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：V.水化学からのIGSCC抑制策の研究現状

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。 316 L鋼の耐IGSCC性評価は，本ステンレス鋼が本格的に採用されるようになった改良標準BWR初号機（福島第2原子力発電所2号機）の運転開始前にさかのぼる。 当時の材料選定では，定歪速度試験(CERT)，クレビス付ビームベント試験(CBB)，単軸引張試験などの材料試験が主で，SCC発生抑制についての評価が中心であった。実験における腐食環境指標としても，当時は，腐食電位(ECP: Electrochemical Corrosion Potential)での評価がまだ十分には普及しておらず，酸素濃度を指標とするものが主で，溶存酸素濃度200 ppbという測定値を基本として，大気飽和濃度8 ppmの条件で加速試験が行われることが多かった。