原子炉炉内構造部材ステンレス鋼で生じる表層部クラック抑制のための結晶粒微細化に関する研究(学位論文)

Study on grain refinement for suppression of surface cracks in stainless steel used for nuclear reactor core (Thesis)

広田 憲亮   

Hirota, Noriaki

近年、カーボンニュートラル実現のため、各国で原子力発電所の運転延長や新設が議論されている。日本では、2011年3月11日の東京電力福島第一原子力発電所事故後、新規制基準を満たした軽水炉のみが再稼働を果たしているが、想定以上に審査に時間を要している。特に再稼働した軽水炉の多くは加圧水型軽水炉(PWR)であり、福島第一原子力発電所の炉型である沸騰水型軽水炉(BWR)の再稼働は遅れている。ところで、原子力発電所での応力腐食割れ(SCC)は、これら原子力発電所の安全性を脅かす問題であり、材料や環境条件によってその影響が異なる。特に、SUS304やSUS316等のステンレス鋼は酸化皮膜や残留応力の存在により、クラックが発生しやすい。これまでの対策として、材料組成の改良や圧縮残留応力を付与するレーザピーニング等が試みられてきたが、高温環境下で長期間圧縮残留応力を保持していられるか否かはいまだ不透明である。そこで、本研究では、SCC抑制の新たなアプローチとして、結晶粒微細化加工技術に注目し、ステンレス鋼の結晶粒微細化を可能とする創製プロセスを確立した。次に、この創製されたステンレス鋼を用いて、原子炉運転環境下でのSCCによるクラック発生に及ぼす結晶粒微細化の影響を系統的に分析し、SCC発生抑制効果について、そのメカニズムを調査した。さらに、実用的な観点で、表層部のみに結晶粒微細化プロセスを適用する方法を提案し、そのSCC抑制効果を評価した。これらの結果は、原子力発電所の長期運転時のSCC抑制に大きく貢献するとともに、シュラウド構造部材の長寿命化に重要な役割を果たす技術であると期待される。

In recent years, extending the operational lifetimes of nuclear power plants and constructing new facilities have been conducted worldwide to achieve carbon neutrality. In Japan, following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident on March 11, 2011, only light water reactors (LWRs) that meet newly established safety standards have been permitted to restart, with most restarted plants being pressurized water reactors (PWRs), which differ from the boiling water reactors (BWRs) that were utilized at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. Stress corrosion cracking (SCC) poses a serious safety concern in nuclear power plants. In particular, stainless steels such as SUS304 and SUS316 are susceptible to crack initiation due to oxide films and residual stresses. Countermeasures such as alloy composition modification and laser peening, which imparts compressive residual stresses, have been attempted; however, it remains uncertain whether compressive residual stresses can be retained for long periods under high-temperature conditions. Therefore, this study focuses on grain refinement processing as a novel approach for SCC mitigation and establishes a fabrication process for grain-refined stainless steels. The influence of grain refinement on SCC crack initiation was systematically analyzed under simulated reactor environments, and the mechanisms of SCC suppression were investigated. Furthermore, a surface-localized grain refinement technique was proposed and its effectiveness in suppressing SCC was evaluated. These results indicate that this technology can significantly contribute to SCC mitigation during long-term operation of nuclear power plants and is expected to play an important role in extending the service life of structural components such as shrouds.