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広田 憲亮; 中野 寛子; 藤田 善貴; 武内 伴照; 土谷 邦彦; 出村 雅彦*; 小林 能直*
The IV International Scientific Forum "Nuclear Science and Technologies"; AIP Conference Proceedings 3020, p.030007_1 - 030007_6, 2024/01
沸騰水型原子炉を模擬した高温高圧水中環境下では、溶存酸素量(DO)の変化により動的ひずみ時効(DSA)と粒界型応力腐食割れ(粒界SCC)がそれぞれ発生する。これらの現象の違いを明確に理解するために、その発生メカニズムを整理した。その結果、SUS304ステンレス鋼では、DOが1ppb未満の低濃度では粒内割れによるDSAが発生し、DOが100
8500ppbでは表面の酸化膜形成によりDSAは抑制されることがわかった。一方、DOが20000ppbまで上昇すると、皮膜が母材から剥離し、母材の結晶粒界に酸素元素が拡散し、粒界SCCが発生した。これらの結果から、DSAや粒界SCCによるクラック発生を抑制するためには、最適なDO濃度を調整する必要があることが示唆された。
山本 正弘; 入澤 恵理子; 五十嵐 誉廣; 小松 篤史; 加藤 千明; 上野 文義
Proceedings of Annual Congress of the European Federation of Corrosion (EUROCORR 2019) (Internet), 5 Pages, 2019/09
核燃料再処理溶液中で粒界腐食現象を評価した。腐食速度は初期に徐々に増加し、その後定常値に達する。これは初期には粒界部の腐食が進み、その後粒界全体が腐食して粒の脱離が発生するためである。定常的な腐食速度は粒界部の腐食と粒子の脱離を足し合わせた値になる。腐食した試料の表面や断面の観察より、粒界腐食速度は、粒界と粒内の腐食速度の比が重要なパラメータとなり、この比率は個々の粒界ごとに分布が存在していることを明らかにした。以上の結果はセルオートマトン法を用いた粒界シミュレーションモデルに反映された。今回はこれらの結果を報告する。
福島第二3号機シュラウドサンプル調査実施チーム
JAERI-Tech 2004-044, 92 Pages, 2004/05
JAERI-Tech-2004-044.pdf:15.18MB
本報告は、福島第二原子力発電所3号機炉心シュラウド下部リングH6a溶接部外側から採取したき裂を含む材料サンプル(東京原子力株式会社が平成13年度に実施した調査の際に日本核燃料開発株式会社に保管した試料の一部)について、日本原子力研究所が第三者機関として東海研究所の照射後試験施設(ホットラボ等)において各種の検査・評価を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することにより、調査結果の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は溶接金属から約3~9mm離れた位置に3箇所観察され、最大深さは約8mmであった。(2)2箇所のき裂破面を観察した結果、き裂破面のほぼ全面が粒界割れであったが、き裂開口部には約300
m範囲に粒内割れが観察された。(3)表面から約500m深さまで、最高Hv400を超える硬化層が形成されていた。また、溶接金属から約3mmまでの表面層には溶接熱影響による軟化が見られた。(4)き裂の内部には、開口部からき裂の先端までほぼ全体にわたり酸化物が観察され、その酸化物は主として鉄の酸化物であった。(5)合金中に主要元素濃度の揺らぎが見られたが、き裂との間に相関性は認められなかった。本調査の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水の溶存酸素濃度等を考慮すると、き裂は炉心シュラウド下部リング外表面の加工層において主として粒内型の応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。
浜田 省三; 深谷 清*; 加藤 千明; 柳原 隆夫; 土井 正充*; 木内 清
JAERI-Tech 2001-063, 49 Pages, 2001/10
JAERI-Tech-2001-063.pdf:13.39MB
原研では六ヶ所再処理施設の主要機器の一部である酸回収蒸発缶及び溶解槽に関して、長時間使用における耐食安全性に対する評価を行うために、平成7年度からそれぞれの小型モックアップ試験体を用いた実証試験を実施した。酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体については約2.5年(約20,000時間)の実証試験を完了した。試験終了後酸回収蒸発缶モックアップ試験体の加熱部にある7本の伝熱管のうち4本を加熱部から引抜き、このうちの1本に対して、伝熱管内面の腐食状況の直接観察のほか、機械的特性を評価するために破壊試験を実施した。その結果、伝熱管の内表面では粒界腐食が進行しているが、その粒界侵食深さは一結晶粒程度の統計分布を有していることが確認された。また、本伝熱管の機械的特性に変化を及ぼすような材質変化は生じていないことが確認された。
西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 庄子 哲雄*
Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.16 - 26, 1993/00
400
C~550Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行った原子炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、30Cの硝酸カルシウム溶液中で計測したアノード分極曲線を用いることにより、粒界脆化度の非破壊評価手法の開発を行った。不働態域中に得られる2次ピーク電流密度値(mA/m
