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Electrochemical corrosion tests for core materials utilized in BWR under conditions containing seawater

海水中におけるBWR炉心材料の電気化学腐食試験

静川 裕太; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 前田 宏治

Shizukawa, Yuta; Sekio, Yoshihiro; Sato, Isamu*; Maeda, Koji

本研究では、福島第一原子力発電所(1F)事故時における使用済燃料プールへの海水投入事象を踏まえて、燃料集合体部材のすきま腐食が発生する可能性の有無を調査するため、BWR炉心材料として使用されている304Lステンレス鋼を用いた電気化学腐食試験を塩水条件下において実施した。特にSUS304Lのすきま構造部を有する上部端栓部に注目し、基礎データを取得するため、簡易的な構造であるSUS304Lの板状すきま試験片に対し腐食すきま再不動態化電位測定を行った。その結果、SFP内の水質条件として含まれる温度80$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上または温度50$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上の条件において、すきま再不動態化電位$$E_{rm R,CREV}$$は自然浸漬電位$$E_{rm SP}$$よりも卑となることから、すきま腐食が発生する可能性があることがわかった。

Electrochemical corrosion behavior under salt water in a type 304L stainless steel used to a part of BWR core materials was investigated to evaluate the possibility of crevice corrosion occurrence for the fuel assemblies which experienced seawater exposure in Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F) accident. Especially, focusing on the upper end plug part having the 304L SS crevice structure, measurement of repassivation potential for crevice corrosion ($$E_{rm R,CREV}$$) were carried out using the crevice test pieces fabricated by 304L SS plates. From the results, $$E_{rm R,CREV}$$ was lower than the spontaneous potential ($$E_{rm SP}$$) when the conditions of 2500 ppm chloride ion concentration at over 50 $$^{circ}$$C or that of 2500 ppm at over 80 $$^{circ}$$C, which are included in the SFP water quality conditions. Therefore, in the 304L SS parts of the 1F fuel assemblies that experienced seawater exposure, there is a possibility of crevice corrosion occurrence.

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