ステンレス鋼溶接金属／鋳鋼の酸素添加高温水中のSCC進展挙動に及ぼすホウ酸リチウム濃度の影響

摘要

加圧水型原子力発電所（pressurized water reactor，PWR）においても，閉塞した酸素滞留部では高い腐食電位環境に曝される可能性がある．初期のプラントではキャノピーシール溶接部でのIGSCC事例や，安全注入系第1隔離弁近傍でのSCC事例など，高い腐食電位が影響したと想定されるステンレス鋼のSCC事例が報告されている．近年のプラントでは，そのような酸素滞留部を無くす設計変更がなされているが，例えば安全注入系の第1隔離弁の外側には高濃度のホウ酸水で且つ大気開放系の水が満たされており，酸素の影響を考慮した評価を必要とする可能性がある．配管の閉塞部や第1隔離弁の外側では，主管の温度に比べて十分に低い温度である．ただし，キャビティフローにより高温の1次系水が第1隔離弁近傍まで到達し，隔離弁の温度が上昇し，熱伝導により隔離弁下流で温度が上昇する場合も考えられる．酸素を含むPWR高温水中におけるステンレス鋼溶接金属のSCC挙動について，ホウ酸（B）やリチウム（Li）の影響の観点から系統的に研究した例はない．そこで本研究では，PWRのI次冷却材バウンダリーの外側で酸素を含む場合のステンレス鋼溶接金属のSCC進展挙動を調べた．水質条件は，第1隔離弁の外側の比較的高いB濃度を想定し，2900 ppmBでLiの添加はない水質に酸素を含む条件（以降2900B（DO）水質と呼ぶ）を選定した．試験温度は，前述のようにキャビティフローの発生により温度上昇がある場合を想定し，ホットレグの320°Cを選定した．対象材料は，SUS316系とSUS304系ステンレス鋼配管の接続に用いられるステンレス鋼溶接金属の316Lと308L組成のものを選定した．また，ケーシングなどの材料として使用されるステンレス鋳鋼は，オーステナイト母相にフェライト相を含むという観点で，ステンレス鋼溶接金属と類似のミクロ組織である．そこで、15%のフェライト相を含む遠心鋳造製のSCS14Aについても対象材料とした．既報告のPWRの1次冷却材の標準的な水質である500 ppmBと2ppm Liに酸素を含む水質（以降，標準（DO）水質と呼ぶ）で取得したSCC進展データと比較することで，水質の影響を検討した．