論文
原子炉再循環系配管のSCC深さサイジング技術
著者:
古川 敬,Takashi FURUKAWA,古村 一朗,Ichiro KOMURA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,福田 俊彦,Toshihiko FUKUDA
発刊日:
公開日:
1.はじめに国内の沸騰水型原子力発電設備の再循環系配管(以下PLR配管と記す)で使用されている低炭素オーステナイト系ステンレス鋼(以下SUS316L系材と記す)配 管の一部でひび割れが発見され、超音波探傷試験(以下UTと記す)による深さ測定が行われた。この測定に用いられたUT手法は、横波を用いた端部エコー法(以下従来UTと呼ぶ)を適用した。その後の金属調査の結果、ひび割れは応力腐食割れ(Stress CorrosionCracking 以下SCCと記す)であることが判明した。また従来UTで測定したひび割れ......
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:
公開日:
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......