Research activities for corrosion of nuclear structural materials in JAEA; Irradiation effects on corrosion

JAEAにおける原子炉構造材料の腐食に関する研究活動; 腐食における照射効果

加治 芳行  

Kaji, Yoshiyuki

原子炉構造材料は、運転中に高エネルギー中性子照射などの様々な照射環境に晒されているため、原子炉構造材料の劣化挙動は、非原子力分野で使用されている構造材料の劣化現象とはかなり異なっている。我々は、軽水炉の低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)に関する研究、加速器駆動型システム(ADS)のフェライト系合金の照射と腐食挙動に関する研究、東京電力福島第一原子力発電所(1F)の様々な環境における炭素鋼の腐食加速メカニズムに関する研究を実施してきている。本講演では、腐食に及ぼす照射効果の観点から原子炉構造材料の研究活動について紹介する。

Since structural materials of nuclear reactors are subjected under various radiation conditions such as high-energy neutron irradiation during reactor operation, the degradation behavior of nuclear structural materials is quite different from that of structural materials used in non-nuclear industry fields. We have been conducted analysis and evaluation for the clarification of stress corrosion cracking (SCC) of low carbon stainless steels in light water reactor (LWR), irradiation and corrosion behaviors of ferritic steels in accelerator driven system, corrosion acceleration mechanism of carbon steels under various environments of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). In this lecture, we will introduce research activities of corrosion of nuclear structural materials in JAEA from viewpoint of irradiation effects on corrosion.