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1999 年度 研究成果報告書概要

原子炉構造材料の環境助長割れに関する共同研究

研究課題

研究課題/領域番号 09044117
研究種目

基盤研究(B)

配分区分補助金
応募区分一般
研究分野 機械材料・材料力学
研究機関東北大学

研究代表者

庄子 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)
研究期間 (年度) 1997 – 1999
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

原子力発電設備の安全性確保は世界共通の重要課題であり、その中でも特に、高温高圧水環境中における環境助長割れ速度の定量評価が重要である。しかしながら、環境助長割れは関与因子の多様性よりその予測はまだ不十分と言わざるを得ない。
本研究では、本研究代表者らの学術的基礎研究の成果を環境助長割れに関して豊富な実機データを有しているロシアにおける研究成果と有機的に連携されるための調査研究を行ったもので、主な成果は以下の通りである。
1)腐食疲労き裂進展速度に及ぼすMnS介在物の形態について調査し、鋼中の全S量が重要なのではなく、MnSの大きさの分布が重要であることを明らかにし、高S含有量でMnS介在物粒子を小さく分布させたロシア製圧力容器材について東北大学において試験を実施し、予測通りき裂進展の加速が認められないことを検証した。
2)微小欠陥の検出法について調査し、集中誘導型交流電位差法及び近接端子直流電位差法の有効性を確認し、ステンレス鋼溶接部における内面欠陥を外面より探傷する共同研究を立案し、今後実施することとした。材料はロシア構造材料中央研究所において準備し、東北大学が計測に協力することとした。
3)表面被膜の経年劣化と環境助長割れの関連について調査し、接触電気抵抗法及び被膜成長に伴う起電力の測定について研究成果を交換し、中性子またはγ線照射による被膜成長起電力の変化に注目し、照射誘起応力腐食割れとの関連を明らかにした。
4)VVER型原子力発電プラントにおける環境助長割れ事例に基づき、その改善策について調査し、材料、欠陥検出及びき裂進展速度評価について有力な予測手法を提案した。
5)低圧蒸気タービンの凝縮部における環境助長割れに関して調査し、試験設備及び解析手法について具体案をまとめ、薄水膜条件下おける腐食の評価にケルビンプローブの有効であることを明らかにし、一部実験を行った。

  • 研究成果

    (36件)

すべて その他

すべて 文献書誌 (36件)

  • [文献書誌] S.Suzuki,T.Shoji: "SCC Initiation and Propagation Study of SUS 304 in High Temperature Water by ACPD"Proc.of International Symposium on Plant Aging and Life Prediction of Corrodible Structures. 379-388 (1997)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] S.Moriya,T.Shoji: "Surface Crack Growth Behavior of Pressure Vessel Steels Oxygenated High Temperature Water"Proc.of International Symposium on plant Aging and Life Prediction of Corrodible Structures. 937-942 (1997)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] S.Inagaki,J.Fukakura,M.Miyazaki,T.Shoji: "Cathodic Protection Technique for Power Plant Condenser Using Numerical Method"Proc.of International Symposium on plant Aging and Life Prediction of Corrodible Structures. 827-834 (1997)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] B.T.Timofeev,V.A.Fedorova: "Plastic Strain Effect on RPV Materials Behavior"The Forth Meeting on Programme of Scientific and Technical Collaboration between Tohoku University-CRISM<<Prometey>>-SSC NPO TSNIT Mash,12-19 April(1998),Sendai,Japan. (in press).

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] A.A.Gorbakony,B.T.Timofeev,V.A.Petrov: "Damage Mechanism of Piping Welded Joints Made from Corrosion Resistant Cr-Ni Steel in the Process of a Prolonged Operation of the Type RBMK Reactor"The Fifth Meeting of Joint Research Programme between RIFT Tohoku University and CRISM<<Prometey>>within JAPAN-RUSSIA Collaboration for 1997-1999,15 May(1998),St.Petersburg,Russia. (in press).

