SSRT facility for in-situ observation in high temperature water of irradiated materials

高温高圧水中での照射材のその場観察用SSRT装置

中野 純一; 高野 利夫 ; 遠藤 慎也; 宇賀地 弘和 ; 辻 宏和; 塚田 隆 

Nakano, Junichi; Koya, Toshio; Endo, Shinya; Ugachi, Hirokazu; Tsuji, Hirokazu; Tsukada, Takashi

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、軽水炉炉内構造材の維持管理における論点の一つである。IASCC現象の理解のために、照射材用に高温水中でその場観察可能な性能を有する低ひずみ速度試験(SSRT)装置を開発した。SSRT装置は観察用の窓付きのオートクレーブを有し、沸騰水型炉(BWR)条件下でのSSRT用に設計されている。BWR環境の通常水化学(NWC)及び水素水化学(HWC)を模擬するため、溶存酸素及び溶存水素濃度はそれぞれ10ppbから32ppm及び10ppbから2.8ppmの範囲内で制御可能である。原子炉内での水の放射線分解を模擬するために、過酸化水素水をオートクレーブ内に注入可能である。試運転として、561Kの水中で未照射材での引張試験中にその場観察を行った。荷重-伸び曲線及び試験中の画像が取得できることを確認した。

Irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) is one of the key issues for the life management of light water reactor (LWR) core components. For understanding IASCC phenomenon, a slow stain rate testing (SSRT) facility with a capability for in-situ observation in high temperature water for irradiated materials was developed. The SSRT facility has an autoclave with a window for in-situ observation and has been designed for SSRT under boiling water reactor (BWR) condition. To simulate normal water chemistry (NWC) and hydrogen water chemistry (HWC) of BWR environment, dissolved oxygen and hydrogen concentrations (DO and DH) can be controlled within the range of 10 ppb to 32 ppm and 10 ppb to 2.8 ppm, respectively. Hydrogen peroxide can be injected into the autoclave to simulate the radiolysis of water in the reactor core. As a trial run, in-situ observation for an unirradiated material during tensile test in water at 561K was performed and it was confirmed that the load-elongation curve and images could be obtained successfully.