Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
塚田 隆; 芝 清之; G.E.C.Bell*; 中島 甫; 木崎 實; 近江 正男; 須藤 健次; 後藤 一郎
JAERI-M 92-081, 27 Pages, 1992/06
原子炉の炉心で中性子照射を受けたステンレス鋼等の構造材料が、水中において応力腐食割れ(SCC)感受性を持つようになる照射腐食割れ(IASCC)の現象を研究することを目的として、照射材の高温水中腐食割れ試験を無人で長時間連続して行える装置を開発した。本装置により、原子炉照射した試験片を用いて高温高圧水中において低歪速度法(SSRT)試験を行い、そのSCC挙動を調べることができる。本装置は、ホットセル内に設置したSSRT試験装置本体及びそこへ高温高圧水を供給するループ方式の高温高圧水精製循環装置より構成される。本装置の設計にあたっては、高温水中SSRT試験に必要な事項のほか照射材を取り扱うに必要な事項に配慮した。照射材を用いた予備試験として、米国オークリッジ研究所の研究炉(ORR)で、8dpaまでスペクトル調整照射された試験片(SUS316鋼)の照射腐食割れ試験を実施し、IASCCの発生及び装置を十分な信頼性を確認した。
塚田 隆; 芝 清之; G.E.C.Bell*; 中島 甫
Corrosion 92, p.104-1 - 104-14, 1992/00
原子炉の炉心構造材料は、供用中に放射線(中性子線,
線)及び化学環境(高純水)の複合環境効果により照射誘起腐食割れ(IASCC)等の劣化現象を生ずる。この現象は、軽水炉のみならず水冷却型核融合炉の設計においても研究課題とされている。本研究では、米国ORR炉において核融合炉近似条件でスペクトル調整照射を行った316型ステンレス鋼の高温水中応力腐食割れ挙動を低歪速度法により調べたものである。その結果、照射温度60
C、200Cの場合には応力腐食割れは発生せず延性破断したが、330C、400Cで照射した試験片(試験温度300C)では粒界+粒内破断割れが観察された。割れ破面率によると照射後の高温水中腐食割れ感受性は、照射温度の高い程大きくなった。本研究の結果を軽水炉材料について行われた同種の試験結果と比較すると、割れ感受性の点で違いが見られ、照射条件の違い等が原因のひとつと考えられる。
