一般社団法人 日本原子力学会

材料部会報

Nuclear Materials Letters（2019 年 3 月）
（部会ホームページ http://www.aesj.or.jp/~material/）

目 次Ⅰ.

2018 年 秋の大会 企画セッション報告 ..................................................................................

1「軽水炉の再稼働と健全性確保に向けた材料工学の役割」の開催にあたって
INSS

福谷 耕司

(1) 軽水炉材料の長期使用の観点からの SCC 研究
原子力機構

加治

芳行

(2) BWR プラントにおける SCC 事例と対策
日立ＧＥ

金田 潤也

(3) PWR プラントにおける SCC 事例と対策
ＭＨＩ

杉本

憲昭

Ⅱ.

第 10 回材料部会奨励賞受賞者のよろこびのことば .............................................................

97

Ⅲ.

関連する国際会議のリスト ......................................................................................................

101

Ⅳ.

運営委員会 委員名簿 ...............................................................................................................

103

Ⅴ.

寄稿のお願い ............................................................................................................................

104

Ⅵ.

編集後記 ...................................................................................................................................

104

Ⅰ. 2018 年 秋の大会 企画セッション報告
原子力安全システム研究 福谷 耕司
福島第一原子力発電所の事故後 7 年が経過し、原子力規制庁の審査を経て発電用軽水炉の再稼働が進みつつある中、将来的な安定運転の継続に向け主要機器の健全性確保のために材料の果たす役
割は本質的に重要である。軽水炉材料の長期使用に伴う特性変化とそのメカニズム及びそれが機器の健全性に及ぼす影響について、これまでの運転経験等を基に理解を進めるとともに、信頼性の更なる向上のための対策や新規材料開発に関して学会員間の情報共有を図り議論する場を、2018 年の原子力学会秋の大会期間中の材料部会セッションとして開催した。
本セッションは、3 名の講師による講演と質疑応答で実施した。参加者は約 70 名であった。
まず、JAEA の加治芳行氏から「軽水炉材料の長期使用の観点からの SCC 研究」と題して、軽水炉材料の長期使用に伴う特性変化とメカニズムについて研究の現状が報告された。この講演では長期使用で特に重要となると考えられる照射誘起応力腐食割れ IASCC に焦点を当てて、現象の特徴、関連する材料特性との関係、メカニズムの理解をわかりやすく解説いただいた。
次に、応力腐食割れ（SCC）に関する実機プラントにおける事例と対策及び新規材料開発に関して、沸騰水型軽水炉（BWR）と加圧水型軽水炉（PWR）のそれぞれから報告が行われた。BWR に
ついては「BWR プラントにおける SCC 事例と対策」と題して、日立 GE ニュークリア・エナジーの金田潤也氏から報告された。BWR で経験された溶接鋭敏化ステンレス鋼、低炭素ステンレス鋼、Ni 基合金の IGSCC 及び IASCC についてその特徴と原因を整理し、応力、材料、環境面からの対策をわかりやすく報告いただいた。また PWR については「PWR プラントにおける SCC 事例と対策」と題して、三菱重工業の杉本憲明氏から報告された。Ni 基合金の PWSCC に対する保全技術
として応力改善、材料改善、取替技術について実機適用を中心に報告いただいた。
稼働を始めたプラントの安全かつ安定的な運転は、原子力発電に対する国民の信頼感の確保に不可欠であり、そのための技術的な基盤の一つである材料の SCC 対策について改めて技術の現状と課題を材料技術者の間で共有する有意義なセッションであったと考えています。
下記に本企画セッションのプログラムと企画セッションの様子を示す。また、ここではより多くの部会員に情報を提供するため、講演資料（一部資料は抜粋）を掲載することで概要をご報告する。講演いただいた先生方の厚意に感謝いたします。

1

日本原子力学会2018年秋の大会材料部会セッション
2018年9月5日
岡山大学津島キャンパス

軽水炉の再稼働と健全性確保に向けた材料工学の役割(1)軽水炉材料の長期使用の観点からのSCC研究

平成30年9月5日
国立研究開発法人 日本原子力研究開発機構
加治 芳行
Japan Atom ic Energy Agency

発表内容１） 国内軽水炉の高経年化の状況
２） 低炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)
３） 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)
４） まとめと今後の課題

Japan Atom ic Energy Agency

1国内の原子力発電所とその高経年化Japan Atom ic Energy Agency（Ref.：資源エネルギー庁ウェブサイト「日本の原子力発電所の状況」
http://http://www.enecho.meti.go.jp/category/electricity_and_gas/nuclear/001/pdf/001_02_001.pdf）

2

運転開始後30年を超える高経年化プラントの増加傾向

Japan Atom ic Energy Agency（Ref.：総合資源エネルギー調査会原子力小委員会第12回会合資料3）3軽水炉の評価対象機器と重要な劣化要因(1/2)
BWR

PWR
上蓋管台

ノズル
シュラウド

NiSCC

環境疲労

IASCC

環境疲労

IGSCC

上部格子板
ノズルセーフエンド溶接部

IASCC

炉心槽

NiSCC

IASCC
環境疲労
炉心支持板
IASCC
圧力容器
炉心支持構造物

照射脆化

環境疲労

シュラウドサポート
NiSCC

ICMハウジング/CRDスタブチューブ溶接部

環境疲労
NiSCC
環境疲労

バッフルフォーマボルト

炉内計装筒

バレルフォーマボルト

IASCC

NiSCC

IASCC

環境疲労

環境疲労

Japan Atom ic Energy Agency

4軽水炉の評価対象機器と重要な劣化要因(2/2)
一次系配管
（炭素鋼）

原子炉格納容器
鋼板

腐 食

腐 食

BWR

蒸気発生器
給水リング等蒸気発生器
伝熱管１次側腐 食

伝熱管損傷

PWR腐 食コンクリート構造物
遮蔽能力低下強度低下
ケーブル

蒸気発生器管板等
環境疲労
蒸気発生器管台セーフエンド
NiSCC

絶縁劣化

加圧器セーフエンド
溶接部

一次系
ポンプケーシング

NiSCC

熱時効

環境疲労

環境疲労
一次系配管
（ステンレス鋼）
一次系配管（ステンレス鋼）
IGSCC

Japan Atom ic Energy Agency

環境疲労

一次系配管
（２相ステンレス鋼）
熱時効
熱時効
環境疲労
環境疲労

5

運転期間延長認可制度• 発電用原子炉を運転することができる期間を、運転開始から40年とし、その満了までに認可を受けた場合には、1回に限り延長(上限は20年)することを認める制度。
• 延長期間の運転に伴う劣化を考慮した上で、延長期間中最新の技術基準に適合すること。
• 認可申請への対応① 劣化事象に係る特別点検の実施② 延長期間における劣化に関する技術的評価③ 延長期間における保守管理方針の策定

Japan Atom ic Energy Agency（Ref.：実用発電用原子炉に係る新規制基準について－概要－、原子力規制委員会平成25年7月）

6

特別点検
•申請に至るまでの間の運転に伴い生じた原子炉その他の設備の劣化の状況の把握のための点検•プラントの安全性を確保するために必要な機能を有する設備・機器・構造物に関し、通常保全で対応すべきものを除き、これまで劣化事象について点検をしていないもの、点検範囲が一部であったもの等を抽出し、詳細な点検を求める。

Japan Atom ic Energy Agency（Ref.：東海第二発電所運転期間延長認可申請の概要、日本原子力発電(株)平成29年11月30日）7

劣化状況評価•延長しようとする期間における運転に伴い生ずる原子炉その他の設備の劣化の状況に関する技
術的な評価•評価対象の機器・構造物と評価方法は、高経年化対策制度のものと同じであるが、延長許可申請としての評価を求める。

Japan Atom ic Energy Agency（Ref.：東海第二発電所運転期間延長認可申請の概要、日本原子力発電(株)平成29年11月30日）8

発表内容

１） 国内軽水炉の高経年化の状況
２） 低炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)
３） 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)
４） まとめと今後の課題

Japan Atom ic Energy Agency

9炉内構造材料の劣化・損傷要因

照射誘起
応力腐食割れ(IASCC)

環境因子

応力腐食割れ
(SCC)

ＩＡＳＣＣ

応力
因子

材料
因子

：照射の影響による変化の方向

炉内構造材の劣化損傷

Japan Atom ic Energy Agency

10低炭素ステンレス鋼のIGSCC
圧力容器上蓋BWR炉心シュラウド

蒸気乾燥器

シュラウドの役割：

気水分離器① 冷却水流路の確保、仕切り板② 燃料集合体、炉内構造物などの支持、位置決め

上部格子板

原子炉圧力容器H1

炉心シュラウド

Ｈ1
燃料集合体
／制御棒
炉心支持板
ジェットﾎﾟﾝﾌﾟ
再循環水
出口ﾉｽﾞﾙ

Ｈ2
Ｈ3

シュラウド
H2
H3

Ｈ4
H4

Ｈ6a
Ｈ6b
Ｈ7a
Ｈ7b
水平溶接線
位置略称

Japan Atom ic Energy Agency

シュラウド
断面構造

H6a
H6b

H7a
H7b

11

シュラウド調査結果 2F3-H6a外側
シュラウド下部リング材料：
・SUS316L (0.017%C, 16.5%Cr, 12.5%Ni, 2.2%Mo)
使用条件 （原子炉定格運転時）：・照射量： 約1.3X1022 n/m2 (E>1MeV)・炉水温度： 約288 ℃
・炉水溶存酸素濃度： 約250 ppb
運転開始時期： 1985年6月

シュラウド外表面

原研調査箇所
100µm

き裂

溶接
金属

外表面近傍の金属組織

①

②

③

シュラウド外表面

粒内割れ

5 mm
500

ライン①
ライン②
ライン③

硬さ測定荷重：10g
450

ビッカース硬さ Hv

400

1 mm

粒界割れ

350
300
250
200

100µm

150
100
0.0

破面のSEM観察写真

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

1.4

1.6

1.8

2.0

表面からの距離 mm

図 深さ方向の硬さ分布測定結果

表面近傍には、粒内割れが観察され、そこは硬化層に対応していた。

破面の脱膜処理前(上)後(下)（Ref.: JAERI-Tech 2004-044「福島第二原子力発電所３号機シュラウドサンプル(2F3-H6a)に関する調査報告書（受託調査）」）

