【第２５回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合資料】

資料２５－１ 0

PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの知見拡充に関する2023年度の検討結果について（亀裂発生メカニズム・亀裂有り健全性評価）
原子力エネルギー協議会（ATENA）
2024年 ８月22日
本資料には、経済産業省「令和5年度原子力の安全性向上に資する技術開発事業（原子力発電所の長期運転に向けた
高経年化対策に関する研究開発）」の成果が含まれています。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

1目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

3

PWR1次系ステンレス鋼配管粒界割れの概要
本検討の発端となった大飯発電所３号機加圧器スプレイ配管溶接部での事象の概要を以下に示す。
実機の破壊調査結果
発生箇所
加圧器スプレイライン（材質:オーステナイト系ステンレス鋼（SUS316））

断面図（上面図）

14.0mm60mm

114.3mm

傷（イメージ）
長さ60mm、深さ4.4mm

断面図（横面図）
１次冷却材系統設備概要図

管台側（配管外側）

溶接金属

加圧器側

14.0mm（配管内側）➢ 供用期間中検査（ＩＳＩ）にて、加圧器スプレイラインの1次冷却材管台と管継手（エルボ部）の配管溶接部に有意な指示が認められた。その後の破壊調査により、溶接熱影響部にて長さ60㎜、深さ4.4㎜の亀裂があることが明らかとなった。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

4

配管溶接部の割れの概要＜亀裂発生及び亀裂進展の状況整理＞(公開会合における関西電力説明)• 過大な溶接入熱と、管台-エルボ部の剛性の影響が重畳し、表層近傍において特異な硬化と応力が影響したことにより割れが発生と推定。
（現時点で、初期欠陥が認められていないが、溶接により微細な割れが発生していた可能性が否定できていない）• また、亀裂進展に対しては、硬化したオーステナイト
系ステンレス鋼の割れが進展する既存知見と合致しており、粒界型SCCと推定。

管台

エルボ

管台

• ATENAとして、PWR1次系ステンレス鋼配管における割れについては特異な事象であり、発生メカニズムなど知見がほとんどなく、原因の特定および知見拡充の観点から、研究・調査が必要であると認識。

5mm

約3.6mm

外表面

内表面

400μm

亀裂の断面

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

5

検討のアプローチ➢ 規制当局と関西電力(株)の公開会合を踏まえ、技術課題は「①発生メカニズムの解明」、「②亀裂がある場合の健全性評価」、「③検査技術の向上」の３分類あると整理し、研究計画を元に推進。①及び②について研究継続中。③はレポート公開、安全対策完了済。
①発生メカニズムの解明②亀裂有り健全性評価③検査技術の向上*

2021年 ステップ 1
度実施

知見整理・
専門家
研究計画素案 反映 意見

知見整理・
専門家
研究計画素案 反映 意見

専門家
要因整理・
検証計画素案 反映 意見ステップ 2

研究計画策定／ATENA研究計画公開

研究計画策定／ATENA研究計画公開2022年
以降 ステップ 3
継続

研究実施
専門家
／実施状況・
意見
計画公開(1年毎目処) 反映

研究実施／実施状況・
専門家
反映
計画公開
意見
(1年毎目処)研究纏め／ATENAレポート公開

研究纏め／ATENAレポート公開

研究完了時

ステップ 4

検査技術検証
／要因分析
／対策検討
専門家
／実施状況・
意見計画公開 反映

2023年度実施内容
検査技術纏め（今回説明）ATENAレポート公開

実機保全に反映（ISI定点・頻度／規格基準類／メーカー検査要領）＊③検査技術の向上については，検討結果を纏めたATENAレポート公開（2023/4/28）、各社安全対策完了を公表（2024/7/29）
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

6

亀裂発生メカニズム・亀裂有り健全性評価に関する研究計画 ～実施工程～
目標
全般

実施項目

2022年度

2023年度

実機損傷/健全部位

実機/モックアップ

2024年度

2025年度

1. 最新知見の調査
2. 実機詳細調査（損傷部位、比較部位）(1)-①局所ひずみ測定（SEM/EBSD）

亀裂発生
メカニズ
ム解明

(1)-②断面マクロ硬さ測定(2)-①溶接欠陥の調査(SEM/EDS）(2)-②潜在き裂の調査(SEM/EDS）(3)被膜分析、亀裂先端ミクロ組織分析（TEM）
3. 発生特性に関する調査
4. (1) SCC進展特性知見の調査
4.(2)SCC進展特性データの取得

構造健全4.(3)SCC進展速度線図案の策定

性評価の
確立

5.溶接残留応力評価
6.(1) 構造健全性評価
6.(2) LBB成立性の検討

技術基盤
の整備

7. 技術基盤の整備

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

7

2023年度実施内容

1. 最新知見の調査– フランスのPWRプラントで認められた安全注入系配管溶接部のSCCと推測される欠陥などの最新情報を収集し、本検討の計画に反映する必要があるか否かについて調査する。

2. 実機詳細調査（亀裂発生メカニズム解明）(1)-①局所ひずみ測定（SEM/EBSD）(1)-②断面マクロ硬さ測定（硬さの相関取得）(2)-①溶接欠陥の調査(SEM/EDS）(2)-②潜在亀裂の調査(SEM/EDS）(3)被膜分析、主亀裂先端ミクロ組織分析（TEM）
3. 発生特性に関する調査（亀裂発生メカニズム解明）– SCC発生特性に関する既往知見を調査する。
4. 亀裂有り構造健全性評価の確立(1)SCC進展特性知見の調査– SCC進展特性に関し得られている既往知見が、本事象の条件（進展速度・進展経路）を十分に網羅できているかを調査する。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

8

目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

仏国PWRプラントで検出されたIGSCCの亀裂深さ分布9IGSCCの亀裂深さ分布（2023年6月時点）

18

亀裂深さが11.3 mm（Penly 2号機）および22.4 mm（Penly 1号機）の亀裂も確認されている。

Number of Occurrences

16
14

12
10
8
6
4
2
0

0.2 0.6 1.0 1.4 1.8 2.2 2.6 3.0 3.4 3.8 4.2 4.6 5.0 5.4 5.8 6.2 6.6 7.0
Default Height (mm)Penly 1号機で確認された亀裂深さ
約23 mmのIGSCC亀裂• 仏国PWRのECCSおよびRHRSのステンレス鋼製配管の溶接部において、これまで100箇所
以上でIGSCCが確認された。そのほとんどの欠陥（IGSCC）は熱成層による荷重が大きい箇所で確認され、一部は補修溶接が行われた箇所で確認された。

• 殆どの亀裂深さは0～6 mmであった。一方で、以下の通り比較的大きい亀裂も確認された。
✓ Penly１号機 ：深さ約23 mmのIGSCCが確認された。製造時に実施された補修溶接が(2023年3月頃) 影響したと考えられている✓ Penly2号機 ：深さ約12 mmの疲労亀裂が確認された。熱応力によるものと考えられて(2023年初め) おり当該部についても製造時に補修溶接が実施されていた
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

[出典] WENRA. Recommendations Following the Discovery of Intergranular Stress Corrosion Cracks on some French Pressurized Water Reactors. 2023.11.

