Stress corrosion cracking studies on austenitic stainless steels in BWR

BWRにおけるオーステナイト・ステンレス鋼の応力腐食割れに関する研究

根本 義之  

Nemoto, Yoshiyuki

日韓の学生及び若手研究者向けに、沸騰水型軽水炉(BWR)における応力腐食割れ(SCC)の基礎及びこれまでの事例,原子力機構における研究の概要を紹介する。1970年代におけるBWRでのSCCは高炭素濃度のオーステナイト・ステンレス鋼において、おもに溶接の熱影響で発生する、結晶粒界でのクロム炭化物の析出による鋭敏化を原因として発生していた。そのため、低炭素濃度のオーステナイト・ステンレス鋼が開発され、その適用によってSCCの発生は抑えられてきた。しかし、2000年以降、低炭素濃度のオーステナイト・ステンレス鋼でのSCCが報告され、再びBWRの設備利用率を下げる原因となっている。それらの材料は照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の発生しきい線量よりもはるかに低い照射しか受けておらず、また鋭敏化も見られなかったため、SCCの発生及び進展の原因究明が必要とされている。そのため原子力機構では、原子間力顕微鏡(AFM)や3次元アトムプローブ(3D-APFIM),電子線後方散乱像(EBSP)等を応用した研究を行い、SCCの発生には表面加工層におけるすべり線近傍での優先的な腐食が、またSCCの進展には粒界部分でのナノレベルの元素偏析や応力集中が関係している可能性を示した。

Basic of stress corrosion cracking (SCC) on boiling water reactor (BWR) will be presented for the students and the young researchers in Japan and Korea. In the middle 70's and after 2000, there was lowering of plant utilization rate. Lowering in the 70's was caused by SCC on structural materials. After that period, application of low carbon austenitic stainless steel increased the plant utilization rate however it was lowered again after 2000. This lowering was caused by intergranular SCC (IGSCC) of low carbon austenitic stainless steels of core shrouds and primary loop recirculation (PLR) piping in BWRs. Thus the investigation on SCC is one of the most important issues to maintain the integrity of structures and components in BWR. The basic and instances of SCC, and topics of relevant researches at the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) will be presented.