Japan Atom ic Energy Agency

12シュラウド調査結果 1F4-H4内側シュラウド材料：・SUS 304L（圧延材）(0.025%C, 18.55%Cr, 10.15%Ni)
使用条件 （原子炉定格運転時）：
・温度： 286 ℃
・炉水溶存酸素濃度：200～250 ppb程度
・照射量：約1.3×1025 n/m2（E>1MeV)
運転開始時期： 1978年10月12日

ひびの最大深さ①(超音波探傷試験による測定)

H1①：約 4mm ②：約12mm③：約 8mm ④：約13mm

H2

④

切り出し

溶接金属

H4

③

②

シュラウド内表面側

H6a
H6b

d部

a部

観察面

H7
e部

ボートサンプル①

H3

ボートサンプル①
ボートサンプルの採取位置

放射状のひび割れ

f部
b部

断面図
断面図

1mm

溶接金属に達した２次き裂

粒内への
腐食の進行

300

マイクロビッカース
硬さ(HV0.01)

c部

マイクロビッカース硬さ (HV0.01)

400

200

100

400

照射硬化が
起きている

350
300
250

①
②
③

200
0

0.1
0.2
表面からの距離 (mm)

0.3

0
0

0.2

0.4

0.6 0.81
1.2 1.4
表面からの距離 (mm)

1.6

1.8

2

中性子照射

(f)溶接金属部(d)開口部50μm

50μm

ひび割れは複雑に分岐し、内部で溶接金属に達していた。

合金元素濃度 (wt.%)

25

内部
20

Cr

（深さ2mm)

Ni

15

Si

10
5

照射誘起偏析
の影響が現れている。

0-50 -40 -30 -20 -10

0

10

20

30

40

50

粒界からの距離 (nm)（Ref.: JAERI-Tech2004－004「福島第一原子力発電所4号機シュラウドサンプル（1F4-H4）に関する調査報告書（受託研究）」）Japan Atom ic Energy Agency

13

発表内容

１） 国内軽水炉の高経年化の状況
２） 低炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)
３） 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)
４） まとめと今後の課題

Japan Atom ic Energy Agency

14

実機におけるIASCC発生例 (PWR)
FormerFormerBaffleBaffleFormerBaffle

割れ発生部（ Ref.: Gray S. Was, “Fundamentals of Radiation Materials Science”, Springer, 2007）

PWRの炉内構造物締結ボルトのひび割れ

バッフルフォーマボルトの割れとその断面写真
中性子照射量は約7dpa

欧州のPWRでは、1988年にはバッフルフォーマーボルトにき裂が発生していた。試験の結果、ボルトのき裂は、ボルトの材料、中性子照射量、応力、温度が影響を及ぼす粒界型
応力腐食割れ（IASCC)によることが示された。き裂の発生したボルトの材料は冷間加工した316ステンレス鋼であった。大部分のき裂は、フランスの900MWe級のPWRで発生した。
国内のPWRでは、このIASCCの発生事例はない。
Japan Atom ic Energy Agency

15

実機におけるIASCC発生例 (BWR)
BWRの制御棒シース材のIASCC

シース材: SUS316L
破損部の中性子照射量: >4.4X1021 n/cm2
ハフニウム板の照射成長がステンレスシース破損の応力要因

ハフニウム板型制御棒の構造（Ref.: 原子力安全・保安院：沸騰水型原子力発電所のハフニウム板型制御棒のひび等に関する調査報告書の公表について、
http://www.meti.go.jp/press/20060531005/houkokusho%20kouhyou-set.pdf））

Japan Atom ic Energy Agency

16

IASCC感受性
IASCC感受性：••••

中性子照射による粒界型SCC(IGSCC)の発生と進展の加速
高温水中の低ひずみ速度引張試験(SSRT)による感受性試験
約1dpa近傍から感受性が現れる（しきい照射量）
しきい照射量は、材料、水質などで変化

BWR環境(Ref.: M. Kodama et al., 6th Int. Conf. Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems 1993. )Japan Atom ic Energy Agency

PWR環境(Ref.: K. Fukuya et al., 10th Int. Conf. Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems 2001. )17

IASCC発生データ
BWR環境(288℃、32ppmDO)とPWR環境(320-340℃、2.7ppmDH)における定荷重SCC試験により得られた降伏応力に対する応力比(σ/σy)と中性子照射量(Dose)マップ

 照射量が増加するにしたがって発生応力が減少し、高照射量で飽和する傾向がみられる。
 高DOであるBWR環境では10dpaより小さい照射量で、PWR環境では20-40dpaで、発生応力が約0.4σyまで減少する。
(Ref.: K. Fukuya, J. Nucl. Sci. Technol., Vol.50, No.3 (2013) pp.213-254.)

Japan Atom ic Energy Agency

18

照射誘起偏析：粒界での元素欠乏・富化
照射誘起偏析(Radiation Induced Segregation, RIS)
• Ni、Si、Pの濃化、Fe、Cr、Moの欠乏• 粒界近傍約10nm以下の極狭い領域で観察

粒界近傍の照射誘起偏析(Ref.: S. Brummer et al., 9th Int. Conf. Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power Systems 1999. )Japan Atom ic Energy Agency

軽水炉照射したステンレス鋼の粒界偏析量(Ref.: 福谷ら：ステンレス鋼の軽水炉照射挙動、INSS Monographs No.4 2009)19塑性変形の局所化••••

未照射材では、多数のすべりと交差により均一に変形する照射材では、高密度に転位ループがあり、すべり面上の運動転位と転位ループが反応して転位ループが消滅し転位チャネルができる
少ない転位チャネルで変形を担うことになり不均一変形となる
隣接結晶粒への変形の伝播が早く起こり、小さい歪でネッキングが生じて一様伸びが低下する

Japan Atom ic Energy Agency(Ref.: 福谷ら：ステンレス鋼の軽水炉照射挙動、INSS Monographs No.4 2009)20

転位チャンネルと粒界の相互作用• (a)転位チャンネルの吸収：粒界すべり• (b)転位チャンネルの停止：転位の堆積による局所的な応力が集中⇒割れ• (c)転位チャンネルの通過：粒界に局所的な段差(ひずみ)が発生

局所変形の程度とIASCC感受性に相関がある

局所変形の程度とIASCC感受性の関係(Ref.: K. Fukuya, J. Nucl. Sci. Technol., Vol.50, No.3 (2013) pp.213-254.)

Japan Atom ic Energy Agency(Ref.:Z. Jiao, G.S. Was, J. Nucl. Mater. 408 (2011) pp.246-256.)21

照射材の局所変形と酸化挙動• 高照射量ほど結晶粒界でのKAMが大きく、顕著なひずみ蓄積が示唆• 表面ステップ下のミクロ組織は、低照射量
では転位網組織であるのに対して、高照射
量では転位チャネル• 酸化皮膜は類似な特性(3)スピネル酸化皮膜
ZC

Fe

(5)
(4)

Fe、Niリッチの外層

Crリッチの内層
Cr

Ni

(6)

Si

0.94dpa
11.6dpa塑性変形(2.0%)後の表面のKAM分布とミクロ組織
Japan Atom ic Energy Agency

O

表面のTEM/EDXマッピング(11.6dpa, 2.0% strain)(Ref.:Y. Chimi et al., J. Nucl. Mater. 475 (2016) pp.71-80.)

22

IASCCにおける粒界ミクロ組成の役割
転位チャネルとランダムと高傾角粒界との交差部分の詳細観察

粒界ミクロ組成とIASCC感受性の関係
転位チャネルと高傾角粒界との不連続部において、き裂部
でのCr欠乏が未き裂部よりも小さい

き裂部
未き裂部

粒界のIASCC感受性に及ぼす内層酸化皮膜の役割
Fe-13Cr-15Ni合金
5dpaプロトン照射
模擬BWR環境で、7.2%塑性ひずみ付与

Japan Atom ic Energy Agency• き裂先端の内層酸化皮膜は薄く、Cr濃度が低い• IASCC感受性とCr濃度との関連性は低いが、Ni濃度との関連性は高い(Ref.:M.-R. He et al., Acta Mater. 138 (2017) pp.61-71.)

23

IASCC進展データ
BWR環境(288℃、32ppmDO) における定荷重SCC進展試験により得られた
き裂成長速度(CGR)データ
1.0E-08

1.0E-08
316L/F1
316L/F2
316L/F3
316L/F4316NG/F2
304L/F1
304L/F2
304L/F3
304L/F4
304/F1304/F3304/F4304HAZ/F3
PLEDGE(F1)
PLEDGE(F2)
PLEDGE(F3)304/F2(JAEA)*

1.0E-101.0E-09

Crack growth rate (m/s)

Crack growth rate (m/s)

1.0E-09

10 MPa√m < K < 30 MPa√m)

1.0E-11

1.0E-10

288℃,pure water<0.2μS/cm at out let
ECP:140-200mVSHE
316L/F2
316L/F4
304L/F2
304L/F4
304/F1304/F4304/F2(JAEA)

1.0E-11

Sensitized 304SS in NWC
1.0E-12316L/F3
304L/F1
304L/F3316NG/F2
304/F3304HAZ/F3

1.0E-121

10

20

30 40 50

Stress intensity factor (MPa√m)

100

0

5

10

15

dpa

 CGRのK依存性として、照射量が増加するにしたがって増加する。
F3(3x1025n/m2(4.3dpa))以上で304ステンレス鋼と低炭素ステンレス鋼(304L、316L)でK依存性が異なる。
 CGRの中性子照射量依存性に関しては、照射量が増加するにしたがってCGRは増加し、
約4dpaで飽和する傾向を示す。

(Ref.: Y. Kaji et al., Proc. 14th Int. Conf. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, ANS, 2009, pp.1181-1191.)

