軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析,1; 全体概要

Data survey and trend analysis of radiation effects on structural material properties of core internals in light water reactors, 1; Overview

知見 康弘; 福谷 耕司*; 笠原 茂樹; 藤井 克彦*; 塙 悟史 

Chimi, Yasuhiro; Fukuya, Koji*; Kasahara, Shigeki; Fujii, Katsuhiko*; Hanawa, Satoshi

軽水炉炉内構造物の経年劣化評価に資するため、ステンレス鋼の照射特性に関して国内外の文献を広範に調査してデータを取りまとめた。今回の調査では、照射ステンレス鋼の機械的特性(引張特性, 硬さ, 破壊靭性)、IASCC特性(IASCC感受性, IASCC発生, IASCC進展)、応力緩和・クリープ・スエリング、ミクロ特性(ミクロ組織, 粒界偏析)を対象として既存データを収集し、試験条件や利用対象を考慮してPWRとBWRに分けてスプレッドシートの形で整理した。また、照射特性の照射量依存性等に関する既往研究の調査により得た知見を踏まえて、機械的性質, IASCC特性等に関する傾向線を検討した。本発表では、今回の調査の全体概要について報告する。

To contribute to materials degradation assessment in core internals of light water reactors, we have widely surveyed the literature on irradiation properties of austenitic stainless steels (SSs) and summarized the data. In the present investigation, in terms of mechanical properties (tensile properties, hardness, and fracture toughness), IASCC properties (IASCC susceptibility, IASCC initiation, and IASCC growth), stress relaxation - creep - swelling, and microstructural properties (microstructures and grain boundary segregation) in irradiated SSs, we have collected the data and made the spread sheets separately on PWR and BWR according to the test conditions and the target materials. We have also considered the trend curves on the mechanical properties, the IASCC properties, etc. based on the knowledge obtained through surveying the literature on dose dependence of the irradiation properties. In the presentation, we will report the overview of the present investigation.