仏国PWRプラントの亀裂発生要因に関する米国の見解

10

米国事業者（PWROG）の見解（※1）⚫ 仏国PWRと大飯3号機で確認されたIGSCC事象は、米国では発生する可能性が低く、仮にSCCが顕在化した場合でも、米国の検査プログラムにより重大な欠陥は検出可能であることから、安全上の重大な懸念事項とならないと判断した。
⚫ 併せてPWROGはメンバーに対し、仏国及び日本でIGSCCが報告されている系統のエルボ部の検査に際してIGSCCに対応した検査を適用することを要求。

米国規制当局（NRC）の見解（※2）⚫ 仏国のIGSCC事象を受け、同事象が米国プラントの安全性に重大な影響を及ぼす可能性があり、規制措置が必要であるかを検討するために、確率論的破壊力学（PFM）に基づいたリスク評価を実施。

⚫ 安全注入系配管における小破断の冷却材喪失事故（SBLOCA）が炉心損傷頻度（CDF）に与える影響について評価した結果、炉心損傷頻度の変化量はLIC-504のガイダンスに示される「直ちに行動を起こさず、継続して業界の動向を監視する」（オプション2）と判断された。
※1 PWROG-23007-NP Revision 0. Safety Assessment of Recent Atypical Stress Corrosion Cracking Operating Experience in Non-Isolable Stainless Steel.
Framatome Doc. No. 51-9357850-000. 2023. 4.
※2 U.S.NRC. Risk-informed Assessment of French Stress Corrosion Cracking Operational Experience Relative to US Fleet. ML23236A052. 2023. 9
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

11

仏国PWRと大飯3号機の粒界割れ事象の比較

仏国PWRと大飯3号機の事例では、以下の様な違いがあることから、異なる要因が想定される。
✓ 仏国PWRでは運転状態で通水がないため、熱成層による変動荷重が考えられているが、大飯3号のSCCは通水部であることから、熱成層による荷重変動は想定されない。
✓ 仏国PWRでは複数箇所で亀裂が見つかっているが大飯3号では1箇所のみ。
✓ 仏国の一部の亀裂確認箇所では補修溶接が行われているが、大飯3号では行われていない。
項目

大飯3号機（本研究の調査結果）
加圧器スプレイライン配管HAZ
通常運転時流れがある部位
IGSCC
1箇所 ※１316
無亀裂発生部位での硬化を確認
当該HAZで確認
PWR一次系冷却材環境

溶存酸素

仏国PWRプラント（出典1, 2の情報）
安全注入系配管/余熱除去系配管HAZ
通常運転時流れがない部位
IGSCC
100箇所以上
316L、304L
無
亀裂発生部位での硬化を確認
明確な記載はない
PWR一次系冷却材環境
例えば、Civaux 1号機の発生箇所では300℃
詳細調査中（IRSNが可能性を指摘）

不純物元素(Cl-等)

無無

溶接残留応力有有

補修溶接

一部、補修溶接あり

補修溶接なし変動荷重

熱成層による変動荷重あり

振動や変動応力の影響は小さい

発生部位と部位の特徴
割れ形態
亀裂が検出された溶接部
材料
鋭敏化
材料要因
硬化
結晶粒粗大化
環境
環境要因

応力要因

温度

約290℃
無

※１ 大飯3号粒界割れに関する国内PWR各プラントの実機水平展開検査状況を参考１に示す
Copyright© Atomic
EnergyAssociation
All Rights Reserved.
[出典1] U.S.NRC Official Transcript of Proceedings.“Advisory Committee on Reactor Safeguards Fuels,
Materials,
andStructures
Subcommittee”.
2022.11.16.
[出典2] WENRA. Recommendations Following the Discovery of Intergranular Stress Corrosion Cracks on some French Pressurized Water Reactors. 2023.11.

仏国PWRプラントの損傷事例に関する動向調査 まとめ

12

2023年度の調査で分かったこと

仏国損傷事例について（p.9参照）••

仏国PWRの100箇所以上のステンレス鋼配管溶接部でIGSCCが認められた。その殆どは熱成層荷重が大きい箇所であり、一部は補修溶接が実施された箇所であった。
大多数のIGSCCの亀裂深さは小さい（0～6 mm）が、2023年3月頃にPenly1号機で検出された亀裂の深さは約23 mmであり、これは製造時に実施された補修溶接が影響したと考えられている。

米国の見解について（p.10参照）••

PWROG-23007-NPの報告書において、仏国PWRと大飯3号機で確認されたIGSCC事例は、米国のプラントにおいて、事象の発生や配管破断の可能性の評価に基づいて、安全上の重大な懸念事項とならないと結論付けている。
米国NRCは、規制措置検討のために確率論に基づくリスク評価を実施した。その結果、「直ちに行動を起こさず、継続して業界の動向を監視する」と判断された。

大飯3号事象と仏国損傷事象との関係について（p.11参照）•

損傷部の通水の有無（大飯3号：あり/仏国：なし）、熱成層の有無（大飯3号：なし/仏国：あり）、発生箇所（国内：大飯3号の一箇所のみ、仏国：複数プラントの多数箇所）、補修溶接（大飯3号：なし、仏国：一部であり）等の相違点があり、別要因により生じたものと想定される。

今後も新たな情報が公開され次第調査を実施し、大飯3号の事例との比較を行う
ことで、両者の差異や要因に関する検討を引き続き実施する予定である。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

13

目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

確認されている事実に基づく粒界割れの発生・進展要因（仮説）◼ 確認された粒界割れ（主亀裂）事象を踏まえて，実機のステンレス鋼配管の保全を検討していくために，
粒界割れの発生・進展要因の調査を進めている。
◼ 確認された事実に基づく，当初（2022年度）の発生・進展要因に対する仮説は以下の通り。
項目

粒界割れ（主亀裂）事象

確認された事実発生・進展に対する仮説⚫ 1カ所のみ発生（複数プラント検査結果）⚫ HAZ部に発生⚫ 高硬度部位（300HV～）に発生⚫ 深さ4.4㎜まで進展：想定要因⚫ 溶接大入熱によりHAZ部(特に溶接境界部)に高ひずみ(硬さ・残留応力)が付与⚫ 溶接時の微細な表面欠陥が起点となった可能性⚫ 結合力が弱い粒界に，特異な硬さ、残留応力が重畳することで亀裂が成長◼ 本仮説を検証する目的で，2023年度の追加調査内容を計画・立案して実施した。
要因

調査内容

硬さ

主亀裂周辺の硬さの確認（特異性の確認）⇒p.15 （2022年度成果再掲）

残留応力

粒界強さの観点で，局所結晶方位差（KAM）の評価 【断面EBSD】⇒p.16

粒界酸化
／
粒界結合力

酸化物分布状況及び酸化物被膜厚さの確認【破面・断面SEM/TEM】⇒p.17-22

微細な表面欠陥(溶接時)

酸化物内の詳細分析による水質影響の確認【ラマン分光分析等】⇒p.23
粒界強さの観点で，粒界性格の評価【断面SEM/TEM/EBSD】⇒p.24

モックアップによる溶接直後からの微細な欠陥の調査 【モックアップ調査】⇒p.25
三菱重工原子力技術資料：クラスＢ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

14

2022年度成果（主亀裂周辺との他断面での硬さの比較）

硬さ➢ ミクロ硬さ(HV0.01)からは，比較管0°エルボ側，また，他の断面と比べても当該管0°エルボ側の主亀裂周辺での内表面側では硬化(最大303HV0.01)の傾向が大きかった。
➢ 当該管0°の主亀裂の発生には，硬さが影響している可能性が高い。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

15

2023年度成果（EBSD(KAM)でのひずみ計測）(例)当該管
主亀裂0°近傍のKAMマップ

全領域KAM600µm

表面部(約100µm)のKAMデータ抽出

250µm

EBSD(KAM)でのHAZ溶接境界の全範囲(600×250µm)での内表面近傍からの全領域及び粒界近傍(6µm)でのKAM平均値で算出➢ 主 亀 裂 と 他 部 位 の EBSD 計 測 結 果(KAM分布：ひずみの特異性)からは，明確な差異は認められない。※➢ ひずみ以外に，硬さ，残留応力，粒界
性格や結晶粒径等の他因子との重畳も必要と考えられる。

残留応力

主亀裂

全領域KAM

主亀裂とMSCに対する表面部
でのKAM平均値※右上図から， 表面部における主亀裂（No.1）の粒界KAM値（約0.35°）は， Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
No.2~23の粒界KAM値のバラつきの範囲（約0.25°～約0.9°）と比べて有意な差は無し

16

主亀裂先端の詳細分析

17

粒界酸化

• 2022年度の主亀裂/MSCの先端領域のSEM/EDS結果を踏まえて，2023年度では主亀裂/MSCの最先端での粒界酸化挙動に着目して，SEMより高分解能及び高解像度のTEMを用いて高倍率で詳細分析を実施した。

主亀裂最先端の断面TEM観察位置*

主亀裂先端の断面
SEM観察位置*

MSC先端の断面
SEM観察位置*

亀裂最先端

当該管0°エルボ側

高倍率

MSC最先端の断面TEM観察位置*

MSC最先端高倍率
亀裂最先端

MSC最先端

拡大
25μm

拡大

50μm

亀裂最先端

MSC最先端400μm*(注意)主亀裂/MSC先端に対するSEM/TEM観察位置は，
サンプル断面が異なるために同一視野ではない。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2022年度成果（主亀裂先端のSEM/EDS分析）