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] M.Saka,S.R.Ahmed: "Material Issue in Design,Manufacturing and operation of Nuclear Power Plants Equipment"Proceedings of the Fifth International Conference,7-14 June,1998,St.Petersburg,Russia. 168-176 (1998)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] B.T.Timofeev,G.P.Karzov,A.A.Gorbakony,Yu.K.Nikolaev: "Corrosion and Mechanical Strength of Welded Joints of Downcomers for RBMK Reactors"The Seventh Meeting of Joint Research Programme between RIFT Tohoku University and CRISM<<Prometey>>within JAPAN-RUSSIA Collaboration for 1997-1999,27 Sept.-2 Oct.(1998),Sendai,RIFT Tohoku University. (in press).

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] Y.Lee: "Quantitative Analysis of Environmentally Assisted Crack Tip Chemistry of Reactor Pressure Vessel Steel in High Temperature Water"Proceedings of Eurocorr'98-The European Corrosion Congress,Sept.28-Oct.1,(1998),Utrecht,The Netherlands. CD-ROM (1999)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] B.T.Timofeev: "Welded Joints Corrosion and Mechanical Strength of Piping for RBMK Reactors"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 1-4 (1998)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] I.L.Kharina: "Effect of External Factors Environment Medium on Corrosion Cracking Low Alloy and Autenic Stainless Steels on Slow Strain Rate in High Temperature Water"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 5-8 (1998)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] I.M.Rafalovich: "Effect of the Hole Drilling Technology on Low Cycle Fatigue Resistance of the Steam Generator Collector Steel"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 9-12 (1998)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] E.I.Mamaeva,I.M.Rafalovich,I.L.Kharina,S.A.Skotnikov: "Investigation of the Service Factors Effect on Degradation of PGV-1000 Steam Generator Header Material"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 19-22 (1998)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] Y.Lee,V.Fedorova,T.Shoji: "Study on Corrosion Fatigue Crack Tip Solution Chemistry of 15X2MFA Steels in BWR and PWR Environments"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 23-26 (1998)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] Y.Kaneshima,G.Li,T.Shoji: "SCC Austenitic Steels Simulated for Grain Boundaries of Irradiated 304 Stainless Steel in PWR Primary Water at 325℃"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 27-30 (1998)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] T.Tonozuka,Y.Watanabe,T.Kondo,T.shoji,f.Masuyama: "Sensitization Properties and IGSCC Susceptibility of Ce-Midified Stainless Steels"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 31-32 (1998)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] T.Shoji,T,Sato,K.Raja: "Comparison of Environmentally Assisted Cracking Behavior Obtained by Different Test Method"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants,October 2,(1998),Sendai,Japan. 35-38 (1998)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] 竹田陽一,K.S.Raja,庄子哲雄: "ケルビンプローブによるステンレス鋼の微視的疲労損傷の計測"日本機械学会東北支部第35期総会・講演会講演論文集. 82-83 (2000)

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      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] T.Shoji,K.S.Raja,G.F.Li,Y.J.Lee,A.Brozova: "Critical parameters of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Systems"Proceedings of Corrosion/2000,NACE'sAnnual Conference,26-31 March,(2000),Orlando,Florida,USA,T-2A. (in press).

    • 説明
      「研究成果報告書概要(和文)」より
  • [文献書誌] S. Suzuki, T. Shoji: "SCC Initiation and Propagation Study of SUS 304 in High Temperature Water by ACPD"Proc.Of International Symposium on Plant Aging and Life Prediction of Corrodible Structures. 379-388 (1997)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] S. Moriya, T. Shoji: "Surface Crack Growth Behavior of Pressure Vessel Steels Oxygenated High Temperature Water"Proc.Of International Symposium on Plant Aging and Life Prediction of Corrodible Structures. 937-942 (1997)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] S. Inagaki, J. Fukakura, M. Miyazaki, T. Shoji: "Cathodic Protection Technique for Power Plant Condenser Using Numerical Method"Proc.Of International Symposium on Plant Aging and Life Prediction of Corrodible Structures. 827-834 (1997)

    • 説明
      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] B. T. Timofeev, V. A. Fedorova: "Plastic Strain Effect on RPV Materials Behavior"The Fourth Meeting on Programme of Scientific and Technical Collaboration between Tohoku University - CRISM≪Prometey≫ - SSC NPO TSNIIT Mash, 12-19 April(1998), Sendai, Japan. (in press).

