柏崎刈羽原子力発電所1号機シュラウドサンプル(K1-H4)に関する調査報告書(受託研究)

Report of Examination of the Sample from Core Shroud (K1-H4) at the Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Station Unit-1 (Contract research)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

The Working Team for Examination of the Sample from Core Shrouds and Primary Loop Recirculation Pipi

東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所1号機では、第13回定期検査中に、原子力安全・保安院の指示でシュラウド溶接部の目視点検を実施し、原子炉圧力容器内のシュラウド中間部胴溶接部H4にひび割れが確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプル調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、溶接残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度を考慮すると、き裂は、浅い加工層を有する表面で応力腐食割れ(SCC)により発生した後、SCCとして内部へ分岐しながら結晶粒界を経由して3次元的に成長し、き裂の一部は溶接金属内部へ進展していったと結論される。

At the Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Station Unit-1 of the TEPCO, cracks were confirmed at the weld joint (H4) in the middle of core shroud, by the visual inspection test for the weld joint of core shroud during the 13th periodic examination by a direction of the Nuclear and Industrial Agency. TEPCO has conducted a material examination with NFD on the specimen including cracks sampled from the core shroud. The present research has been performed with the objective to independently investigate and evaluate the materials by jointly attending the examination with NFD from the planning stage, receiving the final data given by the examination and providing JAERI's own evaluation report as a third-party organization for assuring the transparency. As a result, the consideration of residual stress induced with welding process and dissolved oxygen concentration in core cooling water, it was concluded that the cracks were initiated by SCC and propagated three-dimensionally through grains, and some cracks reached weld metal.