18

粒界酸化

潜在亀裂有無の詳細調査の過程において、MSC＊の存在が確認された。
反射電子像⇒ 特異な硬化が生じていない部位のMSCはいずれも1結晶粒程度の大きさであり、反射電子像
更に、主亀裂先端とは異なり、停留を示唆する酸素（酸化物）が検出されている。
MSC断面
SEM/EDS

主亀裂先端の断面
SEM/EDS（EDS組成マップ）（EDS組成マップ）

当該管0°エルボ側
25μm

50μm

先端域

主亀裂

（断面ミクロ組織）
10 μm•

主亀裂先端では有意な酸素が検出されていない。

➢ 進展性を示唆•

MSCでは先端まで酸素が検出されている。

➢ 長時間の停留を示唆

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
*MSCとは、Microstructurally Small Crackの略。ここでは、非破壊検査（目視、PTなど）では検出されることが無い、
断面ミクロ観察等の拡大観察により確認可能な、溶接熱影響部に生じる1結晶粒程度の非常に微細な裂け目と定義。

2022年度成果（主亀裂先端のSEM/EDS分析）
反射電子像（EDS組成マップ）（EDS組成マップ）

50μm

50μm

中央域
主亀裂
開口域
(内表面側)（断面ミクロ組織）➢ 亀裂中央部では有意な酸素が検出されている。

19

主亀裂開口域(内表層側)の断面SEM/EDS

主亀裂中央域の断面SEM/EDS
反射電子像

粒界酸化

➢ 内表層側の亀裂開口部で有意な酸素が検出されている。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2023年度成果（主亀裂先端のTEM/EDS分析）

粒界酸化

亀裂最先端のマッピング分析結果（上：15万倍／下：50万倍）
亀裂最先端

拡大

亀裂最先端

•
•

2022年度のSEMでは、酸素は有意に検出されなかったが、2023年度の高分解能/高解像度のTEMを用いると、酸素の存在が認められており、亀裂最先端域の粒界酸化を示唆。(詳細は参考2)
Fe,Crが選択的に酸化(FeおよびCrの溶解)することから、亀裂最先端の前方の粒界部分には、100nm程度の領域に明確なNi濃化（〇部分）を確認。

➢ ラボ試験のPWR1次系模擬環境中SCC亀裂先端域の観察結果(次頁参照)と同様にNi濃化が確認されており、主亀裂は進展性を有するSCCであったことを示唆。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

20

2023年度成果（主亀裂先端のTEM/EDS分析）

粒界酸化（文献例）PWR1次系環境中のラボSCC試験での亀裂最先端のTEM観察結果
SS316@320℃

SS316＠360℃

Niの濃化

Niの濃化

Sergio Lozano-Perez, Ed Roberts, Phani Karamched, and Zhao Shen, Quantification of SCC mechanisms in austenitic
alloys under PWR primary water conditions, Corros Rev 2024; aop.

➢ 比較的短時間のPWR一次系模擬環境での亀裂進展試験においても，亀裂先端の前方の粒界部分にNi濃化が観察されている。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

21

粒界酸化

2023年度成果（MSC先端のTEM/EDS分析）
MSC最先端のマッピング分析結果（上：15万倍／下：50万倍）

亀裂最先端

拡大

亀裂最先端

•

MSC先端の前方の粒界及び内層被膜直下の母材にNi濃化の傾向が確認されたが，主亀裂ほどNi濃化は明確では無かった。（〇部分）➢ 主亀裂とは異なり、2022年度SEMで酸素が明確に検出された※ことや、2023年度
TEMで明確なNi濃化が確認できていないことからも、MSCは停留していた可能性を示唆※：MSCでは微小亀裂全体に渡って有意な酸化被膜が形成されている状態

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

22

23

粒界酸化

2023年度成果（破面酸化物のラマン分光分析）
主亀裂の酸化被膜特性• 酸化被膜特性として，内表面側になる起点部にNiFe2O4(及びFe3O4)が形成され，中央部及び先端部に進むにつれてFe3O4(ないしはFeCr2O4)が主体であり、一般的なPWR一次系環境において形成される酸化被膜特性と差はなかった。
• 尚，MSCも同様の状況であり，同じ環境で形成されたものであった可能性が高い。
(NiFe O 主体)
2

主な評価領域4cm-1(管内面側)(NiFe2O4及びFe3O4)

cm-1(NiFe2O4及びFe3O4)

ピークの位置、強度の傾向から含まれる物質を評価

cm-1(Fe3O4(ないしはFeCr2O4)主体)(管内面側)

a,b【参考】Fe-Cr-Ni系酸化物のラマンスペクトル(検量される主ピークの確認)

当該管0°近傍主亀裂(T-2-2)
破面ラマン分析結果

c

破面領域

d

➢ 水質環境に伴う酸化被膜形態に特異な状況は確認されなかった➢ 一般的なPWR一次系環境で生じたものであり、水質の違いによる影響はないものと推定
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

2023年度成果（主亀裂/MSCのEBSD粒界性格*）

粒界結合力

粒界性格の同定（主亀裂，MSC：t-0-ic-e ）
Σ9
R

R

RR R

R

R

R
R

R

R

R

R
Σ3

MSC

R

R

R

主亀裂
MSC
100μm

➢ 主亀裂およびMSC共に観察断面においてランダム粒界を起点に発生。
➢ ランダム粒界は、結合力が弱く、亀裂発生が助長された可能性あり。
*粒界性格：低エネルギー粒界構造を有する特殊な粒界を対応粒界（Σ：小角度粒界、双晶を含む）、(参考3参照) 高エネルギー粒界構造を有する通常粒界をランダム粒界（R）と呼ばれている。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

242023年度成果（モックアップの断面ミクロ調査） 微細な表面欠陥(溶接時)25• 溶接入熱、溶接姿勢、配管形状他をパラメータとし、実機施工条件よりも厳しい条件等も含めた約40体のモックアップを用いて、製作（溶接）時の粒界割れの起点となり得る微細な割れ形成の可能性を調査モックアップ観察
管台側母材
MSC
MSC

溶金側
溶接境界
100μm

（参考）実機MSC

100μm

100μm

100μm

100μm

拡大

微細な割れは確認されず※
20μm

20μm

20μm

20μm

➢ 製作（溶接）時にはMSCのようなものは確認されず、MSCはプラント運転中に生じたものであることを示唆※組織を現出させるようエッチングをした結果として黒い筋(粒界)が見えている状態。
実際はエッチング前の状態でミクロ観察し、微細な割れがないことを確認している。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

26

主亀裂の発生・進展の仮説の検証状況（調査結果）◼ 2022／2023年度で調査を行い、主亀裂の発生・進展の仮説に関して、他部位との比較を主体に現状評価
した結果は以下の通り。
要因

調査内容

調査結果

今後の対応

硬さ

主亀裂周辺の硬さの確認（特異性の確認）• 300HVを超える硬さを有することを確認し，特異な硬さであったと評価。（2022年度の研究成果）【→p.15参照】

済

残留
応力

• 主亀裂と他部位のEBSD計測結果(KAM分布)を比較した結果か
粒界 強さ の観点 で，局所ら，両者に明確な差異は無し。【→p.16参照】
結晶方位差(KAM)の評価 • 残留応力の違いが出ると考えられる溶接ビード裏波形状（幅・高【断面EBSD】
さ・断面積）について、主亀裂と他部位について比較したが、関連性は明確に出来なかった。⇒参考4参照

粒界
酸化
／
粒界
結合力

微細な
表面欠陥
(溶接時)

酸化物分布状況及び酸化物被膜厚さの確認【破面・断面SEM/TEM】

FEM解析によ
る残留応力
分布の評価

• 主亀裂の先端部において粒界酸化 （Ni濃化）が認められた。 粒界の偏析等【→p.17~22参照】の分析

酸化物内の詳細分析による • 酸化被膜特性として，特異な状況は無し
水質影響の確認• 被膜厚さは深さ方向においても、同様に特異な状況は確認されな【ラマン分光分析等】
かった。【→p.23参照】

済

粒界 強さ の観 点 で，粒界 • 観察断面では主亀裂はランダム粒界からの発生を確認。
性格の評価• ランダム粒界において粒界結合力が低下し亀裂発生となった可能【断面SEM/TEM/EBSD】性を推定。【→p.24参照】

