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報告書

加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

論文

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

報告書

沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 越石 正人*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-012, 180 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-012.pdf:10.71MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる沸騰水型軽水炉(BWR)と加圧水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、BWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

論文

Influence of Zn injection on PWSCC crack growth rates and oxide film properties of Alloy 600

知見 康弘; 佐藤 賢二*; 笠原 茂樹; 梅原 隆司*; 塙 悟史

Proceedings of Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability (FONTEVRAUD-9) (Internet), 10 Pages, 2018/09

一次系冷却水中での応力腐食割れ(PWSCC)進展挙動への亜鉛注入の影響を調べるため、加圧水型軽水炉(PWR)一次系水模擬環境での10%冷間加工600合金の亀裂進展試験を、320$$^{circ}$$C、低濃度(5$$sim$$10ppb)の亜鉛注入、溶存水素濃度(DH)5, 30、及び50cc/kgH$$_{2}$$Oの条件下で実施した。その結果、亀裂進展速度のDH依存性が亜鉛注入なしの試験データに基づく亀裂進展速度の予測値と同様の傾向を示し、実機環境を模擬した低濃度亜鉛注入が亀裂進展挙動に及ぼす影響はほとんど見られなかった。そこで、亀裂進展試験後の試験片の亀裂内及び表面に生成した酸化皮膜の微細組織分析を実施したところ、試験片表面の酸化皮膜からは亜鉛が検出されたが、亀裂内に生成した酸化皮膜からは亜鉛が検出されなかった。このことから、亀裂先端部の酸化皮膜への亜鉛の取り込みがないことが亀裂進展挙動への亜鉛注入の影響が見られない原因であることがわかった。

報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

論文

Evaluation of crack growth rates and microstructures near the crack tip of neutron-irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environment

知見 康弘; 笠原 茂樹; 瀬戸 仁史*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Proceedings of 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1039 - 1054, 2018/00

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)による亀裂進展挙動を理解するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展試験を実施して亀裂進展速度を評価し、亀裂先端における変形組織と酸化皮膜に着目したミクロ組織観察を実施した。供試材は12$$sim$$14dpaまで中性子照射した316Lステンレス鋼で、BWR模擬水質環境(約288$$^{circ}$$C)下で亀裂進展試験を行った。また亀裂進展試験後、FEG-STEMを用いて亀裂先端のミクロ組織を観察した。試験の結果、腐食電位(ECP)の低減による亀裂進展抑制効果は、文献で示されている約2dpa以下の損傷量の低い材料と比較して顕著ではなかった。また1000時間以上高温水中に浸漬し、高ECPと低ECPの双方の環境に置かれた試験片の亀裂内には酸化物形成が認められたが、低ECP条件下のみを経験した亀裂先端近傍には酸化皮膜の形成がほとんど認められなかった。さらに、亀裂先端近傍には変形に伴う双晶組織が高密度に形成していた。これらの結果より、高損傷量のステンレス鋼の亀裂進展挙動において、局所変形と酸化が支配的な因子であることが示唆された。

論文

Influence of temperature histories during reactor startup periods on microstructural evolution and mechanical properties of austenitic stainless steel irradiated with neutrons

笠原 茂樹; 橘内 裕寿*; 知見 康弘; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 480, p.386 - 392, 2016/11

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

BWR炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射温度は、炉の起動時に室温近傍から約290$$^{circ}$$Cに遷移するのに対し、近年のJMTRを用いたBWR模擬照射では、150$$^{circ}$$C程度まで昇温した後に照射を開始する制御方法が採用されている。このような温度履歴の違いがステンレス鋼のミクロ組織変化と機械的特性に及ぼす影響を検討するため、BWR起動時の温度履歴を模擬したJMTR照射材と昇温後に照射を開始した材料に対して、290$$^{circ}$$Cでの引張試験、室温でのビッカース硬さ試験、及びFEG-TEMを用いたミクロ組織観察を行った。その結果、温度履歴の相違は格子間原子クラスターの形成に影響し、特にBWR温度履歴模擬材のフランクループ径は昇温後に照射した場合に比べて大きいことが判った。また温度履歴の相違の影響は、0.2%耐力と硬さの上昇よりもひずみ硬化能と延性低下において明確に観察された。以上の結果から、原子炉起動時の温度履歴の相違は損傷量1 dpa以上のステンレス鋼においても認められ、特にフランクループとマクロな変形挙動の関係を考慮する必要性が示唆された。

論文

Bayesian nonparametric analysis of crack growth rates in irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environments

