第39回ふげん廃止措置技術専門委員会資料集

佐藤 有司; 宮本 勇太; 粟谷 悠人; 山本 耕輔; 畠山 巧

JAEA-Review 2023-002, 59 Pages, 2023/08

JAEA-Review-2023-002.pdf:8.75MB

新型転換炉原型炉ふげん(以下「ふげん」という。)は、廃止措置に係わる技術開発を計画・実施するにあたり、「ふげん」を国内外に開かれた技術開発の場及び福井県における研究開発の拠点として十分に活用するとともに、当該技術開発で得られる成果を有効に活用することを目的として、日本原子力研究開発機構内外の有識者で構成される「ふげん廃止措置技術専門委員会」を設置している。本稿は、令和3年度に開催した第39回ふげん廃止措置技術専門委員会において「ふげん」から報告した「廃止措置の状況」、「原子炉構造材の試料採取及び分析に係わる実績と考察」、「液体シンチレータ廃液の処理について」及び「クリアランスに係る除染合理化の成果と課題及び搬出サーベイに係わる考察」について資料集としてまとめたものである。

軽水炉構造材料の経年劣化; 炉内構造材と圧力容器鋼

塚田 隆; 海老根 典也

日本AEM学会誌, 9(2), p.171 - 177, 2001/06

経年劣化とは、各種機器・材料の時間に依存する劣化を意味し、それはプラント構造物の信頼性・安全性及び使用寿命を決定する主要因である。わが国でも既に運転開始後30年を越える軽水発電プラントが出てきており、軽水炉プラントの高経年化に伴う保全技術開発及びその基礎となる材料の経年劣化機構の研究が重視されている。軽水炉本体を構成する材料は、炉内構造材と圧力容器鋼に大別されるが、これらは高温高圧水と中性子・線照射という、ほかの工業プラントにはない特殊な環境で使用される。軽水炉における材料の経年劣化は、主にこの特殊な環境の影響が材料に蓄積されることにより生じる。軽水炉の高経年化にかかわり考慮すべき経年劣化事象は、炉内構造物については疲労,応力腐食割れ,照射誘起応力腐食割れ,圧力容器については中性子照射脆化,疲労などであり、これらの現象の機構解明と対策技術の開発研究が進められている。さらに今後は、材料の経年劣化を損傷の発生前に検知すること、それに基づき損傷発生の予防策を講じることが重要となる。本報では、軽水炉の炉内構造材及び圧力容器鋼を対象とし、使用材料と環境、主要な劣化損傷現象について概観し、それらの電磁気的手法による非破壊評価の可能性にも触れる。

Environmental degradation study on neutron irradiated stainless steels at JAERI

塚田 隆; 三輪 幸夫; 横山 憲夫; 辻 宏和; 中島 甫

Proc. of 2nd Japan-Central Europe Joint Workshop on Modelling of Materials and Combustion, 0, p.80 - 83, 1996/00

原研における炉内構造材ステンレス鋼の照射腐食割れ(IASCC)研究の状況を報告する。軽水炉の炉内構造材は、高温水中で中性子照射に曝されるため、通常の工業プラントでは生じない種々の劣化現象を示す。そのなかでも、IASCCは、最も複雑な現象のひとつであり、各国において軽水炉の寿命延長または高経年化との関連から研究が行われている。原研では1970年代初めから行っている高温水中の材料劣化研究を基に、1980年代末より照射効果が係わるIASCCの研究を開始した。この研究では、外部との共同研究により常陽やORRで照射されたステンレス鋼を入手し照射後試験を行うと共に、新たに溶製した実験合金をJRR-3で照射しそのSCC試験を実施してきた。ここでは、JRR-3照射材の試験結果を紹介し、また本研究に関連する材料データベースの活動についても述べる。