済

モックアップによる溶接直後か• 製作（溶接）時にMSCのようなものは確認されなかった。
らの微細な欠陥の調査• MSCはプラント運転中に生じたものと示唆。【→p.25参照】【モックアップ調査】済Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

27

目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

オーステナイト系ステンレス鋼のPWRにおける粒界型の割れに関する実機損傷事例（代表）
国内
発生年/海外 （代表プラント）

28

機器または部材

材料

損傷モード

備考

国内

1987年
（S62）

関電・九電 1次冷却材ポンプ
変流翼取付ボルト（TVボルト）

A286合金；SUH660に相当する
析出硬化型のオーステナイト系耐熱ステンレス鋼

IGSCC

複数プラントで発生

海外

1988年

フランス他 炉内構造物
バッフルフォーマボルト

347ステンレス鋼
316ステンレス鋼（冷間加工）

IASCC（照射劣化）

海外プラントで複数発生
国内発生無し

海外

1997年

フランス
加圧器ヒータシース

316Lステンレス鋼（冷間加工）

IGSCC（強加工，アルカリ）

国内発生無し

国内

1998年
（H10）

関電大飯2号機 炉内計装用温度計
ハウジングキャノピーシール

316ステンレス鋼

O2SCC

海外

2005年

ドイツ(ネッカー原子力発電所)
炉内構造物バレルボルト

316Tiステンレス鋼（冷間加工）

IGSCC/IASCC（強加工）

国内発生無し海外

2006年

米国（WH製PWR）
加圧器ヒータスリーブ

316ステンレス鋼

IGSCC

国内発生無し

国内

2007年
（H19）

関電美浜2号機
SG管台セーフエンド部

316ステンレス鋼

IGSCC
（強加工）

海外

2010年

中国(Daya Bay-1,2)
1次系配管90°エルボ部

316LNステンレス鋼

IGSCC
（強加工）

国内

2020年
（R2）

関電大飯3号機
加圧器スプレイライン配管

316ステンレス鋼（溶接HAZ部）

IG割れ

海外

2021年

フランス(複数プラント)
RIS配管，RRA配管

316Lステンレス鋼（溶接HAZ部）

IGSCC（強加工，熱成層，
補修溶接）

国内発生無し国内発生無し➢ オーステナイト系SUSのPWR粒界型の割れとは，環境，照射や冷間加工等が要因と考えられている➢ 大飯３号機の粒界割れ事例は溶接HAZ部の硬化等の影響と考えているために，これまでの損傷事例とは異なるものであることを確認
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

文献等からの実機における微小亀裂発生に関する調査

29•

配管の冷間加工を受けた機械加工層に，溶接入熱により再結晶化すると，粒界の結合力が弱まり，冷却過程で割れてFissureが発生•

50μmと小さいが，亀裂の起点，
クレビス(隙間)となる•

高K値環境では進展の起点となる•

RTでは検出不可➢ 冷間加工材の溶接部では，供用前からも微小亀裂が発生している可能性があることを確認
DW Sandusky, BD Frew, and RM Horn, Field Experiences with Cold Work in BWRs, Workshop on Cold Work in Iron- and Nickel-Base Alloys
Exposed to High Temperature Water Environments, 4 June 2007.
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

文献等からのラボ試験における微小亀裂発生に関する調査(例)
•

•
•

•
•
•

Examinations
wereperformedonsecondaryintergranular cracks on a thin foil removed from #13684E9 specimen in order to estimate the penetration ofoxygen at grain and twin boundaries.
A series of scanning and energy-filtered TEM arepresented on Figure 20.
On the STEM image, the main intergranular crack (seeon the upper left) and an intergranular branching on a
low angle grain boundary were observed.
Micro-twinning was observed on both sides of theboundary.
EFTEM maps revealed oxidation of the low angle grainboundary, 500 nm ahead from the crack.
Twin boundaries were also oxidized, but O was not
significantly detected beyond 100 nm from the low
angle grain boundary.

0.1μm

0.1μm

0.1μm

0.1μm

• 変形双晶や低角粒界での酸化と亀裂➢ 粒界酸化による微小亀裂発生事例を確認
発生・進展の一要因であることを示唆
T. Couvant, L. Legras, F. Vaillant, J.M. Boursier, and Y. Rouillon, EFFECT OFSTRAIN-HARDENING ON STRESS CORROSION CRACKING OF AISI 304L
STAINLESS STEEL IN PWR PRIMARY ENVIRONMENT AT 360°C, Proceedings ofthe 12th International Conference on International Conference on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power System – Water Reactors –, 2005

0.1μm

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

30

31

発生特性に関する文献調査結果まとめ• 実機損傷事例の調査結果から、大飯３号機の粒界割れ事例はこれまでの損傷事例とは異なるものであることを確認した。（p.28参照）• HAZに対して溶接欠陥(ミクロフィッシャー：Micro Fissure)が形成されるとの報告（p.29参照）があり、供用前から微小亀裂が生じている可能性はあるが、2.2項の詳細調査結果から大飯3号では供用中に発生したものと推定している。（p.25参照）• PWR1次系模擬環境水中のラボでのSCC試験結果からは、TEMを用いた詳細観察で、結晶粒界や双晶境界に選択的な粒界酸化(酸化物被膜の形成)と共に微小亀裂発生を示すデータの報告があった。 （p.30参照）【考察（推定を含む）】⚫ 選択的な粒界酸化に伴う粒界結合力低下(p.24参照)により、負荷応力が高い場合に粒界での応力増加も起因して、割れが発生することが考えられる。
⚫ ステンレス鋼の高温水中でのSCCメカニズムは明確ではないが、更に、硬化(p.15参照)や局所応力が高まる場合においては、粒界酸化が進み亀裂進展（先端域ではNi濃化挙動）が生じる（⇒
主亀裂の進展性を示唆：p.20,21参照） 。
⚫ 一方、硬化が小さい場合や局所応力とならない粒界等では、粒界酸化が進むものの、割れ進展が抑制されると考えられる（⇒MSCの停留を示唆 p.22参照）。
➢ SCCの亀裂発生・進展には、硬さが寄与していると考えているが、引き続き、応力(荷重)、粒界組成(鋭敏化)、母材組織(加工誘起マルテンサイト)、析出物や介在物および酸化被膜(組成、形態等)を調査していく。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

32

2023年度成果を受けて再整理した発生・進展要因の仮説① 溶接部近傍は、溶接大入熱によりHAZ部(特に溶接境界部)に高ひずみ(硬さ・残留応力)、粗大粒化が付与。

：想定要因

仮説再整理

② PWR環境水中にある期間曝され、内表面で 2022 年 度 ： 溶 接 時 の微細な表面欠陥が起点と酸化が進行。(p.19参照)

溶接大入熱による
高ひずみ（硬さ・残留応力）、粗大粒化

なった可能性⇒特異条件
により亀裂に成長③ ランダム粒界で選択的に粒界酸化した領域で 2023年度：プラント運転
は粒界結合力が低下(p.24参照)し、微小な 中 に 微 小 亀 裂 が 発 生亀裂が発生。*(p.25参照) ⇒特異条件
により亀裂に成長④ 残留応力に加えて、硬さが重畳することで微小な亀裂が更に進展（先端域では進展性を示唆するNi濃化挙動有 p.20参照）し、主亀裂へ進展。（主亀裂は、特異な硬さ（300HV～ p.15参照)を有していたことから亀裂進展し易かった、稀な現象であった）。
＊MSC:硬化が小さい場合や局所応力とならない粒界等では、粒界酸化が進むものの、
割れ進展が抑制され1粒界程度で停留（参考5参照）

内表面酸化

ランダム粒界で選択的に粒界酸化した領域では
粒界結合力低下に伴い微小な亀
裂発生
亀裂進展
300HV～
特異な硬さ
残留応力

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

溶
接
金
属

33

目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

34

はじめに

• ATENAでは、大飯3号機の粒界割れ事象の亀裂進展の再現を目的に適用可能なSCC進展
速度式を検討しており、その一環で2022年8月に公開されたEPRI MRP-458※を調査した。
• MRP-458を用いた当該割れの試評価により9年(EFPY)で4.4mm深さに達するとの結果を得た。
• JSMEでは、MRP-458をPWR1次系環境中のステンレス鋼(SUS316及びSUS304)の母材
及びHAZ部に適用可能なSCC進展速度式として、維持規格の事例規格に規定すべく審議中。
年度

2020
事象発生

2021

2022

2023

2024

2025

2026

MRP-458発行

知見拡充の取り組み

ATENA

SCC進展特性知見拡充(エネ庁事業含む)
検査技術向上の取り組み

レポート発行

JSME
(参考)
ASME
※Materials Reliability Program(MRP):
Stress Corrosion Crack Growth Rates in Stainless Steels in PWR
Environments (MRP–458). EPRI, Palo Alto, CA: 2022. 3002020451.