知見 康弘; 高見澤 悠; 笠原 茂樹*; 岩田 景子; 西山 裕孝

Nuclear Engineering and Design, 307, p.411 - 417, 2016/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動に影響を及ぼすパラメータを調べるため、ノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いて、照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の沸騰水型軽水炉(BWR)環境におけるき裂進展速度に関する既存データの統計解析を試みた。き裂進展速度と照射材の降伏応力($$sigma$$$$_{rm YS-irr}$$)、応力拡大係数($$K$$)、腐食電位(ECP)、及び高速中性子照射量といった入力パラメータの確率分布から、き裂進展速度の中央値を計算し、き裂進展速度の実測値と比較した。解析結果はき裂進展速度の実測値をよく再現するとともに、き裂進展速度が高い領域(すなわち高中性子照射量条件)では、照射誘起偏析(RIS)や局所変形など照射硬化とは異なるメカニズムにより、中性子照射量がき裂進展速度に影響を及ぼす可能性を示している。

論文

Evaluation of ECP measured in in-pile environment

塙 悟史; 内田 俊介; 端 邦樹; 知見 康弘; 笠原 茂樹*; 西山 裕孝

Proceedings of 20th Nuclear Plant Chemistry International Conference (NPC 2016) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2016/10

腐食電位(ECP)は、金属表面に形成される酸化被膜の性状で変化するため、ECPを解析的に評価する際の取扱が課題である。現在、周囲の水環境に応じた酸化被膜性状変化を計算し皮膜の電気的抵抗変化として取り扱う方法、水環境に応じた異なるアノード分極曲線を扱う方法の二つが提案されている。本研究では、後者の取扱をしたECP計算プログラムを構築し、試験炉であるハルデン炉で取得された照射環境下におけるECP測定データで検証した。その結果、水の放射線分解で発生する酸素及び過酸化水素が混在する照射環境下においても、構築したECP計算プログラムが適用できることを確認した。

論文

Study of irradiation effect on ECP using in-pile loops in the JMTR

塙 悟史; 内田 俊介; 端 邦樹; 知見 康弘; 笠原 茂樹*; 西山 裕孝

Proceedings of 20th Nuclear Plant Chemistry International Conference (NPC 2016) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10

腐食電位(ECP)評価における放射線の影響は理論的には想定されるが具体的な検証は行われていない。われわれは、酸化皮膜への中性子照射効果を取り入れたECP解析コードを開発し、中性子の照射により酸化皮膜の電気的抵抗が低下すること、それによりECPが低下すること、ECP低下の程度は中性子線束に依存することを解析的に示した。材料試験炉(JMTR)は、照射環境下での水化学試験に適した照射ループを有していることから、JMTRで照射した場合のECPへの照射影響を解析で予測した。その結果、JMTRの照射ループを用いれば、ECPへの照射影響は十分に捉えられることを確認した。

論文

Correlation between locally deformed structure and oxide film properties in austenitic stainless steel irradiated with neutrons

知見 康弘; 橘内 裕寿*; 笠原 茂樹; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 475, p.71 - 80, 2016/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の高温水中での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)機構を理解するため、局所変形組織とその上に生成された酸化皮膜、及びそれらの相関について調べた。照射した316Lステンレス鋼から製作した引張試験片に室温または563Kで0.1%$$sim$$2%のひずみを与え、表面組織と結晶粒の局所方位差を評価した。ひずみ付与試験片を高温水中に浸漬し、局所変形領域上に生成された酸化皮膜のミクロ組織を観察した。表面ステップ組織は、中性子照射量及び付与ひずみ量に依存して変化した。粒界近傍での表面酸化皮膜は、中性子照射量及び粒界での局所的なひずみの増加に伴って厚くなる傾向が見られた。粒界や表面ステップに沿って優先的に酸化が進む様子は見られなかった。

論文

Specimen size effect on fracture toughness of reactor pressure vessel steel following warm pre-stressing

岩田 景子; 飛田 徹; 高見澤 悠; 知見 康弘; 吉本 賢太郎*; 西山 裕孝

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/07

原子炉圧力容器の破壊靱性に対する高温予荷重効果について評価を行った。1T-CT試験片を用いて様々な熱力学的荷重負荷条件でWPS試験を実施した。得られた結果は4つのWPS工学モデルによる予測値と比較した。また1T-, 0.4T-, 0.16T-CT試験片を用いて予荷重負荷-除荷-冷却-低温再負荷条件で試験片寸法依存性について調査した。試験片寸法による塑性域分布や残留応力分布の違いを解析により明らかにした。

