報告書番号

T88065

タイトル（和文）

軽水炉模擬高温水中における原子炉圧力容器鋼の腐食割れ挙動

タイトル（英文）

ENVIRONMENTALLY ASSISTED CRAEKING BEHAVIOR OF REACTOR PRESSURE VESSEL STEELS IN SIMULATED LWR HIGH TEMPRALARS WATER

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

本報告は，当所のこれまでの軽水炉水模擬環境中における圧力容器鋼のき裂進展速度に関するデータを総合的に評価するとともに，ＩＣＣＧＲサートラウンドロビン試験結果をまとめたものである。（１）当所の第一次ＩＣＣＧＲラウンドロビン試験結果は，他機関データの平均的値を示し，試験法の妥当性が確認されるとともに，ＢＷＲ環境中でのＳ量効果が認められた。（２）ＰＷＲ一次系炉水模擬環境中における圧力容器鋼のき裂進展速度は，大気中よりは加速されているが，ＡＳＭＥ炉水中曲線より十分小さい。また，き裂進展速度に与えるＳ量効果，Ｒ比効果は認められなかった。（３）Ａ５０８Ｃ１．３鋼サートラウンドロビン試験の結果，ＴＧＳＣＣ発生臨界電位は約－３００ｍＶであり，本研究で用いた程度のＳ含有鋼は，ＰＷＲプラントでＴＧＳＣＣ

概要 （英文）

FOR REACTOR PRESSURE-VESSEL STEALS,SUMMARY AND EVALUATION OF CYCLIC CRACK GROWTH RATE CHARACTERISTICS UNDER BOTH BWR AND PWR PRIMARY WATER CONDITIONS,AND OF SSRT SCC BEHAVIOR UNDER PWR PRIMARY WATER CONDITIONS,WAS CARRIED OUT. (1)THE FIRST ICCGR ROUND-ROBINTEST SHOWED THAT OUR TEST METHOD YIELDED RESULTS IN AGREEMENT WITH THEDATA OBTAINED BY THE OTHER ICCGR MEMBERS,THUS UNFIRMING THE VALIDITY OF OUR METHOD. ALSO,THE EFFECT OF SULFUR ON THE GROWTH RATE OF CYCLIC CRACKS WAS FOUND UNDER SIMULATED BWR WATER CONDITIONS. (2)THE CRACK GROWTH RATE OF PRESSURE VESSEL STEELS WAS FASTER IN SIMULATED PRIMARY WATER CONDITIONS THAN IN THE ATMOSPHERE.HOWEVER,THE GROWTH RATE WAS LOWER THAN THE ASME CODE REFERENCE CURVE FOR WATER. FURTHERMORE,SULFUR EFFECTS AND R RATIO EFFECTS WERE NOT OBSERVED IN OUR TESTS. (3)UNDER SIMULATED PWR PRIMARY WATER CONDITIONS THE CRITICAL ELECTROCHEMICAL POTENTIAL VALUE OF THE TGSCC INITIATION FOR A508 C1.3 STEEL WAS APPROXIMATELY -300MV.THIS RESULTS SUGGESTS THAT TGSCC OF REACTOR PRESSURE VESSEL STEELS CONTAINING ABOUT 0.01 WEIGHT% SULFUR WILL NOT OCCUR IN AN ACTUAL PWR PLANT,WHICH HAS HIGHER CORROSION POTENTIAL.

報告者

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