実機適用完了事例規格策定Code Case策定

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

35

MRP-458式について• 各国でもPWRオーステナイト系ステンレス鋼のSCC進展評価について検討が進められてきた。

• いずれの式でも応力拡大係数、温度や硬さ(降伏応力)の影響を考慮している。
⇒参考6参照• この中でEPRIが比較的シンプルな形のSCC進展速度式（MRP-458）を作成し、公表した。
• MRP-458では、これまでのEPRIの進展速度式策定の経験等から、応力拡大係数のべき乗
則依存性、温度のアレニウス依存性及び硬さのべき乗則依存性を考慮した定式とした。
◆ EPRIによる上記のSCC研究に係る知見に基づき、SCC進展速度(CGR)のパラメータとして、応力拡大係数(K)、硬さ(HV)、温度(T)を以下の通り設定。
•

応力拡大係数(K) ：べき乗則•

硬さ(HV)：べき乗則•

温度(T)：アレニウス則

CGR = 𝑎 × K 𝑏 × HV 𝑐 × exp

𝑄
−
𝑅𝑇

𝑄
𝟏
ln 𝑪𝑮𝑹 = ln 𝑎 + 𝑏 × ln 𝑲 + 𝑐 × ln 𝑯𝑽 + −×𝑅𝑻
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

MRP-458式について：式策定の流れ136(1) データの重回帰分析•

目的変数 ln(CGR)、説明変数 ln(K)、ln(HV)、1/Tとして重回帰分析を実施。

88,750−･･･ 重回帰分析
𝑅𝑇に基づく最適線※(2) 同一条件データ分析 （各パラメータ（K、HV、T）の依存性確認）
CGR = 1.32 × 10−21 × K 2.15 × HV 7.6 × exp• K、HV、Tそれぞれに対する依存性を、同一条件で実施している試験データで確認。

• K：30セット、HV：8セット、T：14セットのデータを収集HVc

硬さの同一条件データ分析結果の例
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
※ MRP-458では、試験片種類、材料、研究機関を可能な限り同一条件（As Identical As Possibleと呼称）として、単一のパラメータ(K,HV,T)のみが異なる試験データにより、KとHVのべき乗則の指数及び活性化エネルギーQ(温度依存性)をそれぞれ評価して、重回帰分析結果の妥当性を評価

37

MRP-458式について：式策定の流れ2(3) SCC進展速度式の策定• 最終的にSCC進展速度式に使用する指数や活性化エネルギーは、（１）重回帰分析及び（２）同一条件データ分析の両方の結果を参考にしながら専門家の判断により策定。
• 50%包絡線及び75%包絡線を設定
50%包絡線：CGR = 1.50 × 10−18 × K2.5 × HV6.0 × exp −85,000𝑅𝑇

75%包絡線：CGR = 3.19 × 10−18 × K2.5 × HV6.0 × exp −85,000𝑅𝑇※

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

※ 個々の進展速度データは290℃、220HVに補正した値としてプロット

MRP-458式の適用性に関する調査：硬さ依存性について•

38

JSME維持規格線図において、硬さの依存性を考慮しているものは現時点では存在しないため、パラメータのうち、硬さに着目し、MRP-458で実施された依存性決定の検討プロセスを調査した。

高硬度領域➢ 文献等では硬さ測定値について記載がない例が多いことから、冷間加工率(CW%)からの換算値で依存性を整理。
➢ MRP-458では、AIAPデータを元にした依存性の評価、全体の一致度の観点から係数を決定としているが、回帰分析で求めた硬さの指数は7.60、AIAPデータ6種（最大最小除く）の平均値は4.43（中央値は4.53）であり、専門家の議論により決定した6.00という値は、回帰分析結果とAIAPデータの平均値の中間に相当。

⇒AIAPデータを考慮することで高硬度領域(290~300HV)の硬さ依存性が改善され、SCC亀裂進展速度における硬さの寄与を適切に考慮された式であることが確認できた
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

MRP-458式の適用性に関する調査：HAZ部への適用性について139

PWR1次系環境中におけるHAZ部のSCC進展速度を検討した文献※(詳細は参考7)より• HAZ部の硬化領域の硬さ(HV0.05)は概ね5~9%CWに相当（図6参照）• HAZ部のSCC進展速度( 〇、×、□ )は10%CW材(▲)と同程度（図12参照）• HAZ部のSCC進展速度の温度依存性は、 10%CW材(▲)と同様の傾向であり250℃～320℃の範囲
でアレニウス則に従う（図12参照）

低K値⇒文献調査により、HAZ部のSCC進展速度は10%冷間加工材と同程度の傾向となることを確認した※ 山田他, オーステナイト系ステンレス鋼溶接熱影響部の高温水中SCC進展挙動-これまでの研究状況と今後の課題-, INSSジャーナルVol.30,2023

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

MRP-458式の適用性に関する調査：HAZ部への適用性について2•

40

MRP-458で収集されているHAZ進展データの硬さは一律219.8 HV固定とされているが、MRP458に提供されている日本国内のINSSデータ※1については、実測硬さを文献※1から読み取り可能なため、実測硬さによりHAZの亀裂進展評価へのMRP-458式の適用性を確認した。
-8

10

進展式による亀裂進展速度 da/dt (m/s)

EPRI式 50%包絡線と実測値の比較

-9

10

-10

10

-11

1:1 line
316系
304系
316HAZ_国内
304HAZ_国内

10

-12

10

国内・定荷重データのみ抽出
HAZ_国内は実測硬さ（文献読取値）
-13

10

-13

10

-12

10

-11

10

-10

10

-9

10

-8

10

実測の亀裂進展速度 da/dt (m/s)

冷間加工材とHAZの国内データの50%包絡線による計算値との関係※2⇒MRP-458式（データ群の50%包絡線）との関係について、冷間加工材とHAZで顕著な差異は認められず、HAZにおいてMRP-458式の適用性が確認された※1 山田他, オーステナイト系ステンレス鋼溶接熱影響部の高温水中SCC進展挙動 -これまでの研究状況と今後の課題-,
Copyright © Atomic EnergyINSSジャーナルVol.30,2023
Association All Rights Reserved.
※2 亀裂進展速度は、「HAZ_国内」のみ実測硬さ(HV0.05)により求め、他はMRP-458に示されたCW％→HV換算式により硬さを求めて算出

41

MRP-458式の適用性に関する調査：HAZ部への適用性について3• MRP-458のHAZデータは一律219.8 HV固定とされており、硬さ依存性の評価ができないため、ここではINSSデータの実測硬さ（文献からの読み取り値）を用いて、硬さ依存性を確認すると共に大飯3号機粒界割れ部の亀裂進展評価への適用性を確認するため、その硬さ範囲と比較した。
HAZ進展データの硬さ範囲
-9

10

-10

10

250
-11

10

230

HV_1kg

亀裂進展速度 da/dt (m/s)

全CW材データ※
HAZデータ（実測HV）

-12

10

EPRI式 50%包絡線
±1σ
±2σ

実機
硬さ
範囲

210

190

溶接中心からエルボ側に4ｍｍ
溶接中心からエルボ側に5mm
溶接中心からエルボ側に6mm

170

-13

10

200

220

240

260

ビッカース硬さ HV

280

300

※ HV0.05（K=25 MPa√m, 290℃の値に正規化したグラフ）

150
0.0

2.0

4.0

6.0

8.0

内表面からの距離(mm)

大飯3号機粒界割れ部の板厚方向硬さ分布⇒実測硬さによりHAZ進展データの硬さ依存性を確認した結果、概ねMRP-458式に沿った傾向であり、この硬さ範囲においてMRP-458はHAZ部へ適用可能と考えられる⇒HAZ進展データの硬さ範囲は、大飯3号機粒界割れ部の板厚方向の硬さ範囲と概ね一致していることから、粒界割れ部のSCC進展はMRP-458で評価可能と考えられるが、粒界割れ部のHAZ進展データを拡充し、硬さ依存
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
性を確認することが望ましい