論文

Zirconia membrane ECP electrode for water chemistry experiments in the JMTR

塙 悟史; 端 邦樹; 柴田 晃; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 筒井 伸行*; 岩瀬 彰宏*; 西山 裕孝

Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

腐食電位(ECP)センサーは照射下における材料の腐食環境を測定できる唯一の計測器である。高い耐久性を有するECPセンサーをJMTRで実施する水化学実験で使用するために、ジルコニア隔膜型ECPセンサーを開発した。ジルコニア及び金属筐体の材料選定とそれらの最適な組み合わせを検討し、ジルコニアにはイットリア安定化ジルコニアを、金属筐体には42合金を採用した。また、ジルコニア/金属の接合部への欠陥の発生を防止するために金属筐体の構造最適化を図った。ECPセンサーの性能はオートクレーブで評価し、理論的に求まる電位に準ずる電極電位を示すとともに電極電位は水質環境の変化に対しても安定であることを確認した。また、ECPセンサーへの照射影響としてジルコニアへの照射誘起伝導の影響を評価し、ジルコニアに照射誘起伝導は生じるもののECPセンサー機能には影響を及ぼさないことを示した。

論文

Effects of irradiation induced Cu clustering on vickers hardness and electrical resistivity of Fe-Cu model alloys

飛田 徹; 中川 将*; 武内 伴照; 鈴木 雅秀; 石川 法人; 知見 康弘; 齋藤 勇一; 曽根田 直樹*; 西田 憲二*; 石野 栞*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.241 - 247, 2014/09

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Materials Science, Multidisciplinary)

圧力容器鋼に含まれる不純物Cuの析出は、材料の照射脆化(照射硬化)の要因の一つである。本研究では、Fe-Cuモデル合金を用いて電子線照射試験を行い、機械的特性の指標となるビッカース硬さの増加と、材料内部の状態変化に敏感な電気抵抗率の低下を測定し、両者に良い相関があることを明らかにした。また、3DAPによる析出物の観察を行った結果、硬さの増加及び電気抵抗率の低下のメカニズムを析出物の体積分率を用いることで説明できることがわかった。これらのことから、電気抵抗率の測定により照射硬化を評価できる可能性が示唆された。

論文

Effect of neutron irradiation on the mechanical properties of weld overlay cladding for reactor pressure vessel

飛田 徹; 宇田川 誠; 知見 康弘; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Journal of Nuclear Materials, 452(1-3), p.61 - 68, 2014/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器の内面には、母材の耐食性を確保するため厚さが約5mmのステンレス鋼で肉盛溶接(ステンレスオーバーレイクラッド、以下、クラッドと呼ぶ。)が施工されている。加圧熱衝撃事象時の健全性評価においては、原子炉圧力容器内面の母材または溶接金属に表面き裂を想定し、脆性破壊の発生を判定する。健全性評価の精緻化のためにクラッド部を含めた評価を検討するには、中性子照射後のクラッドの機械的特性を把握する必要がある。本研究では、クラッド材を用いて高照射量領域まで中性子照射試験を行い、破壊靱性値等の機械的性質の変化について評価を行った。クラッド材の降伏応力と引張強さは中性子照射により増加し、シャルピー遷移温度は上昇した。中性子照射による弾塑性破壊靱性値の低下は少ないことを明らかにした。

論文

Electrical resistivity change due to high-energy X-ray irradiation of oxygen-deficient EuBa$$_{2}$$Cu$$_{3}$$O$$_{y}$$

石川 法人; 知見 康弘; 道上 修*; 岩瀬 彰宏*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 315, p.201 - 205, 2013/11

 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

EuBa$$_{2}$$Cu$$_{3}$$O$$_{y}$$(EBCO)について、X線照射による格子欠陥生成を検知し、そのX線エネルギー依存性を解析した。その際、格子欠陥生成を検知するために、形成された格子欠陥が熱消滅しない低温(100K)でX線照射を行い、さらに格子欠陥濃度変化を敏感に反映する電気抵抗変化を、X線照射中にその場測定した。また、単色X線のエネルギーを5-9keVの範囲で変化させた。その際、試料の構成元素であるCuのK殻電子の吸収端付近(9.0keV)、EuのL3殻電子の吸収端付近(7.0keV)及びBaのL3電子の吸収端付近(5.2keV)を選択し、内殻電子の励起の効果について検証した。その結果、5-9keVの範囲で行ったすべてのX線照射において、照射量の増加に伴う電気抵抗増加が観測された。これは、keVオーダーのX線照射によるEBCO系酸化物の電気抵抗変化を観測した初めての報告である。また、電気抵抗は、試料のX線エネルギー吸収量に対応して増加することがわかった。つまり、電子励起が内殻電子か外殻電子かによらず、(5-9keVのエネルギー範囲では)X線エネルギー吸収が、格子欠陥形成の起源である可能性が高いことがわかった。

