電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

L12001

タイトル(和文)

高温海水中におけるジルカロイ-2被覆管材の腐食試験

タイトル(英文)

Corrosion test of Zircaloy-2 specimen in high temperature seawater

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

全電源喪失時などの緊急安全対策として、使用済燃料プールへの海水注入が最終冷却手段に位置付けられている。高温の海水に対する燃料被覆管の腐食挙動は明らかでない部分が多く、腐食試験による影響把握が必要である。本研究では、海水が使用済燃料プールに注入され、高温が長時間持続した場合を想定して、燃料被覆管の腐食挙動を調査した。海水濃度10%以下の試験ではき裂は観察されなかった。一方、海水が飽和濃度まで濃縮される環境では、表面にケガキ傷を付けた試験片でのみ、応力腐食割れと見られるき裂が観察された。これより、被覆管に傷などによって高い残留応力が発生している場合に、はじめてき裂が発生することがわかった。また、海水濃度10%以下の試験では、被覆管表面に石灰質析出物の層が形成された。層下の被覆管表面では孔食が少なく、石灰質析出物には防食効果が確認された。

概要 (英文)

Seawater is the last coolant material for a spent fuel pool on emergency safety measures of the station blackout. Therefore, it is necessary to understand corrosion behaviors of fuel claddings in seawater at high temperatures. In this work, we postulated that seawater was injected in to the spent fuel pool and was heated by decay heat form spent fuel for long term, then the corrosion behaviors of fuel claddings were investigated. Stress corrosion cracking (SCC) was not observed on Zircaloy-2 specimen in 3, 10 mass% salinity (concentration of salt in seawater) water at high temperatures. On the other hand, SCC was observed along scribe line in a saturated solution of magnesium chloride at 80C. High stress concentration and high salinity such as the saturation state are necessary to SCC growth in Zircaloy-2. Calcareous deposit layer was formed on the specimens in 3, 10 mass% salinity water at high temperatures. It was a protective layer and pitting corrosion on the specimen surface was reduced.

報告書年度

2012

発行年月

2013/05

報告者

担当氏名所属

澤部 孝史

原子力技術研究所 燃料・炉心領域

園田 健

原子力技術研究所 燃料・炉心領域

北島 庄一

原子力技術研究所 燃料・炉心領域

キーワード

和文英文
燃料被覆管 Fuel cladding
腐食 Corrosion
海水 Seawater
応力腐食割れ SCC
使用済燃料プール Spent fuel pool
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