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Effects of environmental mitigation and water radiolysis on crack growth in simulated BWR environment in highly irradiated 316L stainless steel

高照射316Lステンレス鋼のBWR模擬環境中でのき裂進展への環境緩和及び水の放射線分解の影響

知見 康弘; 笠原 茂樹; 端 邦樹; 西山 裕孝; 瀬戸 仁史*; 茶谷 一宏*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*

Chimi, Yasuhiro; Kasahara, Shigeki; Hata, Kuniki; Nishiyama, Yutaka; Seto, Hitoshi*; Chatani, Kazuhiro*; Kitsunai, Yuji*; Koshiishi, Masato*

高照射材料に対する照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動において、環境緩和効果及び放射化した材料からの$$gamma$$線による水の放射線分解の影響を調べるため、JMTRで約12dpaまで中性子照射した316Lステンレス鋼試験片及びその焼鈍熱処理試験片を用いて、BWR模擬水質環境(約290$$^{circ}$$C高温水)中でき裂進展試験を実施した。試験水質について、腐食電位(ECP)を脱気及び水素注入で低下させることにより、高照射量, 高応力拡大係数(K値)の条件でも、き裂進展速度は1桁程度低下した。この結果は、材料・応力条件が厳しい場合でも環境緩和効果が見られることを示している。発表では、低K値条件や焼鈍熱処理材について破面補正前の暫定的なき裂進展速度データも示し、き裂進展速度への水の放射線分解の影響について議論する。

In order to investigate effects of environmental mitigation and water radiolysis caused by $$gamma$$-rays from radioactive material on irradiation-assisted stress corrosion cracking (IASCC) growth behavior for highly irradiated material, crack growth tests in simulated BWR water conditions (at 563 K) are performed. The specimens made of 316L stainless steels are irradiated with neutrons up to $$sim$$12 dpa in the Japan Materials Testing Reactor (JMTR). One of the specimens is annealed at 973 K for 1 hour to show almost recovered mechanical and micro-chemical properties corresponding to the unirradiated material. For low electrochemical corrosion potential (ECP) condition, the crack growth rate (CGR) is suppressed by about one order of magnitude in high stress intensity factor (K) condition. This result indicates that environmental mitigation for crack growth can be found even under severe conditions on material and stress factors. The effects of water radiolysis on the CGRs are discussed.

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