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] A. A. Gorbakony, B. T. Timofeev, V. A. Petrov: "Damage Mechanism of Piping Welded Joints Made from Corrosion Resistant Cr-Ni Steel in the Process of a Prolonged Operation of the Type RBMK Reactor"The Fifth Meeting of Joint Research Programme Between RIFT Tohoku University and CRISM ≪Prometey≫ within JAPAN-RUSSIA Collaboration for 1997-1999, 15 May(1998), St.Petersburg, Russia. (in press).

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] M. Saka, S. R. Ahmed: "Material Issue in Design, Manufacturing and operation of Nuclear Power Plants Equipment"Proceedings of the Fifth International Conference, 7-14 June(1998), St.Petersburg, Russia. 168-176 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] B. T. Timofeev, G. P. Karzov, A. A. Gorbakony, Yu. K. Nikolaev: "Corrosion and Mechanical Strength of Welded Joints of Downcomers for RBMK Reactors"The Seventh Meeting of Joint Research Programme between RIFT Tohoku University and CRISM≪Prometey≫ within JAPAN-RUSSIA Collaboration for 1997-1999, 27 Sept.-2 Oct.(1998), Sendai, RIFT Tohoku University. (in press).

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] Y. Lee: "Quantitative Analysis of Environmentally Assisted Crack Tip Chemistry of Reactor Pressure Vessel Steel in High Temperature Water"Proceedings of Eurocorr '98 - The European Corrosion Congress, Sept.28 - Oct.1, (1998), Utrecht, The Netherlands. CD-ROM. (1999)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] B. T. Timofeev: "Welded Joints Corrosion and Mechanical Strength of Piping for RBMK Reactors"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 1-4 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] I. L. Kharina: "Effect of External Factors Environment Medium on Corrosion Cracking Low Alloy and Austenic Stainless Steels on Slow Strain Rate in High Temperature Water"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 5-8 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] I. M. Rafalovich: "Effect of the Hole Drilling Technology on Low Cycle Fatigue Resistance of the Steam Generator Collector Steel"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 9-12 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] E. I. Mamaeva, I. M. Rafalovich, I. L. Kharina, S. A. Skotnikov: "Investigation of the Service Factors Effect on Degradation of PGV-1000 Steam Generator Header Material"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 19-22 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] Y. Lee, V. Fedorova, T. Shoji: "Study on Corrosion Fatigue Crack Tip Solution Chemistry of 15X2MFA Steels in BWR and PWR Environments"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 23-26 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] Y. Kaneshima, G. Li, T. Shoji: "SCC of Austenitic Steels Simulated for Grain Boundaries of Irradiated 304 Stainless Steel in PWR Primary Water at 325℃"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 27-30 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] T. Tonozuka, Y. Watanabe, T. Kondo, T. Shoji, F. Masuyama: "Sensitization Properties and IGSCC Susceptibility of Ce-Midified Stainless Steels"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 31-32 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] T. Shoji, T. Sato, K. Raja: "Comparison of Environmentally Assisted Cracking Behavior Obtained by Different Test Method"Proceedings of Environmentally Assisted Cracking in Nuclear Power Plants, October 2, (1998), Sendai, Japan. 35-38 (1998)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] Youichi Takeda, Krishnan Selva Raja, Tetsuo Shoji: "Microscopic Observation of Fatigue Damaged Area in Stainless Steel by Means of Kelvin Probe"Proceedings of 35th JSME Tohoku Branch Conference, (2000). 82-83 (2000)

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より
  • [文献書誌] T. Shoji, K. S. Raja, G. F. Li, Y. I. Lee, A. 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).

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      「研究成果報告書概要(欧文)」より

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公開日: 2001-10-23   更新日: 2021-04-07  

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