Empirical equations of crack growth rates based on data fitting of neutron irradiated stainless steel under high temperature water simulating boiling water reactor core conditions

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 福谷 耕司*; 藤井 克彦*

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.1345 - 1355, 2019/08

本研究では、BWR炉内構造物の構造健全性評価に資することを目的として、中性子照射影響を適切に反映したオーステナイト系ステンレス鋼のIASCC亀裂進展速度に係る経験式を開発した。亀裂進展速度の経験式は、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=MKに基づき、Mとnは中性子照射量の増加に伴って飽和する関数として扱った。経験式の開発に当たっては、照射ステンレス鋼を用いたBWR通常炉水条件(NWC)及び水素注入条件(HWC)模擬環境下での照射後試験で得られた亀裂進展速度の文献データを収集したデータセットを用いた。データセットと構築した経験式を比較したところ、NWCの計算結果はデータセットと良く一致したが、HWCは合致しなかった。この理由として、HWC条件下での試験データが広範囲にばらついていたことが考えられる。

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。

Development of comprehensive material performance database (JMPD) and analyses of irradiation assisted stress corrosion cracking data

加治 芳行; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫

Proceedings of 9th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, p.987 - 995, 1999/00

これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、その結果得られた知見として、IASCC感受性及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。

Irradiation assisted stress corrosion cracking of austenitic stainless steels

塚田 隆

Proceedings of Seminar on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems '99, p.26 - 32, 1999/00

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、近年軽水炉の炉内構造物の損傷要因として重要な検討課題とされている。IASCCと照射のかかわらない通常の応力腐食割れとの最も大きな違いは、IASCCでは照射により材料そのものが徐々に変質して行くこと、すなわち照射損傷の蓄積と照射誘起偏析が発生の第1原因と言える点にある。通常の応力腐食割れでは、応力腐食割れ感受性は材料が溶接入熱等を受けた時点で熱鋭敏化が生じ、その状態は長時間にわたり変化せず、水質などの外部条件がそろった時に応力腐食割れを発生する。しかし、IASCCでは、当初は全く健全な材料であり外部環境が一定であっても、中性子照射に伴い徐々にIASCC感受性を有するようになる。これを実機との関係において考えると、これまで配管等で経験されてきた応力腐食割れが溶接熱影響部等の限られた、そして現在では材料と環境の組み合わせに基づきかなりの程度まで予想し得る場所で発生するのに対して、IASCCはある程度以上の照射を受ける部位であれば水質と応力状態によっては予想外の場所で発生する可能性がある。すなわち、IASCCは軽水炉の高経年化に伴う現象であることとともに、未知の損傷を複合的に引き起こす要因になる可能性もあるという観点からの検討を要する。本論文では、オーステナイトステンレス鋼のIASCC研究の成果及び課題を概観する。

VDE/disruption EM analysis for ITER in-vessel components

三木 信晴*; 伊尾木 公裕*; F.Elio*; 児玉 徹彦*; S.Chiocchio*; D.Williamson*; M.Roccella*; P.Barabaschi*; R.S.Sayer*

Fusion Technology 1998, 2, p.1389 - 1392, 1998/00

本論文では、ブランケットモジュール、バックプレート、ダイバータモジュールの電磁石解析結果をまとめる。プラズマディスラプション時は、約1msの熱消滅に続いて、50~100msの電流消滅が生じる。熱消滅時に、プラズマ中のトロイダル磁束が増加する。この磁束変化により、バックプレート、ダイバータには2.5MAのポロイダル電流が誘起され、約0.7MPaのプラズマ方向電磁力荷重が生じる。電流消滅時には、プラズマ電流は21MAから0に減少し、ポロイダル磁束が変化する。バックプレートには、トロイダル方向渦電流が誘起され、最大0.6MPaの電磁石荷重が生じる。ブランケットモジュールには半径方向とポロイダル方向の2つの渦電流ループが誘起され、2方向の回転トルクが問題となる。VDE(プラズマ上下方向変位事象)時は、約7.4MAのハロー電流が流れ、下側モジュールの電磁力が問題となる。

ニーダライヒバッハ原子力発電炉の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(13), p.5 - 7, 1992/05

ドイツのニーダライヒバッハ原子力発電炉(100MWe, 重水減速、炭酸ガス冷却)の解体においては、このプロジェクトで最も興味ある炉内構造物の解体が1990年11月から遠隔操作型回転マニピュレータを用いて進められているので、その概要を紹介する。

