オーステナイト系ステンレス鋼のSCC進展挙動に及ぼす中性子照射速度影響

Neutron dose rate effect on the SCC growth behavior in austenitic stainless steel

近藤 啓悦  ; 加治 芳行  ; 宇賀地 弘和 ; 塚田 隆 

Kondo, Keietsu; Kaji, Yoshiyuki; Ugachi, Hirokazu; Tsukada, Takashi

実機よりも中性子照射速度を高めた材料試験炉での照射実験によって得られた材料データを、軽水炉プラント構造物健全性評価へ適用することが検討されているが、そのためには照射速度の違いが材料劣化に及ぼす影響を評価する必要がある。本研究では、JMTRにて照射速度を制御したSUS304オーステナイト系ステンレス鋼を用いて、BWR水環境中での応力腐食割れ(SCC)進展挙動に及ぼす中性子照射速度影響について評価した。その結果、照射速度がSCC進展速度に及ぼす影響は小さく、また異なる照射速度材においてき裂進展に伴う塑性ひずみ量にも差は確認されなかった。これらの結果から、本研究の照射速度範囲ではき裂進展挙動に及ぼす中性子照射速度影響は小さいと考えられた。

For the safe operation of light water reactors (LWRs), the precise prediction methods for the radiation-induced degradation of core component materials, such as irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) in austenitic stainless steels, are required. Such prediction methods are developed based on the data experimentally obtained by the accelerated irradiation tests in test reactors. It is, therefore, necessary to assess the neutron dose rate effect on the material degradation behavior for ensuring the validity of prediction methods. In this study, the crack growth test in BWR simulated water and the microstructural observation around SCC crack were performed on type 304 austenitic stainless steel after neutron-irradiation in JMTR with two different (low/high) dose rates. Results of crack growth test showed that irradiation dose rate have little influence on SCC growth rate. Furthermore, plastic strain levels around the crack in both low/high dose rate specimens had little difference. These results might lead to the conclusion that neutron dose rate has little influence on SCC crack behavior.