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我が国初の軽水型発電炉JPDRにおける腐食割れ損傷事例

Corrosion cracking of JPDR the first Japanese light water reactor

塚田 隆 ; 相馬 康孝   

Tsukada, Takashi; Soma, Yasutaka

我が国初の軽水型発電炉であるJPDR(Japan Power Demonstration Reactor)において発生した二つの主要な腐食割れ損傷経験を解説する。第一の事例は1966年に発見されたJPDR圧力容器上蓋クラッド部におけるヘアークラックである。ヘアークラックは初臨界から7335時間の運転を経た第1定期点検において圧力容器上蓋の低合金鋼に肉盛りされたSUS304相当の層(クラッド部)において発見された。同損傷は各種分析に供され、割れは200箇所に渡り一部は厚さ6.4mmのクラッドを貫通して低合金鋼に達していること、並びに不適切な手溶接によると思われる金属相中のフェライト量の低下が確認された。これらの結果に基づいて種々の対策が施され、以後日本では同種の損傷が発生することを防止することができた。この事象はクラッドを貫通した割れが圧力容器低合金鋼の疲労破壊にどのように関連するかという安全上の重要課題を惹起し、その後の国際研究協力や規格策定に係わる「環境助長割れ」研究へと繋がって行った。第2の事例は1972年に発見された原子炉圧力容器ノズルセーフエンドと配管の溶接部における割れ現象である。この配管割れ現象は一次冷却水の漏洩を招いたため、各種の詳細調査が行われた。その結果、割れは高い応力,溶接熱影響による鋭敏化、および溶存酸素を含む高温水という因子が重畳して発生した応力腐食割れであると結論された。この損傷はその後商業用BWRに多発した一次冷却系配管のSCCと共通する現象であったと考えられる。

Corrosion Cracking phenomena in JPDR (Japan Power Demonstration Reactor) the first Japanese Light Water Reactor is reviewed. This review describes two major cracking failure. The first was found during inspection in 1966 as the cracking failure on weld-overlay cladding at the inner wall of the top head. A series of analysis showed that some of the cracks reached the base metal across the weld boundaries and further penetrated into the vessel wall. Significant depletion of ferrite content was detected in manually welded part considered to assisted the cracking. These inspection result in improvement of the welding procedure and no similar failures have been reported in Japanese reactor. This mode of failure gave rise to a new research field studying the corrosion fatigue behavior of low alloy steel because of importance to assess pressure boundary of the reactor. The experiment of JPDR also contributed to the establishment of international cooperation for studying EAC (environmentally assisted cracking). The second failure was found in 1972 near the welded part between stainless piping and safe end. The extensive research concluded that this failure was caused by Stress Corrosion Cracking.

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