Japan Atom ic Energy Agency

24

IASCCき裂進展モデル(修正FRIモデル)
すべり酸化機構に基づいてShojiらにより提案されたFRIモデル(1)は、入力パラメータが特性に対応しており、照射影響を反映できる可能性がある。この材料FRIモデルおいて、電流パラメー
タ”m”が1に近づいた場合の数学的課題を修正した次式(2)を用いる。

定荷重条件でのモデル式
𝜀𝜀𝑓𝑓
𝑑𝑑𝑑𝑑
𝐵𝐵1 𝐵𝐵2=
𝑑𝑑𝑑𝑑 𝐵𝐵1 𝑡𝑡0 1 − 𝑚𝑚 + 𝑚𝑚𝐵𝐵1 𝐵𝐵2𝜎𝜎𝑦𝑦 𝑛𝑛
2 𝜕𝜕𝐾𝐾 1+
𝐵𝐵1 = 𝛽𝛽𝐸𝐸 𝑛𝑛 − 1 𝐾𝐾 𝜕𝜕𝑎𝑎 𝑟𝑟0

1⁄ 1−𝑚𝑚

𝜆𝜆 𝐾𝐾
ln𝑟𝑟0 𝜎𝜎𝑦𝑦

a:き裂長さ、t:時間、M:金属の原子量、ρ:金属の密度z:酸化過程に関与する電子数、F:ファラデー定数、
εf:き裂先端皮膜破壊ひずみ、i0、t0、ｍ:腐食電流変化を特徴づけるパラメータβ、λ:無次元数、σy:降伏応力、Ｅ:ヤング率、ｎ:ひずみ硬化指数
Ｒ0:ひずみ速度を定義するき裂先端からの距離（特性距離）
Ｋ:応力拡大係数(Ref.:(1) T. Shoji et al., PVP-Vol. 479, ASME, New York (2004).
(2) T. Hashimoto et al., J. Nucl. Sci. Tech. Vol.46, No.3, pp.295-302 (2009) .)Japan Atom ic Energy Agency

2

1⁄ 𝑛𝑛−1

𝑀𝑀 𝑖𝑖0 𝑡𝑡0�𝐵𝐵2 =𝑧𝑧𝜌𝜌𝐹𝐹 𝜀𝜀𝑓𝑓

き裂進展における酸化過程の模式図
25

IASCCき裂進展モデル(修正FRIモデル)
モデルの検証
3dpa未満：照射による機械的特性の変化に伴う結晶
粒界でのひずみの局在化を皮膜の破壊ひず
みの低下としてモデルに反映。照射誘起偏析によるCr濃度低下による耐食性への影響は未考慮。

Japan Atom ic Energy Agency

3dpa以上：転位チャネリングを伴う変形挙動が支配的で、
き裂先端ひずみ分布は照射量に依らず一定と捉え、皮膜の破壊ひずみを一定値に設定。
照射誘起偏析によるCr濃度低下による耐食性への影響を腐食電流パラメータに反映。

(Ref.:M. Koshiishi, et al., Corrosion Science 123 (2017) pp.278-288.)

26

IASCC進展挙動に及ぼす中性子照射速度の影響• 中性子照射速度を高めたJMTR照射試験
データと実機データの乖離（IASCC進展
速度で5～10倍の違い)の原因究明が必要→中性子照射速度影響に着目• JMTRの照射孔の位置を変える
ことにより、照射速度を8倍程度
変え、照射量は（約1dpa）
試料を準備後、
IASCC進展試
験を実施し、力学
特性及びミクロ組織観察等を実施

低照射速度材

高照射速度材50deg.

中性子照射材(15%塑性ひずみ材)の局所ひずみ分布
変形による結晶方位回転(GOS-ひずみ曲線)を用いて、き裂近傍の塑性変形量を推定
進展速度：1.9x10-10m/s• 力学特性（塑性変形挙動）には照射速度影響は見られるものの、SCCき裂近傍の塑性変形量の差は小さく、IASCC進展挙動に及ぼす中性子照射速度の影響は小さいことを示した。

進展速度：2.6x10-10m/s

推定塑性変形量：0.9%
推定塑性変形量：1.2%
IASCC進展速度とき裂周辺の結晶方位解析結果(Ref.:K. Kondo et al., Proc. Fontevraud 8 - Contribution of Materials Investigations
and Operating Experience to LWRs’ Safety, Performance and Reliability, 2014.)

Japan Atom ic Energy Agency

27

IASCCのメカニズム• 材料・環境・応力の3因子が放射線の影響により変化する複雑現象• 最近の研究は、局所変形と酸化過程に着目している(Ref.: Z. Jiao and G. S. Was, J. Nucl.
Mater. 408 (2011) pp.246-256.)(Ref.: 西岡ら、INSS JOURNAL Vol.19
2012 pp.131-143)

Japan Atom ic Energy Agency(Ref.: K. Fukuya, J. Nucl. Sci. Technol., Vol.50, No.3 (2013) pp.213-254.)

28

発表内容

１） 国内軽水炉の高経年化の状況
２） 低炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)
３） 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)
４） まとめと今後の課題

Japan Atom ic Energy Agency

29

まとめと今後の課題
 近年になり顕在化している応力腐食割れ(SCC)事象（低炭素ステンレス鋼の
SCC、IASCCなど）は、軽水炉の初期段階に経験されたIGSCCが熱鋭敏化現象により合理的に説明できたことに比べ原因の説明が難しく、まだ主要因子の探索を続けている状況にある。
 多くの要因が複合しているSCC事象の原因及び対策の検討では、根本メカニズ
ムの考察を行うことが重要。それにより、未経験の潜在的な劣化現象を予測することができる。
 ミクロスケールとマクロスケールの照射材特性についての知見は増えてきている。特に、局所変形、粒界すべり、粒界の破壊強度、粒界での偏析挙動、き裂先端の腐食挙動などの知見の拡充が必要である。
 実機廃炉材を用いた研究が今後重要である。これにより実験室データと実機データとの乖離の検討が進み、評価手法の高度化に繋がる。また、既存の照射材のデータと知識の整理と継承も必要である。
 新しい分析機器や計算科学的研究の重要性がますます増加している。特に照射材については実験の困難性もあり、また計算モデルのV&Vの観点からも実験と計算による理論的アプローチを相補的に進めることが重要である。これらの結果が新しい耐照射性を有する材料開発にも繋がる。
Japan Atom ic Energy Agency

30

原子力学会 2018年秋の大会
材料部会セッション

軽水炉の再稼働と健全性確保に向けた材料工学の役割
XE-OG-0333 Rev.0（2）BWRプラントにおけるSCC事例と対策
2018年9月5日
日立GEニュークリア・エナジー株式会社
原子力計画部 プラント計画グループ
金田 潤也© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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目 次
1. BWRの主な炉内構造物と使用材料
2. BWRにおける過去の材料トラブル事例
3. SCC事例と材料対策(1) 鋭敏化SUS304鋼のSCC(2) 低炭素ステンレス鋼のSCC(3) 固溶強化型ニッケル基合金のSCC(4) 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)
4. SCC対策(1) 応力改善(2) 環境改善
5. まとめ© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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1

BWRの主な炉内構造物と使用材料
オーステナイト系ステンレス鋼
Ni基合金

蒸気乾燥器

低合金鋼

気水分離器
圧力容器
シュラウドヘッド

炉心スプレイ配管・スパージャ
上部格子板

再循環系配管

炉心シュラウド
炉心支持板

アクセスホールカバー
シュラウドサポート
SMRドライチューブ
ICMハウジング© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

CRDスタブチューブ
ICMハウジング溶接部

CRD: Control Rod Drove
ICM: In-Core Monitor
SRM: Short Range Monitor

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2

BWRにおける過去の材料トラブル例
領域
炉心

機器・部位
制御棒ﾊﾝﾄﾞﾙ/ｼｰｽ
中性子計測管
RPV/炉内 給水ﾉｽﾞﾙ･ｺｰﾅ
ｼｭﾗｳﾄﾞ･ﾍｯﾄﾞ･ﾎﾞﾙﾄ
ｱｸｾｽ･ﾎｰﾙ･ｶﾊﾞｰ
ﾄﾞﾗｲﾔ･ﾄﾞﾚﾝ･ﾁｬﾝﾈﾙ
ｼﾞｪｯﾄ･ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾋﾞｰﾑｼﾞｪｯﾄﾎﾟﾝﾌﾟ計測管
ICMハウジング
CRDスタブ
シュラウド

一次系

ｼｭﾗｳﾄﾞ･ｻﾎﾟｰﾄ

材料
Type 304/316L
Type 304
S.S.肉盛低合金鋼
Alloy 600
Alloy 600/182
Type 316L
Alloy X-750
Type 304/316L
Type 304
Alloy 182
Type 304/304L/
316L
Alloy 182/(600)事象
照 射 隙 間 腐 食 /IASCC
照 射 隙 間 腐 食 /IASCC
熱疲労割れ
隙 間 IGSCC
隙 間 IGSCC
高ｻｲｸﾙ疲労割れ
IGSCC
高ｻｲｸﾙ疲労割れ
IGSCC
IGSCC
IGSCC

PLR等配管Type 304/316(NG) IGSCC

PLRﾎﾟﾝﾌﾟ水中軸受
CRD駆動水配管
主蒸気弁弁棒RIP電源端子Type 316L
Type 304
Type 630
銅

IGSCC

高ｻｲｸﾙ疲労割れ
塩 化 物 TGSCC
疲労割れ
疲労割れ

対策
設計改善
設計改善
SUSｸﾗｯﾄﾞ除去
材料・設計改善
材料・設計改善
設計改善
材料・設計改善
SMA補修・補強取替え・予防保全
取替え・予防保全
取替え・補修・
予防保全･製法改部分取替え(補強)
予防保全
材料・応力改善(加工・溶接改善)
設計・製法改善
材料・応力改善
設計・材料改善
設計改善

