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Experiments simulating IGSCC under irradiation in BWR

BWR内照射下におけるIGSCCの模擬実験について

塚田 隆; 加治 芳行; 宇賀地 弘和; 三輪 幸夫; 中野 純一; 佐藤 智徳; 内田 俊介

Tsukada, Takashi; Kaji, Yoshiyuki; Ugachi, Hirokazu; Miwa, Yukio; Nakano, Junichi; Sato, Tomonori; Uchida, Shunsuke

粒界型応力腐食割れ(IGSCC)は、沸騰水型軽水炉(BWR)の構造材料における主要な材料損傷現象であるため、BWR炉内の環境条件におけるIGSCC挙動を調べるための炉内照射下試験,照射後試験等の各種試験が行われている。本論文では、それらの実験手法を特徴により整理し、実験技術上の課題について検討した。さらに、具体的な試験技術として著者らがオーステナイトステンレス鋼を供試材として実施した、材料試験炉(JMTR)における照射下SCCき裂進展試験、及び過酸化水素注入により炉内高温水の放射線分解を模擬した腐食試験について、試験法の概要と課題について述べた。実機の炉内環境を模擬するには多くの技術的制約があるが、各種の実験手法の特徴を組合せることにより、IGSCC挙動の機構論的な理解を進めることができると考えられる。

Since the intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) has been a major issue of degradation and failure of structural materials in the boiling water reactors (BWRs), various types of experiments were carried out to investigate IGSCC behavior under the environmental conditions simulated those in BWR. This paper describes a summary of the relevant experimental techniques and the experiences of two types of experiments performed by the authors. For the in-pile SCC experiments, IGSCC crack growth rates were obtained as a function of stress intensity factor in high temperature water. On the other hand, SCC and corrosion tests were performed on un-irradiated specimens in high temperature water by injecting hydrogen peroxide, H$$_{2}$$O$$_{2}$$ to simulate water radiolysis condition. In order to understand IGSCC behavior under irradiation in the reactor core from a mechanistic viewpoint, combinations of various types of experiments are essentially required.

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