原子炉再循環系配管のSCC損傷評価
著者:
鈴木 俊一 Shunichi SUZUKI 熊谷 克彦 Katsuhiko KUMAGAYA 設楽 親 Chikashi SHITARA 水谷 淳 Jun MIZUTANI 坂下 彰浩 Akihiro SAKASHITA 徳間 英昭 Hideaki TOKUMA 山下 裕宣 Hironobu YAMASHITA
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鈴木 俊一 Shunichi SUZUKI 熊谷 克彦 Katsuhiko KUMAGAYA 設楽 親 Chikashi SHITARA 水谷 淳 Jun MIZUTANI 坂下 彰浩 Akihiro SAKASHITA 徳間 英昭 Hideaki TOKUMA 山下 裕宣 Hironobu YAMASHITA
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カテゴリ: 論文
概要
背景および概要近年、国内の沸騰水型原子力発電プラント（BWR）炉心シュラウドや再循環系（PLR）配管等の低炭素ステンレス鋼製機器の溶接部で、多数の応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking: 以下、SCC） が確認された［1］。2003年10月には健全性評価制度が法制化され、SCC 等の欠陥が発生した機器についても、機械学会維持規格［2］に基づく技術的評価により健全性が確認されれば継続運転が可能となった。ただし、PLR配管のSCCに ついては、従来の超音波探傷検査（UT）では十分な精...