42

SCC進展特性知見の調査 まとめ• EPRIが発行したMRP-458のSCC進展速度式について、詳細を調査すると共にHAZへの適用性を確認した。
• 他のSCC進展速度式においても硬さ(降伏応力)の影響を考慮しており、MRP-458においても比較的シンプルな形の定式として硬さのべき乗則依存性を考慮した定式としている。
(p.35参照)• 文献調査により、HAZのSCC進展データの傾向は、10%CW材と同程度の傾向となることを確認した。(p.39参照)• 国内のHAZのSCC進展データを実測硬さによりMRP-458で評価した結果、冷間加工(CW)材の進展速度と顕著な差異はなく、HAZへのMRP-458の適用性が確認された。
(p.40参照)•

MRP458のHAZ進展データは、式の硬さ依存性に沿った傾向であり、概ね同様の硬さの範囲にある大飯3号機粒界割れ部も含め、MRP-458を適用可能と考えられるが、引続き適用性を補強するために、HAZ進展データの拡充を検討する。(p.41参照)
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

43

目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

44

亀裂発生メカニズム・亀裂有り健全性評価に関する研究計画 ～実施工程～
目標
全般

実施項目

2022年度

2023年度

実機損傷/健全部位

実機/モックアップ

2024年度

2025年度

1. 最新知見の調査
2. 実機詳細調査（損傷部位、比較部位）(1)-①局所ひずみ測定（SEM/EBSD）

亀裂発生
メカニズ
ム解明

(1)-②断面マクロ硬さ測定(2)-①溶接欠陥の調査(SEM/EDS）(2)-②潜在き裂の調査(SEM/EDS）(3)被膜分析、亀裂先端ミクロ組織分析（TEM）
3. 発生特性に関する調査
4. (1) SCC進展特性知見の調査
4.(2)SCC進展特性データの取得

構造健全4.(3)SCC進展速度線図案の策定

性評価の
確立

5.溶接残留応力評価
6.(1) 構造健全性評価
6.(2) LBB成立性の検討

技術基盤
の整備

7. 技術基盤の整備

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

45

24年度の主な実施予定内容について(1/2)
1.最新知見の調査✓ 23年度に引き続き、仏国のSCC事例に関する続報や、これらに対する米国等の対応を調査する。

2.(3)被膜分析、亀裂先端ミクロ組織分析（TEM）✓ 残された観察対象（比較管）のMSCの観察、主亀裂先端のひずみ状態の確認、HAZの組織や結晶粒界に注目した観察をTEM/EDS等含め実施することで、実機粒界割れや実機HAZに関する知見を拡充する。

3.発生特性に関する調査✓ 23年度に引き続き、想定要因の重畳が結晶粒界の酸化や強度に及ぼす影響に関する文
献調査を実施する。

4.(2)SCC進展特性データの取得 及び 4.(3)SCC進展速度線図案の策定✓ PWR1次系環境中のSCC進展速度線図の妥当性を補強する，HAZのSCC進展データ取得に関する検討を実施する。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

46

24年度の主な実施予定内容について(2/2)
5.溶接残留応力評価✓ 大飯3号加圧器スプレイライン配管溶接部を模擬した3次元FEM解析を実施することで、残留応力分布の評価を実施する。
✓ 溶接を模擬した解析を実施することで、溶接始終端部を含めた配管の周方向位置に対する依存性を評価し、実機の亀裂発生箇所との対応について検討する。
✓ 溶接条件の変更等による残留応力分布への影響を把握するとともに、仏国事例で影響が懸念されている補修溶接の影響に関する検討を行う。

6.(1)構造健全性評価✓ 維持規格評価章に基づき、実機サンプル採取データに基づき欠陥評価を実施する。

6.(2)LBB成立性の検討✓ HAZの亀裂を想定した場合のLBB成立性について検討する。

7.技術基盤の整備✓ 本検討の成果を基に検査・健全性評価手法の技術基盤を整備する。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

47

目次
1. 振り返り2．2023年度検討内容

2.1 最新知見の調査
2.2 実機詳細調査
2.3 発生特性に関する調査
2.4 SCC進展特性知見の調査
3．2024年度検討方針
4．まとめ
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

48

まとめ

➢ 外部専門家の意見も交え2021年度に策定した計画に基づき、2023年度も研究を継続し、知見の拡充を進めた。
・最新知見の調査として仏国のSCC状況を継続的に調査し、大飯3号機の粒界割れと異なる状況が判りつつあるが、仏国でも明確な結論は得られておらず、引続き2024
年度も調査を継続する。
・実機詳細調査・発生特性に関する調査においては、主亀裂の特異性に関する有益な情報が得られつつあるものの、そのしきい値や発生メカニズムの明確化には至っておらず、引続き2024年度も検討を継続する。
・SCC進展特性知見の調査については、2022年度に公開された米国EPRI MRP458式の国内HAZへの適用性が示唆された。引続きMRP-458への適用性を補強するために、HAZのSCC進展速度データ取得に関する検討を実施する。
➢ 以上の進捗については、従前同様、規制当局と定例面談等で適宜情報共有し、必要に応じ会合にて説明させて頂く。

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

49

参考資料
参考1：粒界割れに関する実機水平展開検査状況（2.1章参考資料）
参考2：ステンレス鋼のIGSCCに対する亀裂内の酸化挙動（2.2章参考資料）

参考3：EBSD（電子線後方散乱回折法）による構造解析を用いた粒界性格の取得について（2.2章参考資料）
参考4：2023年度成果（断面マクロ・ミクロ、溶接ビード形状観察）（2.2章参考資料）
参考5：MSCについての考察（2.3章参考資料）
参考6：PWR1次系環境中のステンレス鋼のSCC亀裂進展速度式の調査結果（2.4章参考資料）
参考7：HAZ進展速度データを採取した溶接モックアップ（2.4章参考資料）
参考8：略語集
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

参考1 粒界割れに関する実機水平展開検査状況（1/2）➢

50

大飯3号の事象以後，PWR各プラントで大飯3号当該箇所と類似性があると考えられる溶接部を抽出し、至近3定検*に亘り超音波探傷試験を実施中。

１次系水質環境中オーステナイト系ステンレス鋼配管の供用期間中検査（UT）対象の全系統の全溶接部（*１）（*１）PWR環境中のSCCの進展が認められていないステンレス鋳鋼、初層溶接部が接液しないセットイン管台、及び初層溶接部が除去されているセットオン管台は含まれていない。

NO
運転温度が２００℃以上であるか（*２）（*２）PWR環境中のSCCの進展への温度の影響を考慮し、
運転温度200℃以上の溶接部は抽出対象とする。

YES

NO

（*３）残留応力の影響を考慮し、溶接後の応力改善（バフ研磨やピーニング）を実施していない溶接部は抽出対象とする。

溶接後の応力改善を実施していないか（*３）

YES（*４）全層TIG溶接は硬化が小さいことを確認していること及び、
初層入熱量が小さくできることで、応力についても小さくできることから、全層TIG溶接を用いていない溶接部は抽出対象とする。

NO

全層TIG溶接を用いていないか
（*４）

YES

NO

入熱が大きくなる可能性があるか
（*５）

YES

（*５）経験年数が少ない溶接士が施工した場合、丁寧かつ慎重に作業することにより入熱が大きくなる可能性があることから、実務経験が3年未満の溶接士が施工した溶接部（入熱の安定する工場溶接を除く）は抽出対象とする。
または、補修溶接を実施した場合は、追加で溶接をするため、入熱が大きくなる可能性があることから、補修溶接を実施した溶接部を抽出対象とする。

形状による影響（管台との溶接部）（*６）NO（*６）管台は他の形状と比較して溶接による硬化が生じやすく、モックアップにおいても管台を含む形状で300HVを超える硬さを確認したことから、形状の影響の大きい「管台－エルボ」及び「管台－直管」の溶接部を抽出対象とする。

YES
水平展開（類似性あり）

類似性なし

対象外

＊：初回検査では念の為，水平展開箇所に加え「類似性なし」とした箇所も含め検査し，大飯3号の事象と同様な事象が生じていないことを確認する。
その上で，水平展開箇所について，各プラント3定検
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
連続で検査を行う。

