原子力環境におけるオーステナイトステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れに関する研究(学位論文)

Study on irradiation assisted stress corrosion cracking of austenitic stainless steels in nuclear energy environments (Thesis)

中野 純一

Nakano, Junichi

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、高温高圧水といった腐食環境中で、中性子や線等の放射線と溶接による残留応力等が材料に重畳して作用することで生じる劣化現象の一つである。冷却材として水を使用した原子力環境におけるステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)特性及びIASCC特性に及ぼす各種の影響を明らかにすることは、軽水炉をはじめとする原子力システムの安全性及び信頼性向上の観点から重要である。本研究では、微量添加元素,熱処理,冷間加工及び中性子照射量がIASCC挙動へ及ぼす影響を評価するため、照射材用の低ひずみ速度引張試験装置を開発し、照射後試験を行った。本論文では、IASCC研究から得られた結果を元に、IASCC感受性,き裂発生及び進展挙動に関する考察を総合的にまとめた。

Irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) is known as a degradation phenomenon that is caused by synergistic effects of neutron / irradiation, stress/strain and high temperature water on structural materials. It is important to investigate stress corrosion cracking (SCC) and IASCC mechanisms from the viewpoint of the safety and reliability improvement in the nuclear energy system. To evaluate the influence of minor additional elements, heat treatment, cold working and neutron fluence on IASCC behavior, a slow strain rate technique facility for irradiated specimens has been developed and post irradiation examinations have been conducted. Based on results obtained from the IASCC studies, discussion regarding IASCC susceptibility, crack initiation and growth behaviors are described comprehensively in this paper.