BWR炉心シュラウド等の応力腐食割れに係わる最近の研究動向：IV.維持基準対応策の現状

摘要

耐応力腐食割れ(SCC)材として開発された低炭素ステンレス鋼を採用したBWRの炉心シュラウドあるいは再循環系配管において顕在化したSCCについて，発生機構と対応策および今後の研究課題を，日本原子力学会材料部会が中心となって組織した「炉心シュラウド等材料問題検討会」で議論し，その検討結果をまとめた。 低炭素ステンレス鋼は，粒界型SCC (IGSCC)の発生抑制に顕著な効果を有するが，今回のSCCでは，まず粒内型SCC (TGSCC)が材料表面の加工硬化層から発生し，これが材料内部でIGSCCとして進展するという想定外の事象として発生，進展したものと考えられる。 低炭素ステンレス鋼のSCC発生，進展機構の解明には，まだ時間を要すると予想されるため，当面のSCC対策としても，各種の応力および環境の改善技術が重要となる。 時を同じくして，認可された維持基準のもと，シュラウド等圧カバウンダリー以外のひび割れについては，従来からの即補修，即交換といった対応のみでなく，ひび割れの存在を容認した運用も開始された。 維持基準への対応のためには，ひび割れの大きさの把握が必須で，非破壊検査の重要性が従来以上にクローズアップされている。 今後，新設されるプラントでは，溶接線に沿って，各種ピーニンク処理を施し，表面層の引張残留応力を圧縮残留応力に変える対策を施すことになっている。 わが国の原子力発電設備の技術基準は，設計建設時のみならず，供用開始後も維持すべき性能を規定したものである。 しかしながら，構造健全性に関する規定は，設計建設規格に対応したものであり，経年変化に伴いひび割れが生じた場合の進展等を評価するための規定は含まれていなかった。 したがって，ひび割れの評価を行うためには個別に手法の妥当性を示す必要があった。