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Aug 18, 2023

NUCOBAM: 原子力産業の収益性の向上と安全性の向上

Lo scopo principale dei componenti nucleari basati sulla produzione additiva (NUCOBAM) è quello di

積層造形に基づく核コンポーネント (NUCOBAM) の主な目的は、原子力施設内でこのような金属積層造形 (AM) コンポーネントの使用を可能にする認定プロセスを開発することです。 AM の使用が認定されると、原子力産業はコンポーネントの陳腐化という課題に取り組み、最適化された設計で新しいコンポーネントを製造および運用できるようになります。 これにより、原子炉の効率と安全性が向上します。 これらの開発は、3 つの異なる期間で 3 つの主要なアプリケーションに使用されます。

このプロジェクトでは、既存の軽水炉 (LWR) の核コンポーネント用のステンレス鋼材料を強化するためのレーザー粉末床融合 (LPBF) プロセスを調査します。 放射線照射、熱老化、機械的負荷などの従来の劣化メカニズム、および応力ひずみ亀裂腐食などの環境誘発亀裂が調査されます。

L-PBF ステンレス鋼の物理的および機械的特性を徹底的に研究するために、NUCOBAM パートナーの 4 社 (VTT、AMRC、Laborelec、CEA) が積層造形サンプルを作成しました (図 1 のプロセスの例を参照)。 13 のパートナーで構成される欧州コンソーシアムは、そのスキルとリソースを結集して、原子力発電所コンポーネントの主要な課題の 1 つである、原子炉の炉心における中性子照射の影響によるコンポーネントの老朽化や永久的な熱劣化の問題に対処しています。使用期間が長くなります。

ステンレス鋼 (SS) 316L AM の 2 つの用途 (図 3 を参照) が稼働テストで検討されました。

AM は、材料除去による従来の製造と比較してコストと時間の両方を削減できるため、グリッドなどの複雑な形状を持つコンポーネントにとって非常に興味深いものです。

デブリフィルターも炉内部品として研究するのに特に興味深いものであり、したがって中性子照射による劣化を受ける。

AM バルブ本体コンポーネントは、熱応力と圧力応力にさらされ、長期間の動作中にステンレス鋼合金が老化するという問題に直面する必要があるため、非常に興味深いものです。

デブリ フィルターとボール バルブの両方の設計が検証されると、予備的な積層造形プロセス仕様 (pAMPS) が確立されます。

したがって、NUCOBAM は、以下に示す 5 つの技術目標と 1 つの普及関連目標を設定しました。

標準化のために提案され、原子力設計基準委員会に伝達される AM 核コンポーネントの認定方法を確立します。原子力産業と規制当局は、将来のコンポーネントの製造と原子力発電所での使用の基礎として、AM の信頼できる認定と成文化プロセスを必要としています。

核品質基準を満たすプロセスの安定性、再現性、再現性を保証および実証するレーザー粉末床融合 (L-PBF) 製造計画を開発します。認定および成文化のプロセスでは、AM が材料の性能に関して安定した、均質で再現可能な結果を​​提供することを保証する必要があります。

L-PBF 材料の性能が認定要件を満たしていることを実証します。認定および成文化のプロセスでは、AM が従来の製造プロセスの既存の要件と一致する材料性能を提供することを保証する必要があります。

L-PBF のインコア ユース ケースが安全関連の機能と運用要件を満たしていることを実証します (図 4 の IBAM を参照)。原子炉内で AM コンポーネントを安全かつ信頼性高く動作させるには、照射下での AM 材料の挙動が既存の現場経験と一致しており、許容できない劣化が発生しないことを実証する必要があります。

安全関連の機能と運用要件に関して、旧コア AM コンポーネントの運用パフォーマンスを評価します。原子力発電所における AM コンポーネントの安全かつ信頼性の高い動作には、AM コンポーネントが専用の機能要件を満たしていること、および AM 材料が許容できない劣化を受けていないことを実証する必要があります。

AM の成文化と産業化を支援するために、原子力産業および規制機関と協力して結果の活用を広め、準備する。原子力発電所における AM コンポーネントの将来の運用については、原子力産業と規制当局の間で高い信頼レベルに達し、共有する必要があります。

