BWR炉心構成材料の海水腐食挙動評価

Seawater corrosion behavior evaluation of BWR core material

静川 裕太 ; 関尾 佳弘  ; 山県 一郎 ; 赤坂 尚昭; 前田 宏治  

Shizukawa, Yuta; Sekio, Yoshihiro; Yamagata, Ichiro; Akasaka, Naoaki; Maeda, Koji

福島第一原子力発電所(1F)4号機で使用された軽水炉用燃料ロッドの上部端栓はZircaloy-2製ボルトとSUS304L製のナットで構成されており、ねじ部はすきま構造を形成している。そのため、事故時の緊急措置として投入された海水に一度晒されていることから、すきま部に海水成分が残留する場合、共用プールへの移送後においてもすきま腐食が進行し、燃料集合体の健全性に影響を与える可能性がある。本試験では、1F事故時の水質環境においてすきま腐食等が発生する海水浸漬条件を見出すことを目的として、SUS304LとZircaloy-2を組み合わせた試験片を用いてすきま再不動態化電位測定を系統的に実施した。その結果、SUS304Lの同種金属接触すきま試験片については、塩化物イオン濃度10ppm、液温50Cではすきま再不動態化電位は自然浸漬電位Espよりも卑となり腐食が進行する傾向を示したが、液温80Cの条件においては同種金属接触試験片、SUS304LとZircaloy-2の異種金属接触試験片ともにEspよりも貴となり、腐食が進行しない傾向を示した。

The upper plug of a fuel rod used for the spent fuel pool (SFP) of Unit 4 in Fukushima Daiichi Nuclear Plant (1F) consists of Zircaloy-2 bolt and SUS304L nut, and it forms the screw-gap structure. Therefore, when seawater left in this gap structure by a seawater injection after an accident, crevice corrosion might occur. It may have an influence on the integrity of a fuel assembly stored in common pool. In this study, the systematic determining the repassivation potential for crevice corrosion of SUS304L and Zircaloy-2 samples. From the result, SUS304L/SUS304L clearance specimen indicates the tendency of corrosion to progress at 50C, Chloride ion concentration 10 ppm. SUS304L/SUS304L clearance specimen and SUS304L/Zircaloy-2 clearance specimen show the tendency not to corrode at 80C, Chloride ion concentration 10 ppm.