In-core SCC growth behavior of type 304 stainless steel in BWR simulated high-temperature water at JMTR

JMTRでのBWR模擬高温水中における304型ステンレス鋼の炉内SCC成長挙動

加治 芳行  ; 宇賀地 弘和 ; 塚田 隆 ; 中野 純一; 松井 義典 ; 川又 一夫; 柴田 晃 ; 近江 正男; 永田 暢明*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*

Kaji, Yoshiyuki; Ugachi, Hirokazu; Tsukada, Takashi; Nakano, Junichi; Matsui, Yoshinori; Kawamata, Kazuo; Shibata, Akira; Omi, Masao; Nagata, Nobuaki*; Dozaki, Koji*; Takiguchi, Hideki*

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、高経年化軽水炉のステンレス鋼構造物における重要課題の一つである。中性子照射量レベル約110n/mまで予備照射した304型ステンレス鋼のコンパクトテンション型試験片を使用して材料試験炉(JMTR)において沸騰水型原子炉(BWR)模擬環境条件で炉内IASCC進展試験を実施してきた。IASCC進展速度に及ぼす中性子/線照射,応力,高温水環境の同時作用効果について検討するために、同じ電気化学電位条件下で種々の溶存酸素環境での照射済試験片を用いた炉外IASCC試験を実施した。本論文では、炉内SCC進展試験結果について議論し、IASCCにおける同時作用効果の観点から炉外試験結果との比較検討を行った結果、電気化学腐食電位が同じ条件では、IASCC進展速度に及ぼす照射,応力,高温水環境の同時作用効果は小さいことを示した。

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 110n/m 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/ radiation and stress/water environment on IASCC growth rate, we performed ex-core IASCC tests on irradiated specimens at several dissolved oxygen contents environments under the same electrochemical potential condition. In this paper, results of the in-core SCC growth tests will be discussed and compared with the result obtained by ex-core tests from a viewpoint of the synergistic effects on IASCC.