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INSS JOURNAL,Vol.17(2010),pp344-346

大飯 3 号機上蓋管台漏洩部調査に基づく PWSCC
き裂進展速度について
A concern about the crack propagation rate of PWSCC which obtained from theinvestigation on primary coolant leakage portion of the reactor vessel head in Ohi 3
戸塚信夫（Nobuo Totuka)＊ 1

福村卓也（Takuya Fukumura)＊ 1

要約 2008 年発行の INSS JOURNAL に記載した論文「原子炉容器上蓋管台部の 1 次冷却材漏洩経路等調査」について，PWSCC き裂進展速度が従来知見より速くなるとした内容であるとの誤解を与える可能性のある記述があったため，要約の一部を修正するとともに，論文の内容について再度概説する．
キーワード

600 合金，応力腐食割れ，一次冷却水，PWSCC，SCC，上蓋管台，J 溶接Abstract
There will be some concern about the content presented in the paper entitledPrimary Coolant Leakage Path Research of Reactor Vessel Head Penetration published in INSSJOURNAL of 2008, which may lead to misunderstanding about the PWSCC crack propagation rate,that is, the rate written in the paper seems to be faster than those reported by the previous studies.
It is considered that such misunderstanding will be due to a sentence in the abstract of the paper.
Therefore, we will revise a part of the abstract and explain about the outline of the paper again.
Keywords

alloy 600, stress corrosion cracking, primary water, SCC, PWSCC, vessel head penetration,
J-groove weld

1.

はじめにに「原子炉容器上蓋管台部の 1 次冷却材漏洩経路等調査」として報告(1)した．当該報告では 1〜3mm 程

平成 16 年 5 月 4 日，関西電力大飯発電所 3 号機第度の初期欠陥を仮定すれば従来の PWSCC き裂進展

10 回定期検査時に No.47 上蓋管台からの漏洩が発速度で当該部に貫通き裂が成長しうることを述べて見され，発電所での調査の結果，漏洩箇所は管台といるが，後述する論文の概要に一部誤解されやすい上蓋の溶接部（J ウェルド部）であることが確認さ表現があったため，読者の一部に，当該論文ではれた．また J ウェルド漏洩部表面を手入れ（最終研PWSCC き裂進展速度が従来の速度より大きくなっ磨量は内表面側から約 3mm）してスンプ法にて割れているとの誤解を与えた．当該論文で述べているの部の拡大観察を行った結果，き裂は表面仕上げが不は，初期の割れとして，ある程度の大きさのものを十分であったことに起因して発生した PWSCC を起想定した評価による当該事象の説明であり，溶接内点として，溶接金属内を PWSCC が進展したものと部の欠陥により PWSCC き裂進展速度が増大する訳推定された．なお，初期の割れについては溶接欠陥ではないため，以下に要約の修正と当該論文の論旨等の可能性も否定されていない．その後切り出したを概説するものである．

当該管台をニュークリア・デベロップメント株式会社（NDC）へ輸送し，関西電力（三菱重工）および2.

概要の修正について原子力安全システム研究所（以下「INSS」という）がそれぞれ破面観察等の調査を行った．INSS での当該論文の概要は以下のとおりであるが，読者に調査結果については 2008 年発行の INSS JOURNAL

誤解を与えた原因は，末尾部分に「1 次冷却材応力＊1(株)原子力安全システム研究所

技術システム研究所

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腐食割れ進展速度を増大させ」との記述があるため溶接欠陥が観察された．当該部にはグラインダー仕と考えられる．この記述は発生期のき裂進展速度を上げのままの表面が残され，この強加工面を起点と論じたつもりであったが，「発生期の・・」の記述がして PWSCC の発生が促進される可能性も報告され欠落し，かつ前段の文章も分かりにくかったため誤ており，これが溶接欠陥と同様，初期欠陥として作解を招いたものと考えられる．このため，この概要用することも考えられる．このような初期欠陥が溶の部分を以下のように修正することとしたい．（下線接部表面近傍に存在することが，漏洩にいたるまで部が修正箇所）の時間が比較的短時間となった原因の一つである可能性がある．

修正前概要：
ごく微量の 1 次冷却材漏洩を経験した関西電力大3.

