Change of corrosion characteristics of SUS304L and Zircaloy-4 by an immersion test under the pre-heat treatment and constant potential

熱的前処理及び定電位負荷した浸漬試験によるSUS304L及びジルカロイ-4の腐食特性の変化

山下 真一郎   ; 逢坂 正彦  

Yamashita, Shinichiro; Osaka, Masahiko

福島第一原子力発電所14号機の廃炉措置等に向けた中長期ロードマップに従い、事故の早期収束に向けた取り組みが進められてきている。多くの研究開発プログラムが同時進行する中、使用済燃料プールから取り出した燃料(一部の燃料については事故時に海水で冷却)については、発電所内にある共用プールに移送し保管・貯蔵することを想定した、燃料集合体の長期健全性評価に関する研究開発が進められている。本研究では、同研究開発の効率的推進に資する基礎基盤研究として、共用プールに長期保管することを想定した燃料集合体構成部材の健全性評価手法の検討とともに、SUS304Lやzircaloy-4等を用いて一部先行的な試験評価を実施した。試験評価の結果、SUS304Lに対する前熱処理の「腐食現象の加速に及ぼす効果」は大きくないことを明らかにするともに、Zircaloy-4に対する定電位腐食試験により「局部的な腐食現象の加速」を可能とする手法の見通しが得られた。

The decommissioning work of Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant (1F-NPP) is intensively being promoted according to the Mid-and-long Term Roadmap towards the Decommissioning of 1F-NPP units 1-4. Many research and development works are underway in order to ensure the progress of the decommissioning work. One of the R&D programs relates to the removal of fuel assemblies (FAs) from the spent fuel pool (SFP), in which the seawater was injected as an emergency counter-measure for fuel cooling during the accident. For the anticipation of the long term integrity of irradiated FA structural materials that experienced a diluted seawater exposure part of a fundamental research plan was described to support the estimation of the long-term possible influences of corrosive factors on the component materials of FAs. In this study, whether or not acceleration of corrosion occurred was investigated by the immersion test under constant potential for SUS304L and Zircaloy-4.