RPV：原子炉圧力容器､ ICM：中性子計測、 CRD：制御棒駆動機構、 PLR：再循環ﾙｰﾌﾟ、 RIP：炉内再循環ﾎﾟﾝﾌﾟ
IASCC：照射加速SCC、 IGSCC：粒界型SCC、 TGSCC：貫粒型SCC[出典] 日立製作所, ”BWRの主要システムにおける材料と環境”, 腐食防食協会原子力小委員会, 2006年1月26日© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information3

応力腐食割れとは
応力腐食割れ (SCC: Stress Corrosion Cracking)は、材料のSCC感受性、引張応力、腐食環境の三因子が重畳して生じる割れであり、主要な経年劣化事象の1つ。
溶接残留応力が応力因子となり溶接部近傍で発生する場合が多い。

環境因子:
・高温水
・溶存酸素
・腐食電位 等

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Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information4

再循環系配管に発生した応力腐食割れ
1974年 米国BWR Dresden2号機においてType304オーステナイト
系ステンレス鋼製の再循環バイパス配管溶接部に粒界型の応力腐食割れ(IGSCC)が確認された。

SCC発生箇所の例[出典] 日立製作所, ”BWRの主要システムにおける材料と環境”, 腐食防食協会原子力小委員会, 2006年1月26日© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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5鋭敏化SUS304鋼のSCC事例顕在化

機構解明・対策技術開発に着手• 鋭敏化SUS304のSCC機構
下記の３因子が重畳して発生することが判明
・材料因子：溶接による粒界鋭敏化・応力因子：溶接による引張り残留応力・環境因子：炉水の腐食環境

Cr含有量• 国内プラントにおいてもSUS304製配管のSCC損傷が顕在化- 発生部位は溶接継手の熱影響部(HAZ)のみ- 高温炉水に接する配管内面からのみ- 割れ形態は典型的な粒界割れ- 炭素含有量が約0.05%以上の材料に多い- 運転後、約3～6年後に発見
Cr炭化物
Cr欠乏層
18%
12%
(耐食性限界値)
結晶粒界
距離

Cr炭化物析出による粒界鋭敏化が主因[出典] 日立製作所, ”BWRの主要システムにおける材料と環境”, 腐食防食協会原子力小委員会, 2006年1月26日
日立製作所, “耐食材料の現状とニーズ”, 第16回コロージョン・セミナー 耐食材料と腐食環境 – 歴史と現状© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information6低炭素系ステンレス鋼の開発と適用
1977～1983年
低炭素ステンレス鋼：炭素含有量を0.02%以下とし、耐SCC性を改善した鋼材。
電力共研やNUPEC信頼性実証試験により耐SCC性を確認。
1984年～
配管にSUS316(NG)を炉内機器にSUS316L(NG)(窒素添加なし)を採用

図 耐SCC性に及ぼす
C,N含有量の影響

図 耐SCC性代替材の実パイプ試験結果[参考] 明石正恒：東京大学博士論文（1985）、国谷治郎ほか：防食技術，31（1982），261
NUPEC: Nuclear Power Engineering Corporation (財)原子力発電技術機構, NG: Nuclear Grade© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information7低炭素ステンレス鋼のSCC事例顕在化
2001年～・SUS316L(NG)およびSUS304L製炉心シュラウドのSCC
・SUS316(NG)製再循環系配管のSCC
特徴：従来事例（熱影響部の割れ）と異なる様相･溶接線から離れた箇所にも発生 （シュラウド）･放射状の割れ，または，溶接線に対して斜めの断続的な割れ（シュラウド）･溶融境界近傍の母材で発生し，溶接金属側へ傾斜して進展
一部溶接金属内へも進展 （再循環系配管）
要因： ･発生には，機械加工およびグラインダによる表面加工層，グラインダ加工による表面残留応力等が影響･進展には，溶接残留応力が強く影響© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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8炉心シュラウドの応力腐食割れ事例
炉心シュラウドのひび割れ検出実績例
H1

H2

H1
H2
H3
H4

H3

H6a
H6b
H7a

H4

H7b

H6a

H6b
鳥瞰図

H7
縦断面図

[出典] 原子力安全・保安院、応力腐食割れ(ＳＣＣ)に関する現在までの知見の総括、平成18年7月© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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9炉心シュラウドの応力腐食割れ事例
柏崎刈羽 3号機 炉心シュラウドH7溶接線におけるSCC

断面観察結果ボートサンプル採取位置
 溶接線近傍にき裂が断続的に発生
 外表面から数十μmまでは粒内き裂
 内部では粒界割れ(ロックキャン
ディ)
破面観察結果[出典] 東京電力株式会社, “柏崎刈羽原子力発電所3号機 シュラウド下部リング及びシュラウドサポートリングのひびについて(概要版)”, 平成15年1月
鈴木俊一他, “BWRにおける低炭素ステンレス鋼のSCC形態の評価”, 圧力技術 第42巻 第4号© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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10炉心シュラウドの応力腐食割れ事例
柏崎刈羽 3号機 炉心シュラウドH7溶接線におけるSCC (続き)粒界近傍の化学成分(ひび先端部)

深さ方向硬さ分布

 粒界近傍のCr欠乏は認められなかった。一方、表面近傍に300HVを超える硬化層(表面加工による)が認められた。
 表面の機械加工層によりTGSCC感受性が上昇したと考えられる。
[出典] 東京電力株式会社, “柏崎刈羽原子力発電所3号機 シュラウド下部リング及びシュラウドサポートリングのひびについて(概要版)”, 平成15年1月
鈴木俊一他, “BWRにおける低炭素ステンレス鋼のSCC形態の評価”, 圧力技術 第42巻 第4号© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information11低炭素ステンレス鋼SCCの発生要因
表面加工の影響評価
実機シュラウドモックアップによる試験

表面の機械加工またはグラインダ
施行により表面硬化層と表面引張残留応力が付与されSCC発生感受性が上昇

図表 表面加工層を付与した試験片によるSCC試験結果[出典] 高守謙郎他, “高温純水中における低炭素ステンレス鋼のSCC発生感受性に及ぼす表面加工の影響評価”, 圧力技術 第44巻 第3号© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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12

再循環系配管の応力腐食割れ事例
SUS316(NG)再循環系配管の損傷発生状況（A系配管）[出典] 原子力安全・保安院、応力腐食割れ(ＳＣＣ)に関する現在までの知見の総括、平成18年7月© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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13

再循環系配管の応力腐食割れ事例

図 再循環系配管のSCC断面観察例

 SCCは溶融境界近傍の熱影響部で発生し、硬化した領域を溶接金属の方へ進展。
 進展方向は引張残留応力に垂直。

図 再循環系配管熱影響部の硬さ分布と残留応力解析結果
[出典] 鈴木俊一ほか, “BWRにおける低炭素ステンレス鋼のSCC形態の評価”, 圧力技術 第42巻 第4号 (2004) PP188-198
S. Suzuki et al., “Stress Corrosion Cracking in Low Carbon Stainless Steel Components in BWRs”, E-J. Advanced Maintenance Vol.1 (2009) pp1-29© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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14

ニッケル基合金溶接金属部のSCC
1999年 シュラウドサポートのひび (敦賀1号機)

原因：182合金(溶接部)の粒界型応力腐食割れ対策：シュラウドサポートの取替え (600合金-Nb添加材)
溶接材の82合金、改良182合金への変更
ショットピーニングによる引張残留応力の緩和[出典] 青木ら, 保全学, Vol.4, No.2 (2005) pp37-44© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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15

Intergranular penetration depth (mm/d)

固溶強化型ニッケル基合金のSCC対策
N-bar=12

1.5

1.0

0.5

0

1

5 10
20
100
N-bar: N = 0.13 (Nb + 2Ti) / C

図 鋭敏化モデル及び炭素安定化モデル模式図

図 固溶強化型ニッケル基合金の粒界腐食特性と化学成分の関係(例)インコネル600に少量のNb(1～3％)を添加し、Cを安定化させて使用。
溶接金属も同様の考えでNbを添加し、耐食性を高めている(182系溶接金属の場合は、Nbを～4.5％添加)。
[出典] 山内清ほか：防食技術, Vol.35, (1986), 605-615© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information16照射誘起応力腐食割れ（IASCC）
中性子照射によるステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ
タイロッド

Hf板型制御棒のシース・タイロッドに割れ発生(鋭敏化等の無い部位にSCCが発生)シース

Fast neutron fluence (x 1025 n/m2)

ひび
10.0
9.0
8.0
7.0
6.0
5.0

Hf板型制御棒のIASCC発生事例[1]図4.0 x 1025 n/m2

4.0
3.0
2.0
1.0
0.0

図

○ No crack
X Cracked

A B C D E F G H I J K L M N O P Q R S T U V

Hf板型制御棒シースのIASCC発生と中性子照射量の関係[2][1] S. Ooki et al., 14th Environmental Degradation (2009). [2] From Home Page of NISA and TEPCO© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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17

IASCCの発生要因（例）
照射に起因するIASCC発生要因
材料因子：照射誘起粒界偏析および照射硬化 (母材にも発生)
応力因子: 溶接残留応力およびHf板の照射成長 (制御棒のみ)
環境因子: すき間内の局所的水化学および照射下での水放射線分解

図

SCC割れ感受性の中性子照射量依存性[1]図

SCC割れ感受性（％IGSS）に及ぼす
粒界元素偏析の影響 [2][1] M. Kodama et al., 6th Environmental Degradation (1993)[2] K. Chatani et al., 12th Environmental Degradation (2005)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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18

耐IASCC材料
IASCCの材料要因：照射損傷に伴う局所すべりと照射誘起粒界偏析
オーバーサイズ元素添加（Ti、Zr、Hf、V、Nb、Ta）や結晶粒微細化などによる耐照射材料の開発が進められたが、現在のところ実機適用には至っていない。
（例）オーバーサイズによる照射誘起偏析抑制効果