当該論文の記載内容について

飯発電所 3 号機の上蓋管台部を破壊調査し，1 次冷却材の漏洩経路および漏洩原因等を調査した．1 次INSS では従来から PWSCC のき裂進展挙動につ冷却材の漏洩経路は当初の推定どおり，J-groove 溶いて，発生期と伝播期に分けて考え研究してきた．

接の表面から 1 次冷却材応力腐食割れが進展し，管本調査では発電所における調査で表面から約 3mm台と上蓋の隙間に到達して漏洩にいたったことを確までは削られており，発生についての情報は得られ認した．また，上蓋部に米国 Davis Besse 発電所でないので，き裂の伝播速度を EPRI のき裂進展速度見られたような顕著なほう酸腐食が起こっていない

式 (1) から計算し，応力が 200〜400MPa の一定荷重ことを確認した．このことは 1 次冷却材の漏洩が少であったと仮定すると，当該部で貫通き裂が生成す量であったことを示唆すると考えられる．また，る（25mm のき裂が生成する）ためには 1〜3mm のJ-groove 溶接部，補修溶接部ともに 1 次冷却材応力初期欠陥が必要となる．すなわち 1〜3mm の初期欠腐食割れの発生は観察されなかった．また，外観，陥があれば従来のき裂進展速度で当該溶接部に漏洩ミクロ，成分および硬度の観点から経年による特段が発生することを明らかにしたものである．（図 1(1)の劣化は観察されなかった．また，J-groove 溶接部参照）なお，き裂進展速度の温度補正には当社の研には製造時から存在していたと考えられる空隙が観究(2)で求めた溶接金属のき裂の活性化エネルギー値察された．このような初期欠陥が溶接部表面近傍にを使用した．初期欠陥については溶接欠陥その他の存在することにより，1 次冷却材応力腐食割れ進展可能性が考えられるが特定していない．

速度を増大させ，漏洩にいたるまでの時間が比較的短時間となった原因の一つである可能性がある．
修正版：

4.

結言
以上当該論文では適当な初期欠陥（溶接欠陥ある

ごく微量の 1 次冷却材漏洩を経験した関西電力大いは表面強加工層において通常よりも短時間で発飯発電所 3 号機の上蓋管台部を破壊調査し，1 次冷生・進展した PWSCC である可能性を含む．）の存却材の漏洩経路および漏洩原因等を調査した．1 次在を仮定すれば，従来のき裂進展速度線図で当該部冷却材の漏洩経路は当初の推定どおり，J-groove 溶接の表面から 1 次冷却材応力腐食割れが進展し，管台と上蓋の隙間に到達して漏洩にいたったことを確認した．また，上蓋部に米国 Davis Besse 発電所で見られたような顕著なほう酸腐食が起こっていないことを確認した．このことは 1 次冷却材の漏洩が少量であったことを示唆すると考えられる．また，
J-groove 溶接部，補修溶接部ともに 1 次冷却材応力腐食割れの発生は観察されなかった．また，外観，ミクロ，成分および硬度の観点から経年による特段の劣化は観察されなかった．また，J-groove 溶接部には製造時から存在していたと考えられる空隙等の図110 万時間で漏洩に至るのに必要な初期欠陥深さと応力との関係（600 合金溶接）

346の漏洩を合理的に説明できることを示したものであり，関西電力のプレス発表 (3) と整合するものである．なお評価で使用した EPRI のき裂進展速度式はJNES で求められているデータ (4) と大差ないものである．なお関西電力のプレス発表にあるように当該き裂発生箇所は，たまたま表面の研磨仕上げが荒かった箇所と一致しており，さらに当該溶接部の断面観察の結果(1)複数の溶接欠陥の存在も確認されている．
したがって当該事象は，初期の割れとして，溶接欠陥あるいは表面仕上げ不良に起因する PWSCC である程度の大きさのものを想定すれば，き裂進展が一定値で継続するとする簡便な評価により，当該事象（10 万時間程度での漏洩）に必要な応力と初期欠陥寸法が評価されるものである．

文献(１) 福村卓也，戸塚信夫，
原子炉容器上蓋管台部の 1 次冷却材漏洩経路等調査
，INSS JOURNAL, Vol. 15, p. 113 (2008).
(２) 西川嘉人，戸塚信夫，有岡孝司，600 合金系溶 接 金 属 の PWSCC に 及 ぼ す 温 度 の 影 響，INSS JOURNAL, Vol. 10, p. 136 (2003).
(３) 関西電力，
大飯発電所 3 号機の定期検査状況について（原子炉容器上部ふた制御棒駆動装置取付管台からの漏えいの原因と対策）プレス
リリース，2004 年 10 月 19 日
(４) 原子力安全基盤機構，平成 17 年度 Ni 基合金
応力腐食割れ（SCC）進展評価技術調査（定荷重試験）に関する報告書2005 年