日本保全学会の保全遺産 原子力発電所のピーニングによる応力腐食割れ抑制技術 The SCC Protect Technology by Peening in NPS 日立 GE 今野 隆博 Takahiro KONNO 保全学会員 東芝 ESS 石橋
日本保全学会の保全遺産 原子力発電所のピーニングによる応力腐食割れ抑制技術 The SCC Protect Technology by Peening in NPS 日立 GE 今野 隆博 Takahiro KONNO 保全学会員 東芝 ESS 石橋
東海第二発電所高経年化技術評価(40年目)の概要 Aging management technical evaluation for Tokai No.2 Power Station 日本原子力発電 中間 昌平 Shohei NAKAMA Membe
原子炉圧力容器内面の腐食に関する検討c2)SCC 試験 A study on corrosion immunity of RPV inside cladding (2) Stress corrosion cracking test 中部電力 原子力安全技
高温・高塩化物濃度・強アルカリ環境下における構造材への影響評価 Effect assessment of structural material in a hot, high chloride ion concentration, and strong a
原子炉容器出入口管台 600 合金使用部位に対する予防保全工事(原子炉容器出入口管台 INLAY 工事) 二菱重工業 二好 善幸 Yoshiyuki Miyoshi Not Member 二菱重工業 上田 剛史 Ueda Takeshi Not Me
1.緒言
発生したことを受け、国内においても出入口管 インコネル 600 合金の応力腐食割れ(SCC) 台セーフエンド部を新しい短管(スプールピー については、1991 年の Bujey-3 (フランス)の ス)と取り替えるスプールピース取替技術の開
1.緒言
原子力発電プラント設備の材料の一つであるステン レス鋼溶接部においては,その柱状晶組織により超音 波の散乱,曲がりが生じ、欠陥の深さ測定に不可欠で ある欠陥端部エコーの検出,識別に技術と経験を必要 とする.これに対して,従来の横波または縦波
1.緒言
きない場合がある。このため、欠陥内部の導電率を仮 - 近年、化学プラントや原子力発電プラントの高経年 定した逆解析による深さサイジング法や、複雑・複 化に伴い、各種構造物の検査や診断が重要になってき 数の欠陥形状を事前知識として導入した逆解
1.緒言
PD 認証制度(PD: Performance Demonstration) とは、 特定の産業分野・部位の超音波探傷試験を行う検査技 術に対し、検査対象物の形状と検出すべき損傷形態を 模擬した試験体を使用してその検査に必要な性能の実 証
1.緒言
炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会(以降、 ガイドライン検討会と記す)にて審議、発行された炉 内構造物等点検評価ガイドライン(以降ガイドライン と記す)は、学協会規格に採り入れられ、その学協会 規格が、規制当局によって規制基準への適合性
1.はじめに
応力腐食割れ (SCC) のき裂の発生,進展においては,表面から内部応力の応力評価が不可欠である. 一 一般のX線応力測定法は, 等方均質な多結晶体を前提と した方法である1). 粗大粒の応力測定の研究 2) も進め られているが,そ
1. 緒言
オーステナイト系ステンレス鋼は一般的に非磁性と されているが、正確には真空と比較して数パーセント 大きな透磁率を有している。また、応力負荷や塑性変 形によって磁性を持つマルテンサイト変態相が生成す ることが報告されている[1]。代表的なオ
1. 緒言
アクティブ赤外線サーモグラフィ法の1つに、試験 対象物を超音波で加振させた場合の発熱検知に基づく 手法があり、Sonic-IR などと呼ばれている[1]-[4]。手法 の提案は 1970年代まで遡るが、近年の赤外線サーモグ ラフィの高精度
1. 緒言
近年、BWRの炉内構造物に使用される表面処理 を受けたステンレス材料の炉水環境における応力腐 食割れ(SCC)への感受性についての検討が進め られている 。高温純水下でのオーステナイト系ス テンレス鋼において、SCC感受性は塑性変形や冷
1. 緒言
2.炉内構造物のSCC保全技術例14,101. 近年、沸騰水型原子力発電所(以下BWR)の炉内 構造物(炉心シュラウド、シュラウドサポート、CRD スタブチューブ)の溶接部や、原子炉再循環系(以下 PLR)配管溶接部で、応力腐食割れ(St
1.緒言
BWRプラントの SUS316Lに代表される低炭素オー ステナイト系ステンレス鋼製の再循環系配管や炉心 シュラウド等の溶接部近傍において,応力腐食割れ (SCC)の顕在化が複数の事例として報告されている 11. また,最近では,PWR プラ
1.はじめに
- 沸騰水型原子力発電プラント(以下、BWR)にお いては、プラントの経年劣化対策及び長寿命化へ向 けた種々の保全技術が適用されている。炉内構造物 の取替工事は最大規模の保全技術であり、応力腐食 割れ(以下、SCC)の一要因である材料の
はじめに
2. 封止溶接工法の概要 2.1 封止溶接工法の特徴近年、国内沸騰水型原子力発電プラント(以下、 VR)の原子炉構成機器の高ニッケル合金製の、溶 金属において応力腐食割れ(以下、SCC と略す) よるき裂が顕在化しつつある。SCC は、SC
1.はじめに
沸騰水型原子炉(BWR)の原子炉再循環系配管等 の応力腐食割れ(以下 SCC と称す)の予防保全技術 の一つである高周波誘導加熱応力改善法(Induction Heating Stress Improvement 以下 IHSI と称す
Fracture and Reliability Research Institute, Tohoku University State Key Laboratory for Corrosion and Protection, Institute of M