51

参考1 粒界割れに関する実機水平展開検査状況（2/2）➢

2024年7月時点で延べ896箇所に対し検査を実施し，有意な指示は検出されていない。
プラント

初回検査箇所*１,２

継続検査1回目*1

継続検査2回目*1

継続検査3回目*1「類似性なし」の箇所

水平展開箇所

水平展開箇所

水平展開箇所

水平展開箇所

美浜3

0 / 770 / 21

0 / 21

0 / 21- / 21高浜1

0 / 700 / 24- / 24- / 24- / 24高浜2

0 / 115

0 / 17- / 17- / 17- / 17高浜3

0 / 400 / 140 / 140 / 14- / 14高浜4

0 / 260 / 180 / 180 / 18- / 18大飯3

0 / 230 / 130 / 130 / 13- / 13大飯4

0 / 340/9

0 / 7*3

0 / 7*3- / 7*3

伊方3

0 / 23

0/9

0/9

-/9

-/9

玄海3

0 / 25

0/6

0/6

-/6

-/6

玄海4

0 / 220 / 11

0 / 11

0 / 11

0 / 11

川内1

0 / 270 / 150 / 15- / 15- / 15川内2

0 / 20０ / 140 / 14- / 14- / 14泊1- / 23

-/8

-/8

-/8

-/8

泊2

-/8

-/9

-/9

-/9

-/9

泊3

対象無し

対象無し

対象無し

対象無し

対象無し

敦賀2

- / 23- / 18- / 18- / 18- / 18＊1：各欄の数値は左側：検査結果の有意な指示の数(-は今後実施)，右側：検査箇所数を表す
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.
＊2：初回検査では念の為，前頁のフローの水平展開箇所に加え，「類似性なし」とした箇所も含め検査している＊3：配管取替により水平展開対象外となったため、初回検査箇所と継続検査箇所に差異がある

参考2 ステンレス鋼のIGSCCに対する亀裂内の酸化挙動

52① 試験片表面の皮膜は，溶解再析出により成長したFe3O4による外層とFeCr2O4を主成分とする
緻密な粒の内層を構成し，被膜と母材の境界ではNiが濃化する。
② 亀裂内には溶解再析出により成長したFe3O4が存在する。
③ 粒界破面上の被膜は試験片表面の1/10程度と薄く，また粒界面によっても粒状析出物の量に大きな差を生じる。
④ 亀裂先端部では微細なCrリッチ酸化物が存在し，反応フロントにあたる領域ではNiが濃化する。
⑤ このNi濃化領域の生成は，亀裂先端部においてFeとCrが選択的に溶出したことが原因と考えられ，
このことからき裂進展には腐食が影響すると推察される。

T. TERACHI, K. FUJII & K. ARIOKA, Microstructural Characterization of SCC Crack Tip and Oxide Film for SUS 316
Stainless Steel in Simulated PWR Primary Water at 320℃, Journal of NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY, Vol. 42, No.
2, p. 225–232 (February 2005)
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

53

参考3 EBSDによる構造解析を用いた粒界性格の取得について
•
•

•

•

従来から粒界腐食やIGSCC等の粒界劣化事象に対しては，粒界
性格*との関連性が指摘されている。
粒界性格と主亀裂・MSCとの相関性を評価するために，EBSDを用いて計測される粒界性格（粒界に対してお互いの結晶粒の結晶方位と回転角との関係性から「対応粒界」「ランダム粒界」を区分：
右図参照）を評価している。
粒界性格に関する分析を行う上で，計測視野においては，対応
粒界の多くがΣ3，一部Σ5～Σ9の粒界であったことを踏まえて，ここでは，Σ3～Σ9の粒界を「対応粒界」（一般的には，Σ29以下），それ以外の粒界を「ランダム粒界」と区分して評価している。
ちなみに，Σ値が小さいほど粒界エネルギーが低く，粒界面は対応格子密度が最も高い面になると考えられている。

*粒界性格：➢ 低エネルギー粒界構造を有する特殊な粒界が対応粒界（Σ）(Σ値は，相対方位を表す2つの結晶の共通回転軸方位と回転角から決まる値)：小角度粒界(結晶方位差が15°未満)、双晶(結晶内のある平面(格子面)を境に原子配列の向きが鏡像関係などで規則的に変わっている)を含む）➢ 高エネルギー粒界構造を有する通常粒界がランダム粒界（R）

粒界
結晶粒A

Aの結晶粒
の方位関係

結晶粒B

Bの結晶粒
の方位関係

EBSD計測結果に基づき，粒界における結晶粒Aと結晶粒Bとの結晶方位と回転角との関係性から粒界性格*として「対応粒界（Σ）」「ランダム粒界（R）」を区分

Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

参考4 2023年度成果（断面マクロ・ミクロ）（1/2）

残留応力

54

溶接部
主亀裂：2mm
溶接部

エルボ側

溶接部

直管側

主亀裂：3.8mm

管台側

エルボ側
直管側

溶接部
MSC：110μm

エルボ側

無MSC：15μm

無

無

エルボ側

無

管台側
MSC：110μm
MSC：100μm
MSC ：40μm

MSC：50μm

溶接部
直管側

エルボ側

溶接部
無

無
エルボ側
管台側
無

MSC：35μm

溶接部
溶接部

エルボ側

管台側
無

直管側
エルボ側

管台側

エルボ側
無

代表断面観察から主亀裂やMSCの存在，溶接
ビード裏波形状を確認

溶接部

MSC：280μm
MSC：100μm
MSC：10μm
MSC：30μm

MSC ：50μm

MSC：25μm
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

参考4 2023年度成果（溶接ビード形状観察）（2/2） 残留応力55

主亀裂0°断面

主亀裂0°断面（注）MSC発生数に関しては，複数回実施した断面
ミクロ及び断面SEM観察での各研磨面に対する結果であり，同じ亀裂をカウントしているものが含まれている。
主亀裂0°断面断面積=高さ×幅×1/2••

主亀裂が発生・進展した位置では，溶接ビード面積・裏波高さが最も大きい部位ではない。
当該管及び比較管も含めて，確認されたMSCは，溶接ビード面積・
裏波高さが大きい場合に，MSC長さ（深さ）は大きい傾向。

➢ 残留応力に違いが出ると想定される溶接ビード形状と残留応力の関係性は明確ではない
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

参考5 MSCについての考察(1/5)-亀裂進展性について-

56＜観察結果＞••

MSC内には酸化物が形成。（進展性の亀裂先端は酸化物が少ない。）
主亀裂以外は、１粒界程度の深さ。

＜推論＞•

当該管以外に形成されたMSCに進展性は無く、停留しているとの認識（酸化挙動より推定）。

＜停留の理由として考えられる事象＞
・ 特異な硬化が生じていない領域では進展性が低い可能性（EPRI式より、硬さの寄与が大きいと推定）。

・ 多数の粒界のうち、最も結合力が弱い粒界にMSCが形成の可能性。
その先にある粒界は最弱部ではないために、応力が結合力を上回らなかったと推定。

応力・粒界の結合力

1粒界で停留した理由のイメージ図

表面側

粒界断面のイメージ

粒界結合力（通常部）
結合力※1
（最弱部）
応力※2

表層から先の粒界では結合力 >> 応力＝停留
結合力 ≦ 応力＝MSC形成

時間※1 粒界の結合力低下要因： 酸化、微量元素の偏析、キャビティ形成、粒界移動等※2 応力の増加要因：熱変形、亀裂伝播に伴う再分配、Wedge効果等
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

56

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

参考5 MSCについての考察(2/5)-粒界結合力のばらつきについて-

57

A. Stratulatらによる600合金の粒界結合力の評価に関する研究成果

約2.5倍

PWR模擬環境で4500hの予備酸化後に微小梁試験片を用い粒界強度を測定。

微小梁試験片の形状

BeforeAfter

粒界結合力の評価時の亀裂発生状況•

23個の粒界を評価し、最大と最小で約2.5倍の粒界結合力の差が認められている。

➢ 粒界結合力(粒界破壊に要する力)は、結晶粒界ごとに大きく異なる。
出典： A. Stratulat et al., Corrosion
science104（2016）9-16.
Copyright © Atomic
Energy Association
All Rights Reserved.