核融合実験炉(FER)のプラズマ周辺構造物のパルス運転に伴う非定常温度応答

湊 章男*; 東稔 達三

JAERI-M 85-203, 35 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-203.pdf:0.97MB

トカマク型核融合実験炉に於いて、プラズマの起動/停止及びパルス運転による熱負荷の時間変化あるいは構造物内での空間変化により、プラズマの周辺に置かれる構造物(第1壁、ダイバータ/リミタ、ブランケット等)は非定常温度変化を示し、発生する熱変形あるいは熱応力は繰り返し疲労寿命等構造物の強度に影響を与える。さらに燃焼時間はブランケットに充填されている固体増殖材(LiO)の温度制御に影響を与える。ここでは、核融合実験炉(FER)の標準設計(昭和58年度)をベースとして、上述の問題を検討し、熱構造設計上の観点からFERのパルス運転シナリオを見直すために予備的に検討したものをまとめたものである。

軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析,2; 引張特性とIASCC発生

福谷 耕司*; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 藤井 克彦*; 藤本 浩二*

no journal, , 

軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼を対象に照射特性に関する国内外の文献を広範に調査して取りまとめ、PWR炉内条件における引張特性とIASCC発生の照射量依存性を検討した。290350Cにおける316ステンレス鋼冷間加工照射材の引張試験データに対し、降伏応力等が照射量の増加に伴って飽和する傾向を良く表現する傾向式を構築した。また290340Cにおける冷間加工316ステンレス鋼のIASCC発生データに基づき、IASCC発生しきい応力の照射量依存性に関する下限を包絡する傾向式を構築した。

オーステナイト系ステンレス鋼の高温水中における亀裂進展速度の中性子照射量依存性傾向式の検討

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 越石 正人*

no journal, , 

軽水炉の炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展速度と応力拡大係数の相関への中性子照射の影響評価の一環として、BWR通常一次系水(NWC)及び水素注入(HWC)模擬環境下での照射ステンレス鋼の亀裂進展速度の傾向式を構築した。傾向式の検討に当たっては、試験結果の一次情報に遡って精査可能な公開文献に記載された亀裂進展速度, 応力拡大係数及び中性子照射量等のデータを用いた。NWC及びHWCそれぞれの傾向式より、NWCでの亀裂進展速度は照射量3dpaまでに大きく増加して飽和する傾向を示すこと、HWCでの亀裂進展速度の照射量依存性はNWCに比べて緩やかでかつ低い値で飽和する傾向を示すことが判った。

Empirical equations of crack growth rates of neutron irradiated stainless steel under simulated BWR core conditions

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 端 邦樹

no journal, , 

軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価には、オーステナイト系ステンレス鋼への中性子照射影響を適切に反映したIASCC亀裂進展速度線図が必要である。本研究では、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=MKに基づき、BWR一次系模擬環境下で得られたIASCC亀裂進展速度データから各係数の最適化を行い、IASCC亀裂進展速度の実験式を構築した。Mとnは中性子照射量の関数として扱い、係数最適化ではBWR一次系でのNWCおよびHWCのそれぞれを模擬した条件下で得られたデータを用いた。構築した実験式とデータを比較し、実験式の 妥当性について検討した。

材料評価研究Grの研究概要及び原子炉圧力容器の健全性評価に関する研究

端 邦樹; 岩田 景子; 下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉

no journal, , 

原子力機構・安全研究センター・材料評価研究グループでは、試験炉で照射した材料や軽水炉プラントで使用された実機材料等を活用し、安全上重要な機器の経年劣化(原子炉圧力容器(RPV)の照射脆化等)を対象に、長期運転や新検査制度等に資するため、脆化メカニズムから構造健全性評価までの総合的な研究を推進している。その一環として、RPVの健全性評価において母材の板厚1/4位置の破壊靭性を用いてRPVの健全性を評価することの保守性を確認するため、高照射量領域まで中性子照射されたRPV鋼を用いて、ステンレスオーバレイクラッド(クラッド)下10mm位置と板厚1/4位置の破壊靭性や硬さ、金属組織等の比較を行った。その結果、中性子照射前後において、クラッド下10mm位置の破壊靭性は母材の板厚1/4位置に比べて良好であり、現行の評価手法は保守的であることを確認した。