Irradiation assisted stress corrosion cracking

照射誘起応力腐食割れ

Pokor, C.*; Herbelin, A.*; Couvant, T.*; 加治 芳行  

Pokor, C.*; Herbelin, A.*; Couvant, T.*; Kaji, Yoshiyuki

高経年化BWRプラントにおいて、炉心シュラウドの中心位置では照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の感受性を持つ照射レベルになる。BWR炉内プログラムでは、BWRの炉内構造物における粒界型応力腐食割れ(IGSCC)進展特性の評価体系の開発を行ってきており、また日本の原子力安全基盤機構では、原子力発電所の高経年化維持管理のための安全研究開発の一環としてIASCC進展速度データに関するプロジェクトを実施してきている。多くの研究者がオーステナイト系ステンレス鋼やNi基合金のSCCやIASCC進展速度予測モデルを提案しているが、これらのモデルはまだ初期段階のモデルであることから詳細な実験結果と比較することによるモデルの高度化が必要である。

In aged BWR plants, certain locations in the mid-plane of the core shroud experience fluence levels at which the materials become susceptible to irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC). BWRVIP (Boiling Water Reactor Vessel Internals Program) has developed crack growth disposition methodologies for evaluating intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) in the internal components of BWRs and the Japan Nuclear Energy Safety organization (JNES) has been conducting a project related to IASCC crack growth rate data as a part of safety research and development study for the aging management and maintenance of the nuclear power plants. Although many investigators proposed prediction models for SCC and IASCC growth rates for austenitic stainless steels and Ni alloys, even more improvements of models are necessary as compared with the detailed experimental results, because these models are still preliminary models.