)とシャルピー延性-脆性遷移温度移行量との相関を考察し、本法のサーベイランス試験法としての適用可能性を示した。得られた主な結果は以下のとおりである。(1).アノード分極曲線中の2次ピーク電流密度の上昇量と粒界脆化度は時効温度に依存した一義的な相関が得られた。これにより共用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を、アノード分極曲線測定により非破壊的に推測できる。(2).(1)の機関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度値の上昇が著しく、これは高濃度に偏析したリンの存在を敏感に反映した結果であることを示した。
木内 清; 近藤 達男
防食技術, 32(9), p.503 - 511, 1983/00
中間製品工程を改善することにより汎用のSUS316ステンレス鋼の耐IGC
、IGSCC性を改善する手段を検討した。これは冷間加工と時効および再結晶の二段熱処理からなる加工熱処理法(SAR)である。市販材から任意に抽出した素材について、それぞれの工程の条件を変えた材料つくり、EPRおよびStrauss試験法によって耐IGC性を評価して最適な処理条件の組み合わせを選定した。この結果、最適な条件で処理したSAR材は、合金成分調整型の新合金と同様にC、P、Sの固溶量の少ないオーステナイト相となり、鋭敏化を起こさず、十分な耐IGC、IGSCC性を有する材料であることが判った。またSAR法では、炭化物の均一に分散した微結晶粒焼鈍組織化により機械的性質が大きく改善され、合金成分調整法で問題となる強度低下の防止を考慮する必要のないことが大きな利点である。(
粒界腐食、粒界応力腐食割れ)
木内 清; 近藤 達男
防食技術, 32(10), p.572 - 579, 1983/00
著者らの研究から汎用オーステナイトステンレス鋼は、中間製品工程に加工熱処理(SAR)を組み入れることにより、合金成分調整法と同様に耐IGC、IGSCC性に優れた材料に改善できることがわかってきた。本報では最適処理を施したSUS304、316のSAR材と通常のミルアニール材について、軽水炉一次冷却水を始めとするいくつかの実用環境を近似した条件でIGC、IGSCC感受性評価試験を行いまた組織安定性を調べた。この結果、SAR材は、ミルアニール材で鋭敏化が問題となる500~825Cの温度で、長時間加熱を受けても、IGC、IGSCC感受性を示さないことが判った。SAR材は、鋭敏化を起こしにくいと共に機械的性質にも優れていることから腐食環境中でもミルアニール材と比較して10kg/mm以上高い破断限界応力を持つことが判った。またSUS304よりもSUS316を素材としたSAR材の方がより優れた組織安定性を持っている。
山下 真一郎; 関尾 佳弘; 坂口 紀史*; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 粉川 博之*
no journal, ,
Recent grain boundary structure studies have shown that optimal distribution of a high frequency of coincidence site lattice boundaries and consequent discontinuity of random boundary network in the material is one of very effective methods to enhance the intergranular corrosion resistance. This advantageous property, one of important ones for structural material of nuclear reactor, can be obtained through simple thermomechanical treatment process without any change of original chemical composition. In this study, grain boundary character distribution(GBCD)-optimized Ni-based alloy (PE16) has been developed as a prospective high-performance nuclear reactor material by grain boundary engineering processing, and then tensile behavior of GBCD-optimized Ni-based alloy was investigated to evaluate the effects of grain boundary engineering processing on mechanical property. The results of tensile test at the temperature ranging from room temperature to 1073K showed that tensile strengths of the GBCD-optimized PE16 uniformly decreased with increasing test temperature. From these results, it was implied the possibility that the change in tensile properties would be attributed to an increment of dislocation structure.
