1. 緒言
一致していると言われるすべり酸化モデル[3]に基づく 応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking; SCC)のき裂 * モデルによりき裂進展速度を表現する。また、後者を 進展挙動は、力学・材料・環境の 3 つの因子に
1. 緒言
一致していると言われるすべり酸化モデル[3]に基づく 応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking; SCC)のき裂 * モデルによりき裂進展速度を表現する。また、後者を 進展挙動は、力学・材料・環境の 3 つの因子に
1. 緒言
一応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking; SCC)は、閉じ た性状や溶接部周辺の複雑形状・材質の変化などの影 響により非破壊検査(Non-destructive Inspection; NDDに よる検出が他
1. 緒言
軽水炉発電プラントの構造部材において応力腐食割 れ(Stress Corrosion Cracking: SCC)の発生がプラント 利用率の低下を招いており,解決すべき問題となって いる.近年,SCC き裂進展速度予測式として,き裂先 端
1.緒言
近年、BWR や PWR の炉水環境と高線量の放射線下 で長時間使用された原子炉炉内構造物において、応力 腐食割れが確認されている。ひび割れを炉水環境から 隔離することで、さらに SCC が進展することを抑制す ることが可能となる[1]。東
1. 緒言
近年国内の沸騰水型軽水炉(BWR)において経験され ている低炭素ステンレス鋼製再循環系(PLR)配管の溶 接部の応力腐食割れ(SCC)事例によると、母材から発生 したき裂は残留応力に従い溶接金属に向けて進展し、 き裂の多くはその先端が溶融
1. 緒言
いて確率評価モデルを構築した。構築した溶接残留応力分布の確率評価モデルを PASCAL-SP に導入し、配 我が国の初期の軽水型原子力発電所は既に 30 年以管溶接部の破断確率を評価した。 上運転されている。今後さらなる長期間の運転が検討
1. 緒言
配管内表面の引張残留応力は応力腐食割れ (SCC) 等き裂の発生要因となるとともに、配管板厚内の残留 応力分布は、き裂の進展速度や方向に影響を及ぼす。 このため、配管板厚内の残留応力分布は健全性評価に おいて重要な因子である。そこで本研究
1. 緒言
・リスク情報を活用してより高度化した保全計画を策 定するためには、確率論的破壊力学(PFM)に基づいて、 経年劣化を考慮した上で機器の破損確率を評価するこ とが合理的である。配管溶接部の破損確率を評価する 際、溶接により生じる残留応力は、
1.緒言
国内 BWR プラントの低炭素ステンレス鋼で製作さ PLR配管 UT 技術改善に向けて以下を行った。 れた原子炉再循環系(PLR)配管において,2002 年以I) PLR 配管 UT における課題抽出 降超音波探傷試験(UT) を用いた点検
1. 緒言
軽水炉環境で用いられる合金は Cr を主とする耐食 性向上元素を含有している。高温水中のそれら材料表 面には Cr 主体の酸化皮膜が形成されることで知られ ている。しかしながら、応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracki
He XUE, Qunjia PENG and Tetsuo SHOJIFracture and Reliability Research Institute, Tohoku University, Sendai 980-8579, Japan,T
1. 緒言
原子力発電プラントにおいては応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking ;SCC)の発生が稼働率低下の一因と なっている。このため、プラント健全性維持の観点か ら基礎的な酸化則や元素移動等の動力学に立脚した SCC機
1. 緒言
ルボや管台等の形状的な条件から, 必要な探傷ができ 原子力発電設備の供用期間中検査(ISI:In-Serviceない探傷不可範囲が存在する。 Inspection)で要求される体積試験(超音波探傷試験 探傷不可範囲の低減策として, 炭素鋼
1.緒言
物を系統的に充填し、その酸化物の違いによる渦 信号の差異を確認する。これらの結果を考慮して * 渦電流探傷試験は、表面き裂に対して高い感度を有の電磁応答モデルを検討する。 することから、原子力発電設備構造物の非破壊検査に
2. 試験
1.緒言
1構造物の高温水中における劣化事象の一つとし て応力腐食割れ (SCC )がある。その発生原因が構造物に生じ た引張残留応力である場合, 残留応力の低減が劣化 防止対策として有効である。 - 加圧水型原子力プラント(PWR)の一次系環境
1.はじめに
本研究は以上の背景により実施されたものであり、 電磁非破壊検査の観点から応力腐食割れと等価とみ 原子力プラントの高経年化対策において、応力腐。 なすことができる模擬試験体を、固相接合を用いて 食割れ対策は最重要課題の一つに挙げられている
1.緒言
響を受けるかについて,これまでにほとんど書 られない近年では溶接金属の SCC 予防対象1 原子力発電プラントの原子炉炉内構造物の一部に用 いられているニッケル基 600 合金の被覆アーク溶接金 属における応力腐食割れ(SCC)の発生が,こ
1.緒言
範囲は, 182 合金 (JIS Z3224 DNiCrFe-3) の濃度範囲であるのに対し, 82 合1近年,沸騰水型原子炉(BWR)の炉内構造物の一部に 用いられているニッケル基 600 合金溶接金属に,応力 「腐食割れ (SCC) が
1. 緒言
軽水炉発電プラントの高経年化(aging) と長期安 定運用(Long Term Operation:LTO)が世界的な課題 となっている。一般に多くの機器構造物は供用開始 とともに経年劣化が始まるが、初期の想定寿命(設 計のために想定さ
1. 緒言
必要に応じて材料表面の応力改善を行うこと等が要 求されている[4]. - 沸騰水型軽水炉に採用されていたオーステナイト 配管溶接部の引張残留応力の低減方法については, 系ステンレス鋼 SUS304 製の配管では,1970年代後 これまでに
「Stress Corrosion Cracking」と一致する結果は見つかりませんでした。