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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
被引用回数：5 パーセンタイル：48.18(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。
加治 芳行
Proceedings of KNS-AESJ Joint Summer School 2005 for Students and Young Researchers, 2, p.221 - 228, 2005/08
炉内構造物に対しては、主な研究項目は、BWRの炉心シュラウドや再循環系配管における低炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)と中性子や
線,高温水による腐食及び応力の同時作用効果により発生する照射誘起応力腐食割れ(IASCC)である。本講演では、IGSCC及びIASCCの機構論的理解のための基礎的な研究,経済産業省の国家プロジェクトの一環として実施している照射後IASCC試験データに基づくBWRプラントのIASCC評価技術開発及び照射下IASCC試験の現状と主な成果について紹介する。
三輪 幸夫; 塚田 隆; 實川 資朗
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.311 - 318, 2005/00
熱鋭敏化又は照射した316LNステンレス鋼の応力腐食割れに影響する塑性変形挙動を調べた。熱鋭敏化は1033Kで100hとし、中性子照射は473kで1dpaまで行った。これらの試験片に対して、溶存酸素を含む573Kの高温水中にて低ひずみ速度試験を行い、粒界割れ破面率と塑性変形挙動の関係を比較した。真応力-真ひずみ関係でみると、照射材でのひずみ硬化率や照射誘起応力腐食割れ(IASCC)を生じる真応力などの塑性変形挙動は、熱鋭敏化材での塑性変形挙動と同じであった。さらに、粒界割れ破面率に及ぼす歪み速度の影響も同じであった。これらの結果から、1dpa程度まで照射した試験片では、IASCCの発生機構は、熱鋭敏化材の粒界型応力腐食割れ発生機構と同様であると考えられた。
中野 純一; 三輪 幸夫; 高野 利夫; 塚田 隆
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.643 - 647, 2004/08
被引用回数：9 パーセンタイル：52.57(Materials Science, Multidisciplinary)照射誘起応力腐食割れ(IASCC)における微量元素の影響を調べるために、高純度のSUS304及び316ステンレス鋼を製作し、SiまたはCを添加した。3.5
10
n/m
(E
1MeV)の中性子照射後、照射材に対して低ひずみ速度引張試験(SSRT)を561Kの高温水中で行った。SSRT後に試験片の破面観察を走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて行った。中性子フルエンスの増加とともに、ステンレス鋼の降伏応力は増加し、伸びは減少した。SiあるいはMoを含有するステンレス鋼では、6.710
n/mの照射後のSSRTにおいて20%以上の全伸びを示したが、3.510n/mまで照射した全ての試料が降伏応力の増加と10%以下の伸びの低下を示した。SSRT後の破面の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の破面率は中性子フルエンスの増加とともに増加した。Cを含む高純度ステンレス鋼においては、照射硬化が全試料中最大であったにもかかわらず、IGSCC破面率が全試料中最小となり、Cの添加によりIGSCCが抑制された。
近藤 達男
Journal of Nuclear Science and Technology, 26(1), p.126 - 131, 1989/01
軽水炉の構造材料として使われる鋼材が冷却水環境、すなわち高温高圧の純水の中で腐食によって加速された亀裂成長現象で損傷をうけるため、多くの構造安全性問題が発生した。このような現象の発生から破壊に到るまでの過程を、我国でまずその事象の発見と研究がなされたのに端を発して現在世界的な規模で研究されるようになるまで年代を追って記述し、その結果開発された対策技術が問題を克服するに到る状況を解説した。
木内 清; 近藤 達男
JAERI-M 83-063, 18 Pages, 1983/04
BWR一次冷却系配管に使用されている汎用オーステナイトステンレス鋼が、IGSCCによって割れを起こす問題は、今迄数多く検討されてきた。一般にIGSCCは、高温になる程生じ易いことが、高温高圧水の水化学と腐食との関点から示されてきた。この報告は、BWRの実機配管において、100
C以下の低温でまた応力も近い場合でも、比較的容易にIGSCCを生じうることを示したものである。また割れの解析結果を基にして、IGSCCの発生および進展が水質条件(溶存酸素、温度、PHなど)、材料側因子および応力などの主要なパラメーターとどのような関係を持っているかについて、実機運転条件といくつかの実験室データとを対応づけて検討を行った。
木内 清; 辻 宏和; 近藤 達男
JAERI-M 8786, 19 Pages, 1980/03
BWR系軽水炉では、溶接熱影響部で生じるオーステナイトステンレス鋼のIGSCCが最も重要な問題であり、多くの対策が検討されて来た。抜本的な解決法は、合金改良によりIGSCCを生じない材料を作ることである。このために低炭素、N添加の材料が試作されているが、合金の組成を考えた場合、設計コード等のデータベースの確立など実用化迄にかなりの日時と経費を要する。本報の手段は、合金組成は全く変えずに加工熱処理のみにより同様な効果を得ようとするものである。この手段は、完全に溶体化処理した素材に十分な加工を加えた後、まず再結晶温度以下の時効温度で十分析出を完了させ、さらにより高温で再結晶を行う方法である。この方法により生じた粒界は、析出物と無関係に存在し、鋭数化処理を施しても粒界SCC感受性を生じないことが分った。IGSCC感受性については、Strauss始め、多くの評価手段を用いて無処理剤と加工熱処理材との対比試験を行ない、最適条件の加工熱処理法を得た。
内田 俊介*; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 塙 悟史; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*
no journal, ,
リスク評価に基づく検査及び保全戦略へのアプローチとして、既存の亀裂進展モデルをベースにIGSCCを起因事象とした配管の寿命評価を行った。亀裂進展に影響する環境因子である腐食電位と導電率のばらつきを考慮し、亀裂が許容欠陥寸法に到達するまでの時間(許容期間)を評価した。腐食電位及び評価部位における残留応力の不確実さが許容期間の評価に大きく影響を与える結果となり、それらの評価精度を向上させることがプラントの検査時期の最適化や信頼性向上に繋がることを示した。