Cr depletion

Ni enrichment(Ref.) T. Kato et al., Journal of Atomic Energy society of Japan, Vol.34, No.9 (1992) p.889.
Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

19

SCCへの対応
SCC三因子の全てを極力排除･抑制・低減- 効果、施行、評価のばらつきを考慮し，複数の対策を適用- 機器の重要性，供用開始後のアクセス性を考慮した対策の適用
鋭敏化防止，
加工層除去
材料因子：
・溶接入熱による
鋭敏化
・強加工

残留応力低減・溶体化処理・HSW, 狭開先溶接
・IHSI・ピーニング (WJP, LP等)
・研磨

応力因子：
・溶接残留応力

環境因子：
・高温水
・溶存酸素
・塩素イオンWJP：Water jet peening, LP：Laser Peening, IHSI： Induction Heating Stress Improvement,
HSW: Heat Sink Welding, CRC：Corrosion Resistant Cladding© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

・低炭素ステンレス鋼
・Nb添加Ni基合金
・表面研磨
・耐食材肉盛(CRC)
・溶体化処理環境緩和
・水素注入
・貴金属注入・TiO2・表面清浄/湿度管理[参照] SCCの事例と環境緩和対策

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information20

残留応力改善方法
応力改善手法原理・方法

HSW（Heat Sink
Weld）

配管の初層溶接後、配管内を流水で冷却しながら開先を肉盛し、配管内面を圧縮応力とす
る方法

狭開先溶接

開先を狭くして溶接歪を小さくすることにより残留応力を低減する方法

IHSI（Induction
Heating Stress
Improvement）

配管溶接部の内面を流水で冷却しながら外面を誘導加熱コイルにより加熱した後、加熱をやめ、配管内面の引張残留応力を低減する方法

ピーニング（Water
Jet /Laser /Shot
Peening）

弾性拘束された材料表面をキャビテーション
崩壊に伴う衝撃波、レーザによる高圧プラズ
マ、ショットの衝突などで塑性変形させ、圧縮応力を残留させる方法

研磨

研磨により表面近傍の残留応力を低減する方法© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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21

IHSI (Induction Heating Stress Improvement)
配管

加熱コイル

加熱時：外径が膨張（圧縮）、内径が収縮（引張）
冷却後：外径が引張、内径が圧縮
加熱時

冷却水
冷却水

配管外径

-σy
圧縮
引張

+σy

配管内径

Temperature

配管外径の温度変化
冷却後
+σy

配管外径

引張
Heating

Time
圧縮

配管内径
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-σyHitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information

22

IHSI (Induction Heating Stress Improvement)
IHSIによる残留応力改善例
SUS316(NG)配管 （配管径：600A）
配管内径の残留応力は、300MPaの引張応力から-150MPaの圧縮応力に改善
300 MPa atfusion line

Axial Residual Stress (MPa)500

As weld

400
IHSI

300
200
100
0
-100
-200
-300

-150 MPa atfusion line

-400
-500

-20

-15

-10

-5

0

5

10

15

20

Distance from the Weld Center (mm)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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23

WJP (Water Jet Peening)
圧力：60-70 MPa
速度：240 m/s

WJPノズル
キャビテーション[ Water Jet ]water jetnucleuscavitation cloud

high pressure
water
nozzlevortex• キャビテーションの崩壊で衝撃波発生• 衝撃波により材料表面を塑性変形• 材料の弾性拘束下で塑性変形後、圧縮
応力が残留© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

bubbles

施工中

WJPによる残留応力改善• 高速水流によりキャビテーション発生

vortex

噴射
ノズル

崩壊圧伝播
～1GPa
キャビティ
(気泡)
(
成長 収縮

崩壊

施工後
塑
性
変
形

圧
縮
応
力

キャビテーション
材料 弾性拘束
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WJP (Water Jet Peening)
WJPによる残留応力改善効果

304SS
316LSS
Alloy 600

Before WJP
●
▲
■

-20

0

After WJP〇△□

WJP Nozzle

Nozzle scanning

Cavitation jet

残留応力 σ (MPa)

800
400
0
-400

X
-800
-60

Material
surface• ノズル中心から±約50ｍｍ（幅約100mm）の範囲の応力改善可能• 約1mmの深さまでの応力改善可能

20

40

60

1000

1200

ノズル中心からの距離 x (mm)SpecimenZ800

残留応力 σ (MPa)

Y

-40

400
0
-400
-800
0

200

400

600

800

表面からの深さ z (µm)© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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25

機械研磨
機械加工
0

機械加工＋
機械加工＋
ﾌﾗｯﾌﾟﾎｲﾙ研磨＋ ﾌﾗｯﾌﾟﾎｲﾙ研磨＋
WJP
CNS研磨

表面からの深さ100塑性ひずみ領域

機械加工＋ﾌﾗｯﾌﾟﾎｲﾙ研磨

200
300
400

100μm
※結晶性の低い場所はIQ値が低くなり、上記マッピングでは粒界、塑性変形帯など
ひずみの高い領域が低明度(黒)で表示されている。

（μm）• 塑性変形が確認される深さは、機械加工で約250μm、フラップホイル研磨、CNS
研磨、WJPで約150μm• フラップホイル研磨により約100μmの表面硬化層を除去© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

フラップホイル

CNS

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26機械研磨 –表面硬さ低減効果
400
機械加工

ビッカース硬さ HV0.025350

機械加工+FW研磨

300
機械加工+FW研磨+CNS研磨

250
200
150
100
0

200

400
600
最表面からの深さ （μm）

800

1000

• 機械加工面にフラップホイル研磨を施すと表面硬さが減少• 硬さ分布の点では、フラップホイル研磨で最表面の硬化層100μm程度の除去
効果© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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27

機械研磨 –残留応力改善効果
機械加工＋フラップホイル研磨

機械加工
400

400

機械加工

0
-200
-400
-600
200

400
600
深さ方向距離 （μm）

800

-200
-400

1000

0

200

σｘ：機械加工目と直行方向、σｙ：機械加工目と並行方向

機械加工＋ﾌﾗｯﾌﾟﾎｲﾙ研磨＋CNS研磨

400600
深さ方向距離 （μm）

800

1000

機械加工＋ﾌﾗｯﾌﾟﾎｲﾙ研磨＋WJP
400

400
機械加工＋プラップホイル＋CNS

機械加工＋プラップホイル＋WJP

σx
σy

σx
σy

200
残留応力 （MPa）

200

残留応力 （MPa）

0

-600

0

0
-200
-400
-600

0
-200
-400
-600

0

•

σx
σy

200

残留応力 （MPa）

残留応力 （MPa）

機械加工＋フラップホイル

σx
σy

200

200

400
600
深さ方向距離 （μm）

800

1000

0

200

400
600
深さ方向距離 （μm）

800

1000

機械加工＋フラップホイル研磨後、CNS研磨、WJP施工で引張残留応力減少、WJPはCNS研磨に比べ深さ方向の応力改善効果大© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information28

環境改善 –腐食電位とSCC感受性
腐食電位（ECP：Electrochemical Corrosion Potential)を低減する
ことによりＳＣＣの発生・進展を抑制できる（ｂ）進展速度（ａ）発生閾値
0.1
-0.1
-0.2

VvsSHE

-0.3
-0.4
-0.5
-0.6
1

-0.23Vvs.SHE

応力腐食割れ有 無 ﾌﾟﾗﾝﾄ
Dresden2
Fitzpatrick
Ringhals10010
溶存酸素濃度/ppb

き裂進展速度／

腐食電位／

0

-7
10
10-8

鋭敏化SUS304

導電率
μS/cm

cm･s-1 10-9
-10
10

0.3
0.1

0.2

-0.6 -0.4 -0.2 0 0.2 0.4
腐食電位 / V vs.SHE（出典）
R.L.Cowan et al. :”Experience with hydrogen water chemistry in boiling water reactors”, Water Chemistry for Nuclear-reactor systems 4. BNES, London,1986
Peter L.Andresen,:”Effect of Noble Metal Coating & Alloying on the Stress Corrosion Crack Growth Rate of Stainless Steel in 288℃Water”, proceedings of the Sixth International
Symposium on Environment Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, SanDiego,1993© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information29

環境改善 –放射線分解の影響••

放射線分解により酸素や過酸化水素が発生
酸素、過酸化水素濃度上昇により腐食電位も上昇
0.6

腐食電位/ VvsSHE

0.4
過酸化水素

0.2
0

ＳＣＣ発生閾値

-0.2

酸素
-0.4
-0.6
0.1

1

10

100

1000

酸素または過酸化水素の濃度/ppb© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information30

環境改善 –水素注入による腐食電位低減•

給水に水素注入することによりダウンカマーにおいて水素が酸素および過酸化水素と再結合
酸素、過酸化水素濃度低減により腐食電位も低減
炉心
放射線分解
H2O
O2 , H 2 O2 ,radicals
給水
H2 注入
ダウンカマー
再結合
2H2+O2→2H2O
ダウンカマ
H2+H2O2→2H2O

0.3
ボトムドレンECP (V-SHE)

•

0.2

BWR2

0.1

BWR3

0

BWR5

-0.1

ABWR

-0.2
-0.3
-0.4
-0.5

0

0.5
1
給水水素濃度 （ppm）

1.5

出典：原子力学会編､原子力発電プラントの水化学最適化の実績と将来展望、2003年8月© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information31環境改善 –水素注入による副作用
1ppm以上の高濃度水素注入時には４～５倍まで線量上昇

主蒸気系線量上昇比

上昇

海外炉データ
給水水素濃度0.4ppm
以上で主蒸気系線量率が上昇

給水水素濃度/ppm（出典）
Chien C.Lin ,”Prediction of N-16 steam transport in BWRs under hydrogen water chemistry” , Water Chemistry for Nucear-reactor systems 7. BNES, London,1996© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information32