57

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

58

参考5 MSCについての考察(3/5)-結晶粒界の局所応力のばらつきについて•100個の結晶粒で構成された多結晶体モデルを用いて、有限要素法(FEM)により応力を計算

規格化応力

M.Kamayaらによる粒界近傍の応力に関する研究成果

評価位置

局所応力の評価結果

FEM解析での多結晶体モデル
局所応力 結合力

観察されたMSCが1結晶粒界程度で停止していた理由(仮説)✓ 結晶粒界部の局所応力と結合力の双方にばらつきがある。
✓ 亀裂が進展するには、局所応力＞結合力の条件が連続する必要がある。複数のMSCが確認されているものの、稀な現象となっていた当
該管エルボ側のみでSCCとして亀裂進展した可能性有。

出典： M. Kamaya et al., Inter. Journal of Solids
andStructures
44 (2007),
3267-3277.
Copyright© Atomic
Energy Association
All Rights Reserved.
58

出典：第23回新規制要件に関する事業者意見の聴取に係る会合（令和5年9月5日）

59

参考5 MSCについての考察(4/5)※2 同MSCは、特異な粗大粒の影響を確認- MSC周辺硬さ及びMSC長さ調査結果 -MSC※1, ※ 2

※1
【参考】断面SEM

MSC長さ(深さ)とMSC周辺硬さ(最大値)との関係➢ MSC周辺硬さの最大値は265HVに留まり、いずれも主亀裂(300HV～：p.15参照)よりも小さかった（左図）。
➢ MSC長さは、1結晶粒の粒界長さを超えていな
かった（右図）。

MSC

MSC長さと粒界長さとの関係

EBSD計測結果

100µm※1 MSC長さ（深さ）が左のグラフ（280μm）と右のグラフ（220μm）で異なっているが、観察断面が異なるためであり、これらは同一のMSCである。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

59

60

参考5 MSCについての考察(5/5)- MSCの発生・停留に係る仮説 ① 溶接部近傍は、溶接大入熱によりHAZ部(特に溶接境界部)に高ひずみ(硬さ・残留応力)、粗大粒化が付与。

溶接大入熱による
高ひずみ（硬さ・残留応力）、
粗大粒化

溶
接
金
属

② PWR環境水中にある期間曝され、内表面で酸化が進行。

③ ランダム粒界で選択的に粒界酸化した領域では粒界結合力が低下(p.24参照)し、微小な亀裂が発生。

④ 硬化が少ない場合※1や局所応力とならない粒界等では、進展が抑制※2され微小な亀裂が1粒界で停留(p.59参照)し、MSCとして観察される。

内表面酸化

ランダム粒界で選択的に粒界酸化した領域では粒界結合力低下に伴い微小な亀裂発生MSC (1粒界で停留)※1 MSC周辺硬さは最大265HV(p.59参照)に留まっており、1粒界を超えて進展する駆動力に乏しかった。
※2 MSC先端は明確なNi濃化が見られず(p.22参照)、ラボSCC進展の亀裂最先端とは異なる状況であった(p.21参照)。
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

60

参考6：PWR1次系環境中のステンレス鋼のSCC亀裂進展速度式の調査結果(1/2)

61

EDF式
•
•

EDF（MAI）において開発中のPWR1次系環境中のSCC進展速度式※。
応力拡大係数Kに対して、シグモイド関数形状の依存性を持ち、全塑性ひずみ量εpに依存する。

•

上式において、b=2.5×109およびc=0.94で定荷重条件、b=5×109およびc=0.25で台形波の荷重条件下の式となるとの記載がある。

•

さらに、0.2%耐力σy、歪みを計算する亀裂先端からの距離r、ヤング率E、加工硬化指数nに加え、材料特性から推定すると思われる定数βおよびλを用いることで、進展速度の算出が可能。
Copyrightwork© Atomicaustenitic
Energy Associationstainless
All Rights Reserved.
※ T. Couvant et al., Susceptibility to IGSCC of cold
steels in
non-polluted primary PWR environment, FONTEVRAUD 10, 2022.

参考6：PWR1次系環境中のステンレス鋼のSCC亀裂進展速度式の調査結果(2/2)

62

NNL式
•
•

米国のNaval Nuclear Laboratory(NNL)が提案している脱気（水素）環境下での304系や316系ステンレス鋼のSCC進展速度式※。
統計解析結果から、冷間圧延方向に対する亀裂進展方向、0.2%耐力、S量、温度、応力拡大係数の関数となる亀裂進展速度式（経験式）を提案し、温度依存性にはそれぞれの相関関係についても考慮している。

© Atomic
EnergyAll Rights
Reserved.
※ T. Moss et al., Non-Arrhenius Stress Corrosion Crack Growth Behavior of 304 Copyright
Stainless
Steelin Association
Deaerated
Water,
20th
International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, AMPP, 2022.

参考7：HAZ進展速度データを採取した溶接モックアップ

63• HAZ進展速度データは、TIG＋SMAW溶接及び狭開先TIG溶接を模擬した溶接モックアップから採取した試験片により取得された
HAZ部
SUS304

板厚80mm

SUS316

1 cm

TIG+SMAW溶接モックアップ※

板厚
53mm

HAZ部

SUSF316(HAZ)
316Lweld

狭開先TIG溶接モックアップ※
Copyright © Atomic
Energy Association All Rights Reserved.
※ 山田他, オーステナイト系ステンレス鋼溶接熱影響部の高温水中SCC進展挙動-これまでの研究状況と今後の課題-,
INSSジャーナルVol.30,2023

64

参考8 略語集（1/2）
略語

和名

名称

ABF

環状明視野

Annular Bright Field

AIAP

可能な限り同一条件

As Identical As Possible

ASME

米国機械学会American Society of Mechanical Engineers

CDF

炉心損傷頻度Core Damage Frequency

CERT

定ひずみ速度引張

Constant Extension Rate Tensile

CGR

亀裂進展速度Crack Growth Rate

CW

冷間加工

Cold Work

EBSD

電子線後方散乱回折Electron Back Scattered Diffraction

ECCS

非常用炉心冷却系

Emergency Core Cooling System

EDF（MAI）

フランス電力公社（材料劣化研究所）

Électricité de France（Materials Aging Institute）

EDS

エネルギー分散型X線分光法

Energy dispersive X-ray spectroscopy

EFPY

定格負荷相当年数

Effective Full Power Year

EFTEM

エネルギーフィルタ透過型電子顕微鏡法

Energy-Filtering Transmission Electron Microscope

EPRI

米国の電力研究所

Electric Power Research Institute

FEM

有限要素法

Finite Element Method

HAZ

溶接熱影響部Heat-Affected Zone

IASCC

照射誘起型応力腐食割れ

Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking

IGSCC

粒界型応力腐食割れ

Intergranular Stress Corrosion Cracking

ISI

供用期間中検査

In Service Inspection

JSME

日本機械学会

The Japan Society of Mechanical Engineers

KAM

局所方位差

Kernel Average Misorientation
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

65

参考8 略語集（2/2）
略語

和名

名称

LBB

破断前漏洩

Leak-Before-Break

MSC

微小亀裂

Microstructurally Small Crack

NNL

海軍原子力研究所

Naval Nuclear Labratory

NRC

米国原子力規制委員会

Nuclear Regulatory Commission

PFM

確率論的破壊力学

Probabilistic Fracture Mechanics

PWROG

PWRオーナーズグループ

The Pressurized Water Reactor Owners Group

RHRS

余熱除去系

Residual Heat Removal System

RIS

安全注入系

Le circuit d'injection de sécurité

RRS

余熱除去系

Le circuit de refroidissement du réacteur à l'arrêt

RT

放射線透過試験

Radiographic Testing

SBLOCA小破断の冷却材喪失事故

Small Break Loss Of Coolant Accident

SCC

応力腐食割れStress Corrosion Cracking

SEM

走査型電子顕微鏡

Scanning Electron Microscope

SG

蒸気発生器

Steam Generater

SMAW

被覆アーク溶接

Shielded Metal Arc Welding

STEM

走査透過型電子顕微鏡

Scanning Transmission Electron Microscope

TEM

透過型電子顕微鏡

Transmission Electron Microscopy

TIG

タングステン不活性ガス

Tungsten Inert Gas

TV

変流翼

Turning Vane

WH

ウェスチングハウス

Westinghouse
Copyright © Atomic Energy Association All Rights Reserved.

66

Copyright ©Atomic Energy Association All Rights Reserved.

66