容器

原子力発電所の原子炉圧力容器（RPV）は、原子炉冷却材、炉心シュラウド、原子炉心を収容する圧力容器です。

ロシアのソビエト時代のRBMK原子炉では、圧力容器ではなく、各燃料集合体が直径 8 cm の個別のパイプに収められています。ほとんどの発電用原子炉には圧力容器がありますが、冷却材を収容する容器の構成ではなく、冷却材の種類によって分類されるのが一般的です。分類は次のとおりです。

• 軽水炉-加圧水型原子炉と沸騰水型原子炉が含まれます。ほとんどの原子力発電所の原子炉はこのタイプです。
• 黒鉛減速炉-ロシアや世界中の大多数の民間原子力発電所と比較して非常に珍しい原子炉構成を持つチェルノブイリ原子炉 ( RBMK ) が含まれます。
• ガス冷却熱炉 -先進ガス冷却炉、ガス冷却高速増殖炉、高温ガス冷却炉が含まれます。ガス冷却炉の例としては、英国のマグノックスがあります。
• 加圧重水炉- 何らかの方法で重水、つまり水素同位体である重水素の含有量が通常より高い水を使います。ただし、D ₂ O (重水) はより高価で、主成分として使用される場合もありますが、この場合は必ずしも冷却剤として使用されるわけではありません。重水炉の例として、カナダのCANDU炉が挙げられます。
• 液体金属冷却原子炉-原子炉の炉心を冷却するために、ナトリウムや鉛ビスマス合金などの液体金属を使用します。
• 溶融塩炉- 冷却剤として、通常はアルカリ金属およびアルカリ土類金属のフッ化物などの塩が使用されます。動作は高温低圧の金属冷却炉と同様で、水または蒸気冷却設計に比べて原子炉容器にかかる圧力が低減されます。

圧力容器を備えた原子炉の主な種類のうち、加圧水型原子炉は、圧力容器が運転中にかなりの中性子照射（フルエンスと呼ばれる）を受け、その結果、時間の経過とともに脆くなる可能性があるという点で独特です。特に、沸騰水型原子炉の大型の圧力容器は中性子束からよりよく遮蔽されるため、この余分なサイズのためにそもそも製造コストは高くなりますが、寿命を延ばすために焼きなましを必要としないという利点があります。

加圧水型原子炉容器の耐用年数を延ばすための焼鈍処理は、原子力サービスプロバイダー ( AREVA ) と加圧水型原子炉の運営者の両方によって積極的に開発されている複雑かつ価値の高い技術です。

すべての加圧水型原子炉圧力容器は、特定の設計に関係なく、いくつかの特徴を共有しています。

原子炉容器本体は最も大きな部品で、燃料集合体、冷却材、冷却材の流れと支持構造を支える継手を収納するように設計されています。通常は円筒形で、燃料を装填できるように上部が開いています。

この構造は原子炉容器本体の上部に取り付けられており、制御棒駆動機構を燃料集合体内の制御棒に取り付けるための貫通部があります。冷却材レベル測定プローブも原子炉容器ヘッドから容器内に入ります。

核燃料の燃料集合体で、通常はウランまたはウランとプルトニウムの混合物から構成されます。通常は格子状の燃料棒の長方形のブロックです。

燃料集合体から逃げる高速中性子から容器内部を保護するために、燃料集合体の周囲に円筒形のシールドが巻かれています。反射板は中性子を燃料集合体に戻して、燃料をより有効に活用します。ただし、主な目的は、容器を脆くして耐用年数を短縮する可能性のある高速中性子による損傷から容器を保護することです。

RPVはPWR原子炉の安全性において極めて重要な役割を果たしており、使用される材料は高温高圧下で原子炉の炉心を封じ込めることができなければなりません。^{[1] [2]}容器の円筒形シェルに使用される材料は時とともに進化してきましたが、一般的には3～10 mmのオーステナイト系ステンレス鋼で被覆された低合金フェライト鋼で構成されています。ステンレス鋼の被覆は主に、腐食を最小限に抑えるために冷却材と接触する場所で使用されます。^[2] 1960年代半ばまで、モリブデンマンガン鋼板であるグレードBのSA-302が容器の本体に使用されていました。^[2]設計の変更により圧力容器の大型化が必要になったため、降伏強度を高めるためにこの合金に約0.4～0.7 wt%のニッケルを添加する必要がありました。^[2]その他の一般的な鋼合金には、SA-533グレードBクラス1とSA-508クラス2があります。両方の材料の主な合金元素はニッケル、マンガン、モリブデン、シリコンですが、後者には0.25〜0.45重量％のクロムも含まれています。^[2]参考文献に記載されているすべての合金には、0.04重量％を超える硫黄も含まれています。^[2] 低合金NiMoMnフェライト鋼は、熱伝導率が高く熱膨張率が低いため、この目的に適しています。これらの特性により、熱衝撃に強いです。^[3]ただし、これらの鋼の特性を検討するときは、放射線損傷に対する応答を考慮する必要があります。過酷な条件のため、RPVシリンダーシェル材料は、原子炉の寿命を制限するコンポーネントであることがよくあります。^[1]物理的および機械的特性に加えて、放射線が微細構造に与える影響を理解することで、科学者は放射線損傷に対してより耐性のある合金を設計できるようになります。

