原子炉構造材料の環境助長割れに関する共同研究

1999 年度 実績報告書

• 研究課題/領域番号: 09044117
• 研究機関: 東北大学
• 研究代表者: 庄司 哲雄 東北大学, 大学院・工学研究科, 教授 (80091700)
• 研究分担者: MINKOV DORIAN 東北大学, 大学院・工学研究科, 助教授 (30291264) ; 渡辺 豊 東北大学, 大学院・工学研究科, 助教授 (10260415) ; 坂 真澄 東北大学, 大学院・工学研究科, 教授 (20158918) ; 中島 美樹子 東北大学, 大学院・工学研究科, 講師 (80005488) ; RAJA KRISHNAN SELVA 東北大学, 大学院・工学研究科, 助手 (40302179)
• キーワード: 環境助長割れ / 原子炉構造材料 / き裂進展 / 非破壊計測 / マイクロサンプリング / 水化学 / すべり溶解モデル

研究概要

ロシアにおけるVVER型原子力発電プラントにおける割れ事例に基づき、東北大学で立案した応力腐食割れ試験を実施した。対象鋼種は国産圧力容器用鋼、ロシアにおいて試作されたMnSの形態を制御した圧力容器用鋼である。環境条件は沸騰水型及び加圧水型原子炉一次冷却水模擬環境中である。き裂進展試験の最中に、試験片背面より挿入された細管を用いたマイクロサンプリングが実施された。得られたき裂先端のSイオン濃度は、鋼中のS量及びMnSの分布形態によって著しく異なり、高S含有量でも小さいMnS粒子として分布していれば、Sイオンの濃縮は大きくなく加速も大きくない。またMnSの中心にSiO_2が核として存在する場合には、Sの効果は認められておらず、粒子寸法に加えてSiの存在もき裂進展を抑制する可能性が示された。このことは極めて局所的なSイオン濃度がき裂進展に重要であることを示している。一方、加圧水型原子炉一次冷却水中においては、き裂先端へのアニオン種の濃縮は認められなかった。本成果の応用のひとつとして、ロシアの実プラントにおけるリガメントクラックの評価に適用を試みた。さらに環境助長割れの定量評価のための非破壊評価法について調査し、今後電位差法を炉内構造物のTi安定化SUS321相当材の配管に適用することとし、深さ0.5、1.2mmの欠陥を導入したモデル配管溶接部及び板材を作成し、検出可能性を明らかにした。さらに、これまでの成果を取りまとめ今後の課題を整理し、軽水炉型発電プラントの圧力壁部材や炉内構造物の健全性評価システムの指針を得た。

研究成果

• [文献書誌] T.Sato: "High Sensitivity Inspection of Defects in Welds by Remotely Induced Current Potential Drop Technique"Nondestrucive Characterization of Materials IX,Sydney, Australia, June/July 1999. 107-112 (1999)
• [文献書誌] T.Shoji,Y.Lee,K.S.Raja,G.Li: "Theoretical Prediction of Environmentally Assisted Cracking of Structural Materiatls in LWR Systems-Threshold and Plateau Growth Behavior-"Proceedings of lnternational Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics '99, July 21-24, 1999, Ube, Yamaguchi,Japan. (1999)
• [文献書誌] T.Shoji,K.S.Raja,G.F.Li,Y.J.Lee and Anna Brozova: "Critical parameters of environmentally assisted cracking in nuclear systems"Proceedings of Corrosion/2000, NACE's Annual Conference, 26-31 March 2000, Orlando, Florida, USA, T-2A. (in press).