女川原子力発電所1号機再循環系配管サンプル(O1-PLR)に関する調査報告書(受託研究)

Report of Examination of the Samples from Primary Loop Recirculation Piping (O1-PLR) at Onagawa Nuclear Power Station Unit-1 (Contract research)

女川1号機再循環系配管サンプル調査実施チーム

The Working Team for Examination Operation of Samples from Primary Loop Recirculation Piping at Onag

本調査は、女川原子力発電所1号機原子炉再循環系配管を切断し採取したき裂を含む材料サンプルについて、日本原子力研究所東海研究所の照射後試験施設において各種の検査を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することを目的として実施したものである。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は、管内表面の溶接部近傍に発生しており、深さは約57mm程度であった。(2)き裂部破面のほぼ全体が粒界割れであるが、管内表面のき裂開口部には約100m程度の粒内割れを含む部分が観察された。また、その部分には、加工により形成された金属組織及び硬さの上昇が見られ、き裂は硬さの最も高い部分の付近から発生していた。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近で発生したと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は、加工層を有する管内表面で応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

The present examination has been performed with the objective to provide technical basis for identifying causes of cracking through the examination of the samples, which was conducted at the post irradiation examinations facilities of JAERI, taken from the cracked region of the recirculation pipe at the Onagawa Nuclear Power Station Unit-1. The following findings were obtained from this examination result. (1) Cracks were observed near the weld region of inner surface of the pipe and depth of the crack was about 5 to 7mm. (2) Intergranular crackings were observed in the almost whole fracture surface. Partially transgranular cracking was observed at the surface layer with the depth of about 100m. Microstructure formed by cold work and increase of hardness were observed in these surface layers. Cracks initiated near the region where hardness value was the highest. Based on the examination results described above concerning presence of tensile residual stress by welding and relatively high dissolved oxygen contents in core coolant and so on, it is concluded that these cracks were initiated in the cold work layer of inner surface by stress corrosion cracking (SCC) and propagated along the grain boundaries.