2018年にロスアトムは、放射線による損傷を軽減し、耐用年数を15年から30年延ばすRPVの熱処理技術を開発したと発表した。これはバラコボ原子力発電所1号機で実証されている。^[4]

原子力発電の性質上、RPV で使用される材料は高エネルギー粒子によって絶えず攻撃されます。これらの粒子は、中性子または核分裂イベントによって生成された原子の破片のいずれかです。^[5]これらの粒子の 1 つが材料内の原子に衝突すると、その運動エネルギーの一部が伝達され、原子が格子内の位置から外れます。これが発生すると、移動したこの主要な「ノックオン」原子 (PKA) とエネルギー粒子が跳ね返り、格子内の他の原子と衝突する可能性があります。これにより、多くの原子が元の位置から移動される可能性がある連鎖反応が発生します。^[5]この原子の動きにより、多くの種類の欠陥が作成されます。^[5] さまざまな欠陥が蓄積すると、微細構造の変化が発生し、マクロ特性の劣化につながる可能性があります。前述のように、PKA によって引き起こされる連鎖反応では、エッジに空孔の痕跡と欠陥のクラスターが残ることがよくあります。これは変位カスケードと呼ばれます。^[6]変位カスケードの空孔が豊富なコアは、転位ループに崩壊することもあります。放射線照射により、材料は一般的な鋼に存在するよりも高い欠陥濃度を発生する傾向があり、動作時の高温により欠陥の移動が誘発されます。これにより、格子間原子と空孔の再結合や類似の欠陥のクラスター化などが発生し、析出物やボイドが生成されたり溶解したりする可能性があります。シンク、つまり欠陥が移動する熱力学的に好ましい場所の例には、粒界、ボイド、非整合析出物、転位などがあります。

欠陥と合金元素との相互作用により、粒界などのシンクで原子の再分布が発生する可能性があります。発生する可能性のある物理的影響は、特定の元素がこれらの領域で濃縮または枯渇することであり、多くの場合、粒界の脆化やその他の有害な特性変化につながります。これは、シンクに向かう空孔の流れと、シンクから離れるまたはシンクに向かう原子の流れがあり、それらの拡散係数が変化する可能性があるためです。拡散速度が不均一なため、必ずしも正しい合金比率ではない原子の濃縮が発生します。ニッケル、銅、シリコンはシンクで濃縮される傾向があり、クロムは枯渇する傾向があることが報告されています。^{[6] [7]}結果として生じる物理的影響は、シンクとしても機能する粒界または空隙/非整合析出物の周りの化学組成の変化です。

ボイドは空孔のクラスター化によって形成され、一般的に高温で形成されやすくなります。泡は単にガスで満たされた空隙です。気泡は、核変換反応が存在する場合に発生します。つまり、中性子の衝撃による原子の崩壊によりガスが生成されます。^[6]ボイドと泡の最大の問題は寸法の不安定性です。これが非常に問題となる例としては、ファスナーのねじ山など、寸法公差が厳しい領域が挙げられます。

ボイドやバブル、析出物、転位ループや転位線、欠陥クラスターなどの欠陥の生成は、転位の動きをブロックするため、材料を強化することができます。転位の動きは塑性変形につながります。これにより材料は硬化しますが、欠点は延性が失われることです。延性が失われる、または脆さが増すと、RPV では警告なしに壊滅的な破損につながる可能性があるため危険です。延性材料が破損する場合、破損の前にかなりの変形があり、これを監視できます。脆性材料は、事前の変形がほとんどなくても圧力がかかると割れて爆発するため、材料が破損しようとしていることをエンジニアが検出することはほとんどできません。鋼鉄で特に有害な元素で、硬化や脆化につながる可能性があるのは銅です。Cu を多く含む析出物は非常に小さい (1～3 nm) ため、転位を固定するのに効果的です。^{[6] [8]}原子炉圧力容器に使用される鋼鉄では、銅が主な有害元素であることが認識されており、特に不純物レベルが0.1重量％を超えると有害元素となる。^[8]したがって、「クリーン」鋼鉄、つまり不純物レベルが非常に低い鋼鉄の開発は、放射線による硬化を減らす上で重要である。

