IASCC evaluation method for irradiated core internal structures in BWR power plants

BWRの照射された炉内構造物におけるIASCC評価手法

高倉 賢一*; 田中 重彰*; 中村 友美*; 茶谷 一宏*; 加治 芳行  

Takakura, Kenichi*; Tanaka, Shigeaki*; Nakamura, Tomomi*; Chatani, Kazuhiro*; Kaji, Yoshiyuki

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、高経年化軽水炉の炉内構造物の劣化現象のうち、最重要課題の一つである。原子力安全基盤機構(JNES)は、高経年化軽水炉の管理,保全の観点から安全研究開発の一環として、IASCCに関連するプロジェクトを実施しており、本プロジェクトの結果に基づいて、JNESは「BWRの炉内構造物におけるIASCC評価ガイド」を提案した。本論文は、IASCC評価ガイドの背景、特に照射済みステンレス鋼を用いたき裂進展速度試験の結果についてまとめたものである。

Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking (IASCC) is a matter of great concern as a degradation of core internal components in light water nuclear reactor. Japan Nuclear Energy Safety organization (JNES) had been conducting a project related to IASCC as a part of safety research and development study for the aging management and maintenance of the nuclear power plants. Based on the JNES project results, JNES proposed "IASCC evaluation guide for BWR core internals". The purpose of this paper is to describe the background of the guide, especially crack growth rate (CGR) tests for irradiated stainless steels.