対応するデモンストレーターおよび関連サンプルが製造されており、それらの一部は後処理 (熱処理または高等方圧) に供される予定です。 結果は分析され、設計コードによって承認された既存の製造プロセスと比較されます。 この作業は、プロジェクトの目的を達成する前に埋める必要があるギャップを評価し、仕様に必要な主なパラメータを推定するのに役立ちます。

NUCOBAM は大きな進歩をもたらし、次のようなメリットをもたらします。

2 つの核コンポーネントの設計を担当するパートナーは、Framatome、Naval Group、Ramén Valve などの潜在的な製造業です。 これら 2 つのコンポーネントは、原子力産業の受け入れ基準を満たすためにテストされます。 L-BPF法で製造した316L SSの照射後の特性を調査します。 ベルギーのパートナーである SCK-CEN は、積層型サンプルのパイル内挙動と名付けられた 8 つのカプセルを準備する作業を実行しました (図 4 の IBAM カプセル設計を参照)。 このプロジェクトは照射の点で特に野心的です。AM ステンレス鋼 316L 材料は、BR2 試験炉および稼働中の原子力発電所内で中性子照射されます。 照射開始から約18か月。

原子力分野で金属積層造形を受け入れるための戦略は、機械部品の設計および建設規則に関するフランスの原子力規定や米国の基準など、原子力設計規定および基準におけるプロセスおよびコンポーネントの認定を直接実装することです。 このプロジェクトでは、AM プロセスの安定性、再現性、再現性を確保するための新しい品質管理方法を定義しました。

認定方法の草案は中期プロジェクトで提出されており、認定プロセス、L-PBF 316L 材料の特性評価、照射材料の耐性、および原子力の 4 つの主要タスクの結果を伴ってプロジェクトの今後 2 年間に完成する予定です。コンポーネントの機能圧力テストと熱老化テスト。 規格のバックボーンはプロジェクトの初期段階で定義されており、316L 材料に関する既存の核規格（従来の製造によって取得され、AM の新しい要件と調和した一貫した規格）を持つように文書化する必要があるすべてのセクションを定義しました。他の非特定核規格にも存在します）。 目的は、フランスの RCC-M コードで提案するための「コード化前」文書を用意することです。

エンド ユーザー グループは 9 か国の 17 業界で構成されています。 原子力産業の材料に関する専門家。 積層造形、機械的評価、原子力産業、原子力分野におけるNUCOBAMの取り組みを促進するための成文化。 成文化前の文書の作成に関与するパートナーを宣伝します。

原子力発電所の老朽化管理は、欧州の資産所有者にとって依然として技術的な課題となっている。これは、歴史的に原子力品質保証要件の対象となってきた相手先ブランド製造業者（OEM）が、コストのかかる原子力資格を維持することに消極的な可能性があるためである。 これらの製造業者のほとんどは消滅したか、原子力部門から撤退しました。 このプロジェクトは、コンポーネントや機器の新規メーカー向けの詳細な資格の開発に役立ちます。 金属積層造形には、ワンステップの製造プロセスとそれに続く後処理ステップで、ほぼ形状に近いコンポーネントを製造できる独自の可能性があります。 この独自のアプローチにより、製造バリュー チェーンが簡素化され、独自の部品の納品がより反応的かつ効果的に行われます。 このような製造プロセスの開発により、材料の信頼性が向上し、一連の製造ステップが削減され、より効率的な新しいツールが開発され、材料の性能が向上し、新しい原子力発電所設計のための新しいコンポーネント設計が開発される可能性があります。

そして、このプロジェクトは、原子力産業の収益性を高めるための新しい原子力発電所設計または既存の軽水炉運転のためのコンポーネントの設計に貢献し、より高い性能を実現するために最適化されたコンポーネント設計により原子力の安全性を向上させるでしょう。

このプロジェクトは、欧州における新たな積層造形産業の創出と雇用支援に貢献します。

このプロジェクトは、助成契約 No 945313 に基づいて、Euratom 研究およびトレーニング プログラム 2014 ～ 2018 から資金提供を受けています。この文書の内容は著者の見解のみを反映しています。 欧州委員会は、そこに含まれる情報の使用について責任を負いません。

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