クリープは、材料が降伏応力以下の応力レベルにさらされると発生し、時間の経過とともに塑性変形を引き起こします。これは、拡散と転位運動がより急速に起こるため、材料が高温で高応力にさらされると特によく発生します。放射線照射は、応力と微細構造の発達との相互作用によりクリープを引き起こす可能性があります。^[6]この場合、高温による拡散率の増加は、クリープを引き起こすためのそれほど強力な要因ではありません。放射線損傷により形成された欠陥の周りに転位ループが形成されるため、材料の寸法は、加えられた応力の方向に増加する可能性があります。さらに、加えられた応力により、格子間原子が転位に吸収されやすくなり、転位の上昇を助けます。転位が上昇できる場合、余分な空孔が残り、これも膨張につながる可能性があります。^[6]

粒界の脆化や亀裂の誘発因子となり得るその他の欠陥により、亀裂に放射線攻撃が加わると、粒界応力腐食割れを引き起こす可能性がある。放射線によって形成される主な環境ストレス要因は、亀裂先端での水素脆化である。PWR では水が冷却材であるため存在する水分子が放射線によって OH ⁻と H ^{+に分解されるときに、水素イオンが発生する。水素脆化を説明するメカニズムはいくつか考えられており、そのうちの 3 つは}、剥離メカニズム、圧力理論、および水素攻撃法である。剥離メカニズムでは、水素イオンが蓄積すると金属同士の結合強度が低下し、原子が分離しやすくなると考えられている。^[6]圧力理論は、水素が内部欠陥でガスとして沈殿し、材料内に気泡を形成するという考えである。加えられた応力に加えて、膨張する気泡によって生じる応力が、材料を破壊するために必要な全体的な応力を低下させる。^[6]水素攻撃法は圧力理論に似ていますが、この場合は水素が鋼鉄中の炭素と反応してメタンを形成し、それが表面に水疱や気泡を形成すると考えられています。この場合、気泡による付加応力は鋼鉄の脱炭によって強化され、金属を弱めます。^[6]水素脆化に加えて、放射線誘発クリープにより粒界が互いに滑り合う可能性があります。これにより粒界がさらに不安定になり、亀裂が長さに沿って伝播しやすくなります。^[6]

非常に攻撃的な環境では、時間の経過による機械的特性の低下に対抗するために、新しい材料アプローチが必要です。研究者が使用しようとした方法の1つは、変位した原子を安定化する機能を導入することです。これは、欠陥の動きを最小限に抑えるために、粒界、特大の溶質、または小さな酸化物分散剤を追加することで実行できます。 ^{[5] [6]}これを行うと、放射線によって引き起こされる元素の偏析が少なくなり、その結果、粒界の延性が向上し、粒界応力腐食割れが減少します。転位と欠陥の動きをブロックすると、放射線アシストクリープに対する耐性も向上します。転位の動きをブロックするためにイットリウム酸化物を導入する試みが報告されていますが、技術的な実装は予想よりも大きな課題であることがわかりました。^[5]原子力発電所で使用される構造材料の放射線損傷耐性を継続的に改善するには、さらなる研究が必要です。

最先端の大型原子炉圧力容器を製造するには厳しい要件が求められ、市場も限られているため、2020年1月現在、^{[アップデート]}世界には以下のメーカーがわずか数社しか存在しません。^[9]

• 中国第一重工業、^[10]二中集団、ハルビン電気、上海電気。
• フランスのFramatome ^[11] (旧Areva ) ^[12]
• インドの複合企業ラーセン・アンド・トゥブロの子会社L&Tスペシャルスチールズアンドヘビーフォージングズリミテッドは、バーバ原子力研究センターおよびNPCILと提携している^{[13] [9] [14] [15] [16]}
• 日本の日本製鋼所とIHI （旧東芝との合弁会社） ^{[17] [18]}
• ロシアのユナイテッド重機械（OMZ-イゾラ）、ZiO-ポドリスク、AEM-アトムマシュ・ヴォルゴドンスク。
• 韓国の斗山グループ。
• 英国: ロールス・ロイス社は英国海軍の潜水艦用の原子炉を生産しています。

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