財団法人 電力中央研究所

電力中央研究所 研究報告書(電力中央研究所報告)
[CRIEPI Research Report]

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研究報告書 詳細情報
[Detailed Information]

報告書番号 [Report Number]
Q11008
タイトル
高温水中SCC発生に及ぼす塑性ひずみ分布と応力分布の影響
[Title]
Effects of distribution of plastic strain and stress on SCC initiation in high temperature water
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
低炭素ステンレス鋼製の炉内構造物に生じた応力腐食割れ(SCC)は、機械加工を受けた表面硬化層が発生の起点となっていることが知られており、SCC発生メカニズムの解明には、SCC発生に及ぼす表面硬化層の影響を明らかにすることが重要である。本報告では、フライス加工によって表面加工硬化層の分布を制御したSUS316L製試験片に対し、曲げひずみを付与してX線応力測定を行った。また、硬さ勾配によってSCC発生試験結果を評価し、SCC発生条件を整理した。本研究で得られた結果を以下に示す。
(1) 曲率半径100 mmの曲げひずみ付与に伴い、試験面にはマクロな応力としておよそ360〜640 MPaの分布が生じる。また、その値は曲げひずみ付与前の硬さ分布と逆の相関関係を示しており、硬さの値の小さい領域でピークを持つ。
(2) 本試験条件において他の領域に比べて高いSCC発生感受性を示す領域は、曲げひずみ付与時にマクロな塑性変形が観察され、かつ2.1x10^2 [HV0.1/mm]以上の硬さ勾配を有する領域である。
[Abstract]
Stress corrosion cracking (SCC) has been occurred in boiling water reactor (BWR) components, such as reactor core shrouds and primary loop recirculation (PLR) pipes made of L-grade (low carbon) austenitic stainless steels, which are not thermally sensitized. SCC cracking of reactor core shrouds and PLR pipes is generally initiated on work hardened surfaces. Therefore it is important to clarify the effect of work hardened surface layer on SCC initiation behavior. In this study, X-ray stress measurement on a specimen with controlled plastic strain distribution was carried out in order to evaluate effects of distribution of plastic strain and stress on SCC initiation. The following results were obtained.
(1) Stress distribution on the specimen after bending was negatively correlated with hardness distribution on the specimen before bending. Stress in low hardness region was larger than the stress in high hardness region.
(2) The relationship between hardness profiles and SCC initiated regions suggested that plastic deformation by bending and high hardness gradient (more than 2.1x10^2 [HV0.1/mm]) increased SCC initiation susceptibility in the specimen.
報告書年度 [Report's Fiscal Year]
2011
発行年月 [Issued Year / Month]
2012/05
報告者 [Author]

担当

氏名

所属

三浦 靖史

材料科学研究所 原子力材料領域

加古 謙司

材料科学研究所 原子力材料領域

佐藤 勝

材料科学研究所 原子力材料領域

鈴木 賢治

国立大学法人新潟大学教育学部

キーワード [Keywords]
和文 英文
沸騰水型原子炉 Boiling water reactor
SUS316L Type 316L stainless steel
応力腐食割れ Stress corrosion cracking
X線応力測定 X-ray stress measurement
ひずみ分布 Strain distribution
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