論文
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
発刊日:
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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......
論文
維持基準を適用した炉心シュラウドのSCC損傷評価
著者:
鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAI,岡村 祐一,Yuichi OKAMURA,福田 俊彦,Toshihiko FUKUDA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,山下 理道,Norimichi YAMASHITA
発刊日:
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1. 緒 言電気事業法の改正により、2003年10月より原子力発電設備の維持基準が導入された。これに伴い発電事業者は法定の「定期事業者検査」を実施すること、また、き裂等の欠陥を発見した場合、当該機器の運転を継続するためには、欠陥の進展を予測し、機器の構造健全性を確認することが義務付けられた[1]。本稿では、近年、国内の沸騰水型原子力発電プラント(以下、BWR)の低炭素ステンレス鋼製炉心シュラウドで多くの事例が確認された応力腐食割れ(以下、SCC)を例に、機械学会維持基準[2]に基づく構造健全性評価の考え方......
論文
高温純水中における低炭素ステンレス鋼のSCCの発生と進展
著者:
高守 謙郎,Kenro TAKAMORI,鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAI
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L-grade stainless steels such as 316NG, SUS316L and SUS304L are used for the BWR reactor internals and re-circulation pipes. The L-grade stainless steels are known as typical SCC resistant materials because they are hardly thermally sensitized in usual welding process due to its lower carbon contents. However SCC of the L-grade material components were recently reported. This paper summarizes the recent knowledge and reports about the SCC behavior of L-grade stainless steels and its mitigation and ...
英字タイトル:
Stress corrosion cracking of L-grade stainless steel in high temperture water