沸騰水型原子力発電所における低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れの経過と教訓(3)


著者:
二見 常夫 Tsuneo FUTAMI
発刊日:
公開日:
カテゴリ: 解説記事

概要

3  低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ3.1 応力腐食割れの発生恒久対策として、低炭素ステンレス鋼製にSUS304製のシュラウドおよび原子炉再循環(以下PLR;Primary Loop Recirculation)配管を取り替えていた 1990年代後半に、福島第二原子力発電所(以下2F)および柏崎刈羽原子力発電所(以下K)の最初から低炭素ステンレス鋼製であったシュラウドやPLR配管に応力腐食割れ(以下SCC;Stress Corrosion Cracking)が発見されSCCの第Ⅱ期が始まる。低炭素ステン...


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