環境改善 -貴金属注入
MNCA適用時の水素注入範囲①

貴金属注入の硬化①MS線量率上昇を伴わない②少ない水素注入量で大きな環境緩和効果③非沸騰、Ｈ2/Ｏ2≧２であればＥＣＰ≦-400ｍＶvsＳＨＥ（効果範囲の特定が容易）③ Ｈ /Ｏ ２2

水素注入のみで効果のある範囲②

2＝

出典：S. Hettiarachchi et al., “Noble Metal Chemical Addtion ... from Development of Commercial Apprication”, proceedings of the 7thInternational Conference on Nuclear Engineering Tokyo,Japan,1999© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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33

まとめ


BWRにおける過去のSCC事例と対策について概要をまとめた。



SCCはプラント寿命に影響を及ぼす可能性のある材料劣化事象である。その対策を講じる上で、まず事象の要因とメカニズムを明確にすることが重要である。そのために、実機サンプル調査、再現試験など材料工学的観点での詳細な調査が行われてきた。



明らかにされたSCC要因に対しては、それを取り除くための材料
改善、応力改善、環境緩和の観点で材料開発、手法開発が行われてきた。

SCC抑制のためには、材料、応力、環境の要因のうち少なくとも一つの要因を取り除く必要があり、好ましくは複数の対策を組合せて二つ以上の要因を同時に取り除くことが望まれる。

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Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Proprietary Information34

ご清聴ありがとうございました。
END
原子力学会 2018年秋の大会
材料部会セッション
軽水炉の再稼働と健全性確保に向けた材料工学の役割（2）BWRプラントにおけるSCC事例と対策
2018年9月5日
日立GEニュークリア・エナジー株式会社
原子力計画部 プラント計画グループ
金田 潤也© Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. 2018. All rights reserved.

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35

日本原子力学会 2018年秋の大会
企画セッション/材料部会 軽水炉の再稼働と健全性確保に向けた材料工学の役割
2018年9月5日～7日 岡山大学 津島キャンパス

PWRプラントにおけるSCC事例と対策
杉本 憲昭
三菱重工業株式会社
パワードメイン 原子力事業部 建設保全技術部

目次

１．PWSCCについて
２．PWSCCに対する保全技術について
３．機器・部位に応じた保全技術について© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

1

PWSCC発生評価に関する知見

 ＰＷＳＣＣはＳＣＣの3要素（材料、応力、環境）が重複する条件において発生が懸念される【ＰＷＳＣＣ発生条件】

材料

環境

応力

材料：インコネル６００ニッケル基合金
環境：ＰＷＲ１次冷却材環境
応力：約３００ＭＰａ超（溶接残留応力＋運転時応力）

 定荷重ＳＣＣ試験データに基づきＰＷＳＣＣの発生寿命を予測•

弾塑性FEM解析及び残留応力測定結果により、実機応力状態を算定•

定荷重SCC試験ﾃﾞｰﾀから試験条件での破断時間を把握•

試験温度（360℃）の加速条件を補正換算して実機温度でのPWSCC寿命を予測© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

2

国内PWRプラントへのPWSCC対策の取り組み
 SCCの3要素（材料、応力、環境）に対して技術開発し、実機へ適用【690合金素材開発】
耐PWSCC材料の開発⇒大型機器取替（SGR、VHR）で採用【690合金現地溶接技術】
ｽﾌﾟｰﾙ取替やINLAY等の現地溶接技術の確立⇒RV管台INLAY、SG管台緊急補修等
で採用

材料改善
原子炉容器出口管台
内面クラッディング状況
VHR（原子炉容器上蓋取替）状況

環境改善【環境温度低減】
プラント性能に影響しない部位（原子炉容器上蓋頂部）への適用【水質改善】
溶存水素量の適正化（開発中 ）© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

応力改善【圧縮残留応力付与工法】
ﾋﾟｰﾆﾝｸﾞ技術の効果を確証後、装置化・実用化⇒実機保全工事として全プラントへ展開

3加圧水型原子炉1次冷却系の600合金使用部位

原子炉容器

加圧器

⑤⑥⑦

④サージ用管台①冷却材出入口管台⑤スプレイライン用管台

セーフエンド継手⑥安全弁用管台

管台セーフエンド継手構造例⑦逃がし弁用管台

600合金継手溶接 600合金ﾊﾞﾀﾘﾝｸﾞ

セーフエンド継手
ｽﾃﾝﾚｽ鋼

低合金鋼

管台セーフエンド継手構造例
600合金継手溶接 600合金ﾊﾞﾀﾘﾝｸﾞ

内面側②制御棒駆動装置用管台及びJ溶接部③炉内計装筒管台

低合金鋼

ｽﾃﾝﾚｽ
鋼

④

内面側

②

蒸気発生器
⑧冷却材出入口管台

及びJ溶接部
炉内計装筒管台J溶接部継手構造例

セーフエンド継手

600合金継手溶接

管台セーフエンド継手構造例

600合金ﾊﾞﾀﾘﾝｸﾞ

600 合 金 管
台

600合金継手溶接 600合金ﾊﾞﾀﾘﾝｸﾞ

①①

⑧ ⑧

低合金鋼

ｽﾃﾝﾚｽ鋼③© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

低合金鋼

内面側

4

目次

１．PWSCCについて
２．PWSCCに対する保全技術について
３．機器・部位に応じた保全技術について© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

5

PWSCCに対する保全技術
機器
1
2
3

原子炉容器
蒸気発生器

出入口管台
炉内計装筒/J溶接部

応力緩和

材料改善

ウォータージェットピーニ
ング(WJP)

インレイ

出入口管台

4

加圧器

サージ管台、スプレイ管
台、安全弁用管台、逃し
弁用管台

5

上蓋

ふた管台

―

超音波ショットピーニン
グ（USP）

管台取替

L-SIP

管台取替

―

上蓋取替

5

4

1
WJP

溶接装置

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インレイ 2

3

USP
6

目次

１．PWSCCについて
２．PWSCCに対する保全技術について
３．機器・部位に応じた保全技術について
3.1 原子炉容器出入口管台／INLAY or WJP
3.2 炉内計装筒管台 （BMI）／WJP
3.3 蒸気発生器出入口管台／USP
3.4 加圧器管台／L-SIP or 管台取替

© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

7

原子炉容器出入口管台INLAY工事
600合金溶接部の接液部分を切削し、耐食性に優れた690合金にて肉盛溶接を行うことで、PWSCC保全対策とする。
切削
SUSオーバーレイ

管台（低合金鋼）

セーフエンド側（SUS316）

600合金

溝加工

690合金（テンパービード溶接）

遮蔽用
シールプラグ

対象部位

管台（低合金鋼）

セーフエンド側（SUS316）（RV出入口管台）
クラッド溶接切削加工→バフ仕上げ

管台（低合金鋼）

原子炉容器（RV）© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

セーフエンド側（SUS316）

仕上げ加工
8

インレイシステムの概要

上部炉内構造部物

下部炉内構造物

円筒容器

プラット
ホーム

原子炉キャビティ

原子炉容器

円筒容器内部© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

9

目次

１．PWSCCについて
２．PWSCCに対する保全技術について
３．機器・部位に応じた保全技術について
3.1 原子炉容器出入口管台／INLAY or WJP
3.2 炉内計装筒管台 （BMI）／WJP
3.3 蒸気発生器出入口管台／USP
3.4 加圧器管台／L-SIP or 管台取替

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10ウォータージェットピーニング（WJP）

 キャビテーション崩壊時の衝撃圧により、材料表面に塑性歪を与えることで表層部に圧縮応力を付与
 施工裕度が大きく、複雑形状（J溶接部）でも安定施工①炉内計装筒
内面施工例

ノズル

水
渦流
↓
ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮﾝ
発生
↓
成長
↓
崩壊
↓
衝撃圧力
1000MPa以上

ｷｬﾋﾞﾃｰｼｮﾝを伴う
高圧水ｼﾞｪｯﾄ

②炉内計装筒Ｊ溶接部施工例© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

11

WJPの適用部位（1/2）

溶接金属
600合金

出入口管台セーフエンド

溶接金属

原子炉容器
炉内計装筒管台（BMI）
J溶接部/内面© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

溶接金属
安全注入管台、セーフエンド(2ループプラントのみ)
12

WJPの適用部位（2/2）
原子炉容器へのWJPの適用例
出入口管台
セーフエンドBMI ‐ J溶接部

© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

BMI内面

安全注入管台13

残留応力改善結果[RV管台セーフエンド溶接部]
Ｎｏ．１（溶接金属近傍）

Ｎｏ．１（25mm位置）
1000

800

800

600

600

残留応力 （ＭＰａ）
残留応力

残留応力
残留応力 （ＭＰａ）

1000

溶接線方向(as-Weld)
溶接線直交方向(as-Weld)（WJP施工後）
溶接線方向(No.1)（WJP施工後）
溶接線直交方向(No.1)

400
200
0
-200

溶接線方向(as-Weld)
溶接線直交方向(as-Weld)（WJP施工後）
溶接線方向(No.1)（WJP施工後）
溶接線直交方向(No.1)

400
200
0
-200
-400

-400
-600

-600

0.0

0.2

0.4
0.6
0.8
1.0
表面からの深さ
表面からの距離 (mm)

1.2

1.4

溶接部近傍

0.0

0.2

0.4
0.6
0.8
1.0
表面からの距離
表面からの深さ (mm)

1.2

1.4

溶接部から10mmの位置

Reprint from Koji Okimura et al., “RELIABILITY OF WATER JET PEENING FOR ALLOY 600 PWSCC MITIGATION”, ASME PVP2012-78468

深さ1mm以上、圧縮応力は付与される© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

14

目次

１．PWSCCについて
２．PWSCCに対する保全技術について
３．機器・部位に応じた保全技術について
3.1 原子炉容器出入口管台／INLAY or WJP
3.2 炉内計装筒管台 （BMI）／WJP
3.3 蒸気発生器出入口管台／USP
3.4 加圧器管台／L-SIP or 管台取替

© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

15

超音波ショットピーニング（USP）

 ショット材を超音波振動子の振動により材料表面に当てることで塑性歪を与え、表層面に圧縮応力を付与
 応力改善の深さを大きくするため、粒径の大きなショット材を適用
ピーニング施工面

投射距離

ショット材
（インコネルビーズ）（ 20 ｋ Hz ）超音波 振動ビーズ径 Φ3～4ｍｍ

チャンバー
振動子

ピエゾ素子

© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

16

蒸気発生器出入口管台へのUSP技術適用

スライドテーブル

旋回（各種ツールによる作業時）（先端工具交換時）

施工全体図（蒸気発生器）

USP先端ヘッド© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

17残留応力改善結果
USP実施前の残留応力分布
ピーニング方向

計測箇所

600
400
200
0
-200
-400
-600
-800

ピーニング
方向

残留応力(MPa)

600 溶金部

残留応力(MPa)

ピーニング範囲

ピーニング直交方向

0.0

0.5
1.0
板厚方向 (mm)

1.5

600
400
200
0
-200
-400
-600
-800
0.0

0.5
1.0
板厚方向(mm)

1.5

0.5

1.5

600合金
(母材)

板厚: 10mm
400mm

600
400
200
0
-200
-400
-600
-800

残留応力(MPa)

SUS316(母材)

残留応力(MPa)

USP実施後の残留応力分布0.0600合金溶金部近傍の位置
600合金溶金部から30mmの位置

0.5

1.0

板厚方向(mm)

1.5

600
400
200
0
-200
-400
-600
-800
0.0

1.0

板厚方向(mm)

Reprint from Takeshi Yamamoto et al., “APPLICATION OF USP TO STEAM GENERATOR NOZZLES”,
ASME PVP2011-57495

深さ1mm以上、圧縮応力は付与される© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

18

目次

１．PWSCCについて
２．PWSCCに対する保全技術について
３．機器・部位に応じた保全技術について
3.1 原子炉容器出入口管台／INLAY or WJP
3.2 炉内計装筒管台 （BMI）／WJP
3.3 蒸気発生器出入口管台／USP
3.4 加圧器管台／L-SIP or 管台取替

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19

L-SIPの原理

NO.20

●原理

レーザー発振器 レーザを配管（管台）の外表面に照射することにより、配管（管台）の内外面に温度差が発生する。
 冷却後、内表面の残留応力を、引張応力から圧縮応力へ改善できる。
温 度 分 布レー ザ 照 射
外 面

外面

配管、管台

温度

内面

溶接部

応 力 分 布
外 面
降 伏

レー
ザ 照
射 時

降 伏

内 面

内 面
温 度

圧 縮 応 力

外 面

外 面

内 面

内 面

引 張 応 力冷 却
後© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

温 度

圧 縮 応 力引 張 応 力20

L-SIPによる内外面温度差結果

NO.21● レーザ照射時の外面の温度差
700

温度（℃）
(℃)
Temperature

600
500
outsidetemperature
外表面温度

400

内外表面温度insidetemperature

300

ΔT = 約 500˚C

200
100
0
-150

-100

-50

0

50

100

150

Distance from welding center (mm)
溶接中心からの距離（mm）
Reprint from Noriaki Sugimoto al., “Development of outer surface irradiated Laser Stress Improvement Process (L-SIP)”,ICONE14-89375（2006）

内外面の温度差としては、約500℃。
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21

L-SIPによる残留応力改善結果

NO.22

残留応力（MPa）
Residual stress (MPa)● レーザ照射後の内表面の残留応力改善
700
600
500
400
300
200
100
0
-100
-200
-300
-400
-500
-100

After irradiation
周方向残留応力（circumfential stress）
After irradiation（axial
軸方向残留応力stress）

レーザ照射前は、溶接による引張の残留応力が発生

-50
0
50
Distance from center of welding (mm)
溶接中心からの距離（mm）

100

Reprint from Noriaki Sugimoto al., “Development of outer surface irradiated Laser Stress Improvement Process (L-SIP)”,ICONE14-89375（2006）

内表面残留応力が、周方向、軸方向ともに圧縮に改善© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

22

目次

１．PWSCCについて
２．PWSCCに対する保全技術について
３．機器・部位に応じた保全技術について
3.1 原子炉容器出入口管台／INLAY or WJP
3.2 炉内計装筒管台 （BMI）／WJP
3.3 蒸気発生器出入口管台／USP
3.4 加圧器管台／L-SIP or 管台取替

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23

加圧器管台セーフエンド溶接部の取替
加圧器各管台のセーフエンドとの溶接部（600合金）を切断し、耐食性に優れた690合金にて復旧することで、PWSCC保全対策とする。
PWSCC
材料(600合金)・スプレイ管
台・安全弁用
管台・逃し弁用管
台

低合金鋼
引張
応力

溶接金属
600合金（取替前）↓690合金（取替後）環境690合金は耐PWSCC性に優れる

材料

ステンレス鋼(690合金)PWSCCは発生しない
引張
応力

・サージ管台環境

加圧器© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

24加圧器管台セーフエンド溶接部の取替
加圧器サージ管台セーフエンド溶接部取替手順

主要工程
準備
切断

片付け
機械加工 & PT
配管溶接 & 検査 (RT,PT,UT)
バタリング溶接 & PWHT
機械加工 & PT
スプールピース機械加工 (工場)
溶接 & 検査 (RT,PT,UT)
サーマルスリーブ溶接

配管切断装置PWHT 設備

バタリング溶接装置© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

機械加工装置

溶接装置
25

まとめ

 PWSCCに対する応力改善技術、材料改善・取替の保全技術を開発し、実機プラントに適用してきた。
 これら保全技術によって原子力発電プラントの安全性と信頼性を向上させ、長期間の運転にわたって経済的に運転を継続するのに役立つものと考える。
 今後とも、検査技術、劣化緩和・補修取替などの開発・検証を積極的に推進し、高度化・高性能化を進めていく。

© 2018 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

26

Ⅱ. 第 10 回材料部会奨励賞受賞者のよろこびのことば
材料部会奨励賞選考会議による審査の結果、第 10 回材料部会奨励賞に、室蘭工業大学の中里 直史氏、核融合科学研究所の申晶潔氏、日本原子力機構の岡弘氏が選考されました。
表彰式は、原子力学会 2018 年秋の大会期間中に開催する材料部会第 36 回全体会議（2018年 9 月 5 日 12：00～13：00、岡山大学）にて行いました。各受賞者からよろこびのことばが届きましたので、以下に紹介させていただきます。

97

「原子力用セラミックス複合材料の量産化に向けた製造プロセス高度化に関する研究」
室蘭工業大学 中里 直史
この度は第 10 回日本原子力学会材料部

響を検討し、本材料システムにおいての強会奨励賞を頂き、誠にありがとうございま

度と靭性がバランスする適切な界面相厚さした。本研究は私が博士前期課程から今まも提案しました。もう 1 つは複雑形状部材で行ってきた炭化ケイ素繊維強化炭化ケイ成型のための中間高密度化処理技術開発で

素マトリックス複合材料（SiC/SiC 複合材

す。NITE 法の課題であった最終成型時の料）の量産化に向けた製造プロセスの高度

体積収縮に伴う繊維構造の崩れを、プリフ化に関する研究であり、長年の研究が認めォーム（最終成型前試料）成形時における温られ、このような栄誉ある受賞に繋がった間等方圧加圧法を用いた中間高密度化処理

ことを大変嬉しく思っています。

により、抑制しました。更に中間高密度化処

SiC/SiC 複合材料は次世代原子力システ

理条件が及ぼす最終成型体への影響も明ら

ムや核融合システムにおける炉心用構造材

かにしました。これら研究成果は NITE 法料としての応用が期待されています。実用

SiC/SiC 複合材料の特性の安定化に繋がる化する上で 1 つの鍵となるのが、量産化製と共に、実用化に向けた製造プロセスの高造技術の確立です。複合材料製造技術は複度化に貢献しました。今後も材料部会をは数存在しますが、本研究では原子力用じめとする原子力業界の更なる発展に貢献

SiC/SiC 複合材料の作製ができる NITE 法

できるよう尽力したいと思っておりますのを対象とし、量産化製造プロセスを目指す

で、今後とも皆様のご指導ご鞭撻を宜しく上で必要な 2 つの要素技術開発及び高度化

お願い申し上げます。

を行いました。

最後になりますが、本研究は室蘭工業大

1 つは連続製造プロセスに対応可能な繊

学

幸野豊名誉教授、京都大学

香山晃名

維/マトリックス（F/M）界面形成技術開発

誉教授、室蘭工業大学 岸本弘立教授、朴峻です。SiC/SiC 複合材料の擬延性を確保す

秀准教授、OASIS メンバーをはじめ、ご指る上で F/M 界面相は重要な構成要素です。

導・ご助言・ご協力頂きました多くの皆様の主な界面相形成法はバッチ式化学気相分解賜物であります。この場を借りまして、改め（CVD）炉ですが、界面相被覆後繊維の残て深く感謝申し上げます。

留変形の問題や連続製造プロセスへの適用が困難でした。本研究では連続製造プロセスに対応可能なオープンエンド型の処理炉を用いた連続式 CVD 法にて、熱分解炭素被覆した SiC 繊維を用いて NITE 法 SiC/SiC
複合材料を作製し、その基本特性を示しました。また擬延性へ及ぼす界面相厚さの影98

12Cr 酸化物分散強化鋼の微細組織ならびに機械強度に及ぼす再結晶化の影響に関する研究
核融合科学研究所 申 晶潔 (Shen Jingjie)
この度は、第 10 回日本原子力学会材料部の冷間加工では圧延割れが生じることから