論文

Water chemistry experiment using in-pile loop in the JMTR

塙 悟史; 端 邦樹; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2013 (USB Flash Drive), 7 Pages, 2013/10

原子力機構では、放射線分解水質評価モデルや腐食電位モデルの検証・ベンチマークに使用できるデータの取得を目的に、JMTRのインパイルループを用いた水化学実験を計画している。実験では、水の吸収線量のほか供給水中の水素または酸素濃度をパラメータに、照射を受ける領域の水の放射線分解による水質変化及び腐食電位変化を評価する。水の吸収線量は、BWR炉内主要部位に準ずる条件を与えることが重要であり、JMTRキャプセル内における水の吸収線量を予備的に評価した結果、JMTRインパイルループではBWRに準じた条件での照射が可能であることが示された。また、インパイルループ内の放射線分解水質と腐食電位を評価した結果、想定するパラメータ範囲において水質と腐食電位の変化を捉えることは可能であり、実験として成立する見通しを得た。インパイルループの設置を含む装置等の準備は既に終えており、JMTRの再稼働後に実験を開始する予定である。

論文

Irradiation capability of Japanese materials test reactor for water chemistry experiments

塙 悟史; 端 邦樹; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦

Proceedings of 2012 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2012) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/09

原子力機構では、材料試験炉(JMTR)を用いた照射下水化学試験を計画している。照射下水化学試験で重要なのは、実炉に近い環境で試験を行うこと、また試験パラメータの変更に伴う照射場の水質/腐食環境の変化を測定し評価できることである。そこで、試験の開始に先立ち、水化学試験の実施に対するJMTRの照射能力を検討した。JMTRの各照射孔内における水の吸収エネルギーを予備的に評価し、BWR炉内における水の吸収エネルギーと比較した結果、JMTRではBWRの炉内に近い条件で照射試験が可能であることがわかった。また、照射試験装置内の水質分布をラジオリシス解析により評価した結果、供給水質などの試験パラメータの変更に対して、照射場の環境変化をECP測定やサンプル水の化学種分析により評価できることがわかった。

論文

Technical development for in-pile IASCC growth tests by using a 0.5T-CT specimen in JMTR

知見 康弘; 柴田 晃; 伊勢 英夫; 笠原 茂樹; 川口 佳彦*; 中野 純一; 近江 正男; 西山 裕孝

Proceedings of Enlarged Halden Programme Group Meeting 2011 (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10

材料試験炉(JMTR)における照射下での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展試験において、0.5T-CT大型試験片に$$sim$$30MPa$$sqrt{m}$$という高い応力拡大係数までの荷重を負荷するために、テコ式荷重負荷ユニットを採用した。本ユニットでは、ベローズ内のガス圧を周囲の水圧より低くすることにより、ベローズが収縮して荷重が発生し、テコにより増大される。試験片のき裂長さは、MIケーブルを用いた電位差法(PDM)によりモニターされる。本発表では、照射下き裂進展試験ユニットの技術的課題、特に照射キャプセル内に設置されたときの試験片への負荷荷重の評価手法とPDM信号の精度評価について報告する。

論文

In-pile tests for IASCC growth behavior of irradiated 316L stainless steel under simulated BWR condition in JMTR

知見 康弘; 笠原 茂樹; 伊勢 英夫; 川口 佳彦*; 中野 純一; 西山 裕孝

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (CD-ROM), p.1219 - 1228, 2011/08

原子力機構では、沸騰水型軽水炉(BWR)炉内構造物の健全性評価の高度化の観点から、ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)進展に及ぼす中性子/$$gamma$$線照射による材料及び水化学の変化の影響を評価するため、材料試験炉(JMTR)を用いた照射試験を計画している。炉内照射下及び炉外照射後試験でのSCC進展挙動及びその腐食電位(ECP)依存性の違いは、照射後試験データと比較可能な照射下試験データが非常に少ないため、完全には理解されていない。本報告では、過去の照射済ステンレス鋼のSCC進展データについて系統的に整理し、それを踏まえたJMTRにおけるBWR模擬条件下での照射済SUS316Lステンレス鋼のき裂進展挙動に関する照射下試験計画、及び照射下試験技術開発の概要を示す。

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