報告書番号

282045

タイトル（和文）

軽水炉圧力容器鋼の腐食疲労研究の現状

タイトル（英文）

PRESENT STATUS OF CORROSION FATIGUE RESEARCHES FOR LWR PRESSURE VESSEL STEALS

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

原子炉圧力容器鋼の腐食疲労に関し，現用鋼の安全評価及び将来鋼の許容欠陥評価のための研究に資するために現在までの情報・知見をまとめた。（１）材料因子：Ｓ含有量が高くなると，き裂進展速度が大きくなる傾向を示す。中性子照射硬化についてはデータが少ないため定量的評価はできない。（２）力学的因子：応力比，繰り返し速度及び波形の効果は，ある程度明らかにされているが，実機コンポーネントの力学状態の把握及びこれを模擬した複合波形下での知見は殆ど得られていない。（３）環境因子：溶存酸素量，温度，流速及び電位等の影響は，必ずしも明確ではない。（４）メカニズム及びコードと安全性：メカニズムとして辷リステップ説や水素誘起割れ説などが提案されているが定説はない。ＡＳＭＥコードセクションＸＩ（Ａ）の特性曲線は，今後の腐食疲労挙動の解明により改善されると

概要 （英文）

THE CURRENT UNDERSTANDINGS OF THE CORROSION FATIGUE BEHAVIOR HAVE BEEN REVIEWED FOR REACTOR PRESSURE VESSEL STEELS IN SIMULATED LWR WATER ENVIRONMENTS. (1)MATERIAL FACTORS:THERE FINDS TENDENCY THAT THE HIGHER CONTENT OF SULPHUR IN STEEL INCREASES THE CORROSION FATIGUE CRACK GROWTH RATE(CFCGR). THE LIMITED DATA HAVE SHOWN THAT NEUTRON IRRADIATION UP TO THE FLUENCE OF 4.5E19N/SQUARE CM(E>1MEV)HAS NO INFLUENCE ON CFCGR. THE SUFFICIENT AND SYSTEMATIC DATA WILL BE REQUIRED FOR MORE EXACT EVALUATION OF THE ABOVE-MENTIONED EFFECTS ON CFCGR. (2)MECHANICAL FACTORS:THE EFFECTS STRESS RATIO,FREQUENCY AND STRESS WAVEFORM ON CFCGR HAVE BEEN ELUCIDATED TO A CERTAIN EXTENT. THE UNDERSTANDING OF THE STRESS/STRAIN LEVEL AND STATE,HOWEVER,HAVE NOT BEEN OBTAINED EXACTLY IN THE LWR POWER PLANT COMPONENTS. TO CLARIFY THESE MECHANICAL EFFECTS ON CFCGR WILL BE EXPECTED FUTURE WORKS. (3)ENVIRONMENTAL FACTORS:THE EFFECTS OF DISSOLVED OXYGEN CONTENT,TEMPERATURE,FLOW RATE AND ELECRTROCHEMICAL POTENTIAL ON CFCGR IN THE COOLANT WATER ARE ALMOST NOT CLEAR. (4)MECHANISM AND INTEGRITY CODE:TWO MECHANISMS,I,E,SLIP-STEP DISSOLUTION AND HYDROGEN-INDUCED CRACKING MODELS HAVE BEEN PROPOSED. HOWEVER,THERE FIND NO ESTABLISHED THEORY. IT IS EXPECTED THAT THE FUTURE RESEARCHES IMPROVE THE REFERENCE CURVES IN ASME BOILER AND PRESSURE VESSEL.

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