会奨励賞を賜り大変光栄に存じます。この

圧延率は～20%以下に限られていました。

研究をご指導頂きました東京大学大学院工これに対し本研究では、従来の加工方位に学系研究科原子力専攻の阿部弘亨教授を始対して垂直な方位に圧延すれば割れの発生

め、熱心にご指導頂きました研究室の先生を抑えられることを見出しました。これに方に心より深く感謝申し上げます。また、現より、最大 90%までの追加加工が可能とな

在勤務している核融合科学研究所の長坂琢

り、再結晶に必要な温度を 1100℃まで下げ

也准教授、室賀健夫教授のご指導にも深くることで、分散酸化物の粗大化とボイドの感謝申し上げます。

発生を抑えつつ、当該鋼の異方性を改善す

本研究では、核融合炉および高速増殖炉ることに成功しました。

用材料として開発された 12Cr-ODS 鋼を研本研究では、当該鋼の微細組織と機械強究対象とし、最新の微細組織試験手法を駆度の相関を明確にするとともに、加工と熱使し、当該鋼の機械強度因子を解析すると処理条件の探索を通して製造工程の最適条

ともに、強加工を可能とするための再結晶

件を明らかにし、実用化に資する知見を取

条件を探索することを行いました。

得することができました。今後も微力なが研究成果は、以下のようにまとめられまら、更に新材料の開発、エネルギー工学の発す。

展に寄与することができるよう研究に精進

まず当該鋼の材料強化因子としては固溶

して参ります。

強化、粒界強化、加工強化、分散強化が考えられますが、加工ままでは高密度の転位と、酸化物分散粒子の相互作用の寄与が大きい
ことを材料強化式を用いて定量的に説明しました。次に当該鋼特有の異方性を軽減するための再結晶熱処理条件を調査し、1400℃で完全に再結晶が起こることを確認しました。しかし同時に、この温度では強化因子である分散酸化物の粗大化と、ボイドの形成が起きることを見出しました。これ
らは材料強度の低下につながることから、より低温での再結晶条件を探索しました。
再結晶温度を下げるためには熱処理前の加工度を大きくする必要がありますが、従来99

「9Cr-ODS 鋼の微細組織と高温強度に及ぼす不純物窒素の影響」
日本原子力研究開発機構

岡 弘

このたびは、第 10 回日本原子力学会材料

かとなりました。空気中の約 80%は窒素で部会奨励賞を受賞することができ、大変光

すから、材料中への混入を防ぐには、製造工

栄に存じます。今回受賞することができた

程上の管理がますます重要となります。

のは、推薦して頂いた北海道大学・橋本直幸

9Cr-ODS 鋼は、マルテンサイト相と残留先生を始めとして、本研究を進めるうえでフェライト相の二相組織を有するという点ご協力いただいた皆様のおかげであり、心で非常に興味深い材料です。材料設計としより深く感謝申し上げます。また、選考頂いてα→γ相変態を利用していますが、ナノた審査委員の先生方にも、改めて感謝申し

粒子のピン止めにより完全にはγ変態せず、上げる次第です。研究の道を行く者の一人

一部が未変態のまま、準安定状態として二としてはまだまだ未熟者ですので、皆様方相組織になっていると考えられ、そのことには今後ともご指導ご鞭撻の程よろしくおがこの材料を一層おもしろくしています。

願い申し上げます。

残留フェライト相中ではナノ粒子の数密度

この研究は高速炉被覆管材料の候補であが一桁高いという特徴がありますが、そのる酸化物分散強化型（ODS）鋼について、

生成メカニズムは不明な点も多く、研究テ

これまであまり注目されてこなかった窒素ーマが尽きることはありません。

の影響を調べたものです。

私は今、原子力機構大洗にある照射後試

ODS 鋼は Cr 濃度が 9～14wt%のものが

験関連の部署に所属し、ODS 鋼を含む次世よく知られていますが、被覆管材料として

代炉材料の照射後試験に従事しています。

有望な 9Cr-ODS 鋼は、母相が焼き戻しマル

施設の統廃合を控え、アクティビティが拡

テンサイト相と残留フェライト相の二相組

大基調にあるとは言えないのが悔しいとこ

織であることと、母相に均一に分散したナろではありますが、中性子照射材の照射後ノサイズの酸化物粒子により、優れた高温試験を実施していくことは今後も重要と考

クリープ強度特性を示す材料です。これら

えます。現場に近い部署のため日々様々なの組織をまとめてナノ組織と呼んでいます

業務が生じる環境にありますが、今後も一が、9Cr-ODS 鋼の品質を決定する因子とし人の研究者として、この分野の発展に微力て、ナノ組織の制御は非常に重要です。

ながら貢献できるよう、日々精進して参り

今回の研究では、窒素濃度をパラメータます。

として、窒素増加がナノ組織に与える影響と、その結果としての強度への影響について明らかにしました。これまでは酸素濃度
が 9Cr-ODS 鋼の強度に直結する因子であることがわかっていましたが、本研究により窒素濃度を制御することの重要性も明ら

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Ⅳ. 関連する国際会議のリスト(1) Materials Science for Severe Accident and Fukushima Daiichi Decommissioning
workshop 2019
会期：July 10-12, 2019
場所：J ヴィレッジ、福島県楢原町、日本
ホームページ：http://www.oecd-nea.org/confdb/confdb/conf?id=357
申込締切： April 30, 2019「シビアアクシデントと福島第一原子力発電所の廃炉に関する材料科学」のワークショップです。
シビアアクシデント時の核燃料および核分裂生成物の高温熱力学（実験、熱力学評価、データベース）やシビアアクシデントコードのモデリングに携わる著名な海外専門家数十名が集結し集中的な議論を行います。
(2) MiNES 2019: Materials in Nuclear Energy Systems
会期：October 6-10, 2019
場所：Baltimore, MD, USA
ホームページ：http://mines.ans.org/
申込締切：April 1, 2019
材料の照射損傷や微細組織、機械特性の変化の他、シミュレーションなど幅広い分野での照射挙動に関する国際会議です。
(3) Fourth International Workshop on Technology and Components of Accelerator-Driven
Systems (TCADS-4)
会期：October 14-17, 2019
場所：Antwerp, Belgium
ホームページ：https://www.oecd-nea.org/science/wpfc/tcads/2019/
申込締切：April 15, 2019
ADS を用いた核変換技術や核破砕ターゲット技術に関する、OECD/NEA 主催の WS であり、ADS
ビーム窓材に関する R&D や溶融鉛ビスマス取扱技術も含まれます。
(4) 2019 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo
会期：November 17-21, 2019
場所：Washington, DC, USA
ホームページ：http://www.ans.org/meetings/m_264
申込締切：May 29, 2019
原子力工学に関する国際会議です。詳細情報は未掲載ですが、2018 年は核融合、熱流動について
特別枠が組まれています。

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(5) 2020 MRS Spring Meeting & Exhibit
会期：April 13-17, 2020
場所：Phoenix, Arizona, USA
ホームページ：https://www.mrs.org/spring2020
申込締切：
毎年 5,000 人以上が参加する最大規模の国際会議です。材料研究の最先端技術等が報告されます。
(6) ICAPP'20: 2020 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants
会期：April 12-16, 2020
場所：Abu Dhabi, United Arab Emirates
ホームページ：
申込締切：
次世代炉や高速炉に関する国際会議です。
(7) ICONE28: 28th International Conference on Nuclear Engineering
会期：August 2-6, 2020
場所：The Disneyland Hotel Anaheim California , USA
ホームページ：https://www.showsbee.com/fairs/65825-ASME-ICONE-2020.html
申込締切：
機械工学、原子力工学に関する国際会議で、数十カ国から多くの研究者が参加します。
(8) NuMat 2020
会期：October xx, 2020
場所：Germany
ホームページ：https://www.showsbee.com/fairs/Nuclear-Materials-Conference.html
申込締切：
NuMat は核燃料・材料に関する総合的な国際会議として 2 年ごとに開催されています。 核分裂
炉・核融合炉の構造・機能材料、モデリング等、計 7 つのトピックがあります。
(9) 2020 MRS Fall Meeting & Exhibit
会期：November 29 – December 4, 2020
場所：Boston, Massachusetts, USA
ホームページ：https://www.mrs.org/fall2020
申込締切：
毎年 6,000 人以上が参加する最大規模の国際会議です。

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Ⅴ. 運営委員会 委員名簿

部会長

阿部 弘亨

（東京大学）

副部会長

若井 栄一

（日本原子力研究開発機構）

財務小委員長

橘内 裕寿（日本核燃料開発株式会社）

編集小委員長能登 裕之（核融合科学研究所）

編集小委員会委員

向井 啓祐（京都大学）

広報小委員長丹野 敬嗣（日本原子力研究開発機構）

広報小委員会委員

中田 隼矢（岐阜大学）

国内学術小委員長

知見 康弘（日本原子力研究開発機構）

国内学術小委員会委員

岸本 弘立（室蘭工業大学）

国際学術小委員長

大久保 成彰 （日本原子力研究開発機構）

国際学術小委員会委員

澤部 孝史（電力中央研究所）

庶務幹事

福田 誠

（量子科学技術研究開発機構）

庶務幹事

生澤 佳久

（日本原子力研究開発機構）

庶務幹事

宮澤 健

（東北大学）

庶務幹事

宮代 聡（日本核燃料開発株式会社）103

Ⅴ. 寄稿のお願い
材料部会では、部会員の皆さまのご寄稿を歓迎いたします。原子力関連材料についての最近の研究や研究機関・施設・研究会の紹介、会議の案内や報告、国際交流など、気楽に話題提供をお願いいたします。以下の電子メールアドレスあるいはお近くの運営委員までご連絡ください。
○材料部会運営委員会宛メールアドレス material-sc@material-aesj.sakura.ne.jp

Ⅵ.

編集後記

今年度二報目の材料部会報をお届けいたします。本会報では、本年度９月から３月まで活動状況を取り上げました。
本部会報発行に当たりご協力・ご支援いただいた先生方には、この場を借りて改めて感謝申し上げます。今後も年2回の発行を目標に、材料部会における活動を報告していきた
いと考えております。これからも宜しくお願い申し上げます。また、部会報に対するご意
見・ご要望などございましたら、是非お寄せ頂ければ幸いです。

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