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Technical development for IASCC irradiation experiments at the JMTR

JMTRにおけるIASCC照射試験に関する技術開発

柴田 晃 ; 中野 純一; 近江 正男; 川又 一夫; 斎藤 隆; 林 光二; 齋藤 順市 ; 中川 哲也; 塚田 隆 

Shibata, Akira; Nakano, Junichi; Omi, Masao; Kawamata, Kazuo; Saito, Takashi; Hayashi, Koji; Saito, Junichi; Nakagawa, Tetsuya; Tsukada, Takashi

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は高経年化原子炉炉心構造材の寿命管理を考えるうえで最も重要な課題の一つである。IASCCの挙動を再現するためには、炉内試験あるいは照射後試験が用いられるが、このためには試験片に対しIASCCの閾線量以上の中性子照射を行わなくてはならない。しかしながら、この試験を実現するためには幾つかの技術的ハードルをクリアしなければならなかった。一つは遠隔操作によりホットセル内でキャプセルを再組立する技術の確立であり、もう一つは長期に渡り照射下に置かれるキャプセルの圧力バウンダリー材に、延性等の劣化が予期されることである。このため、高い照射を受けた材料についての健全性評価が必要となった。1.0$$sim$$3.9$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$程度の中性子照射を受けた材料について、SSRT試験及び引張試験を行い、キャプセルの圧力バウンダリーに対する健全性評価を行った。本報告書では、炉内IASCC試験を行うために必要な技術開発、すなわち、キャプセル組立技術開発及び高い中性子照射を受けたステンレス鋼に対する健全性評価について報告する。

Irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) is considered to be one of the key issues in the aged Light Water Reactors. To simulate IASCC behavior by the in-pile or post-irradiation experiment, it is necessary to irradiate specimens up to a neutron fluence that is higher than the so-called IASCC threshold fluence. There are, however, some technical hurdles to be overcome for the experiments. The techniques assembling pre-irradiated specimens into a in-pile test capsule in a hot cell and the eveluation of material integrity of the capsule during a long term irradiation are necessary. To evaluate material integrity on capsules during a long term irradiation, tensile test and SSRT using specimens which was previously irradiated to 1.0$$sim$$3.9$$times$$10$$^{26}$$ n/m$$^{2}$$ were performed. In this paper, technical developments required for IASCC test, e.g. the development of assembling techniques for IASCC capsules and the evaluation of stainless steels which dosed high-fluence neutron were described.

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