1. はじめに
国内の原子力運転プラントの安全・安定運転を確 保するために、炉内構造物等の健全性を確認、保証 することは重要な課題である。この重要な課題への 取組の一つとして、(社) 日本原子力技術協会(以下、 「原技協」と記す)炉内構造物点検評価ガ
1. はじめに
国内の原子力運転プラントの安全・安定運転を確 保するために、炉内構造物等の健全性を確認、保証 することは重要な課題である。この重要な課題への 取組の一つとして、(社) 日本原子力技術協会(以下、 「原技協」と記す)炉内構造物点検評価ガ
Zhenmao CHEN,Toshiyuki TAKAGI 1. Introduction
In this article, recent research works related to Electromagnetic Nondestructiv
1.緒言
機械・構造物では、使用中にき裂が発生することが ある。このき裂に対応する技術としては、次の如き 方法がある。 1) 発生したき裂を材料自身に自己治癒させ、強度を完全回復させる1]~[3]。 2) 許容欠陥の場合には、早期にき裂の進展を阻止
1. 緒言
- 応力腐食割れ (SCC)は古くて新しい課題であり、 SCC 発生や進展に関連するメカニズムの研究が現在で も多い。本報告では、メカニズムに立ち入らずに、SCC 発現報告を検討のベースとしてその特徴を整理し、メ カニズムごとに分類した
1.緒言
日本原子力技術協会の BWR 炉内構造物点検評価ガイ ドライン(以降「ガイドライン」と称す。)では、経年変 化事象として応力腐食割れ(SCC)の発生,進展を想定 して,各炉内構造物の構造健全性が確保される点検周期 が示されている。運開後の初
1.緒言
多くの沸騰水型軽水炉(BWR)では、一次系構造材料 の応力腐食割れ(SCC)を抑制させるために,原子炉給 水系から水素を添加し、炉水中の酸素等との再結合を促 進させ腐食環境改善を図る「水素注入」(HWC:Hydrogen Water Che
1. 諸言
原子力発電所の事故・故障の起因部位としては、配管 に関係するものが大きな比率を占め、その大部分が高経 年化によるもので、疲労、応力腐食割れ、熱時効、腐食 等の劣化モードが挙げられる。従って、プラントの安全 性を確保するために、配管の設計段
1.はじめに
沸騰水型原子炉(BWR)や加圧水型原子炉(PWR)では、原子炉圧力容器や炉内構造物の溶接部に応力腐食割れ(SCC)の発生が報告されており、SCCの発生が確認された場合には、補修工法の適用が望まれる。 これまで水中レーザ溶接を用いた工法
1.緒言
渦流探傷法(ECT:Eddy Current Testing)を用いた応力腐食割れ(SCC:Stress Corrosion Cracking)の検査技術において、SCCの深さサイジング精度の向上は重要な課題の一つである。これまでに、逆解
1.緒言
「新型転換炉ふげん発電所(以下、「ふげん」)」では、 建設当初、配管はすべてSUS304製を用いていたが、1980 年に余熱除去系配管溶接部近傍にSCCが発見されたため、 ただちに対策が打たれた。ひとつはSUS316Lへの材料取 替である
1.緒言
超音波探傷試験(以下、UTと記す)では、探傷技術者が探傷波形あるいは探傷画像を解釈してきずの識別、検出、寸法測定等を行っており、きず以外に起因するエコーが多数発生する部位(主に材料あるいは形状に起因) の探傷には技術者の知識や経験によると
1.緒言
通常,軽水炉プラントのSCC亀裂進展評価では,定格 運転中の進展のみを考慮しており,プラント停止期間中の進展は無視できると想定している。この想定は,主に 1970年代に実施されたステンレス鋼配管を対象とした広範な調査[1~4]に基づくと考
1.はじめに
原子力発電所の設備損傷に伴うトラブルの未然防止は重要なテーマであり、プラントの高経年化に伴う圧力容器や配管などの構成部位の余寿命診断、劣化緩和、補修は重要な課題となっている。 運転時間に伴い損傷が顕在化する原因の一つとして応力腐食割れ
1.緒言
水中水噴流によるキャビテーションジェットを材料表面に当てるとキャビテーションの崩壊圧力によって、ショットピーニングと同様に材料表面に圧縮残留応力が生成される。この技術はウォータージェットピーニング(Water Jet Peening, WJ
1.緒言
近年、加圧水型原子力発電プラント(以下、PWR)のニッケルクロム鉄合金(以下、600系合金)溶接部からの応力腐食割れ(以下、SCC)損傷事例が国内外において発生しており[1]、異種金属溶接部を対象とした検査技術の研究が精力的に進め
1.緒言
近年、加圧水型原子力発電プラント(以下、PWR)のニッケルクロム鉄合金(以下、600系合金)溶接部からの応力腐食割れ(以下、SCC)損傷事例が国内外において発生しており[1]、対象部位の取替えまたは補修や溶接残留応力緩和等の予防保
1.緒言
近年、化学プラントや原子力発電プラントの高経年化に伴い、各種構造物の検査や診断が重要になってきている。なかでも、沸騰水型原子力発電プラント(BWR)の炉内構造物や再循環系配管に応力腐食割れ(SCC)が相次いで発見されたことを契機にして「維
1.緒言
非破壊検査技術の一つとして広く用いられている渦電流探傷試験法(ECT:Eddy Current Testing) は、金属材料表面の微細なきずを高感度で検出する手法として、鉄鋼製品の製造工程での検査、火力・原子力発電プラントでの熱
1.はじめに
1970年代中頃に、沸騰水型原子力発電所(以下、BWR:Boiling Water Reactor)においてSUS304ステンレス鋼製の原子炉再循環系配管の溶接熱影響部に応力腐食割れ(以下、SCC:Stress Corrosi
1.緒言
軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査(ISI)の 超音波探傷試験(UT)は、製造時に健全性が確認された 部位に新たに発生するき裂の早期検出を目的とするため、 検査技術者(以下、検査員)には高い技量に加え小さな き裂を見落とさ
「SCC」と一致する結果は見つかりませんでした。