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Comparison of SCC growth rate between in-core and EX-core tests in BWR simulated high temperature water

BWR模擬高温水環境での炉内及び照射後試験条件におけるSCC進展速度の比較

加治 芳行; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 松井 義典; 近江 正男; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*

Kaji, Yoshiyuki; Ugachi, Hirokazu; Tsukada, Takashi; Matsui, Yoshinori; Omi, Masao; Nagata, Nobuaki*; Dozaki, Koji*; Takiguchi, Hideki*

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、軽水炉のステンレス鋼製構造物の高経年化における課題の1つである。中性子照射量1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$まで予備照射した304系ステンレス鋼のCT試験片を用いて、沸騰水型軽水炉(BWR)模擬環境水質条件で材料試験炉(JMTR)において炉内IASCC進展試験を実施した。SCC進展速度に及ぼす中性子/$$gamma$$線照射,応力,水環境の同時作用効果について検討するために、同じ腐食電位条件下で種々の溶存酸素濃度あるいは過酸化水素添加環境での照射後試験(PIE)を実施した。本論文では、炉内SCC進展試験結果をIASCCに及ぼす同時作用効果の観点からPIEの結果と比較検討した。その結果、SCC進展速度に及ぼす照射の同時作用効果は、腐食電位(ECP)条件がほぼ同等の照射下試験データとDO=32ppm条件での照射後試験データがほぼ一致することから、これまでに取得されたデータの範囲内ではほとんどないことがわかった。

Irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) is one of the critical concerns when stainless steel components have been in service in light water reactors for a long period. In-core IASCC growth tests have been carried out using the compact tension type specimens of type 304 stainless steel that had been pre-irradiated up to a neutron fluence level around 1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$ in pure water simulated boiling water reactor (BWR) coolant condition at the Japan Materials Testing Reactor (JMTR). In order to investigate the effect of synergy of neutron/$$gamma$$ radiation and stress/water environment on SCC growth rate, we performed post irradiation examinations (PIEs) in the several dissolved oxygen contents or hydrogen peroxide added environments under the same electrochemical potential condition. In this paper, results of the in-core SCC growth tests will be discussed comparing with the result obtained by PIEs from a viewpoint of the synergistic effects on IASCC.

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