Katsuhiko KUMAGAYA
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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:
公開日:
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
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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......