INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

139

ステンレス鋼溶接金属の酸素
ステンレス鋼溶接金属の酸素
ステンレス鋼溶接金属の酸素の酸素を含むの酸素を含むの酸素を含むを含む高温水中を含む高温水中を含む高温水中
高温水中の
高温水中の
高温水中の
の SCCのの進展挙動
SCC
SCC進展挙動
進展挙動
ステンレス鋼溶接金属
ステンレス鋼溶接金属
ステンレス鋼溶接金属
の酸素
の酸素
の酸素
を含む
を含む
を含む
高温水中
高温水中
高温水中
-熱時効，
--熱時効，
熱時効，
，温度，
，
，
，
温度，
温度，
水質の
，
，
の
水質の
水質の
影響の
の
-影響影響熱時効
熱時効
熱時効
温度
温度
温度
水質
水質
水質
影響
影響
影響-SCC Growth
SCC
SCCBehavior
GrowthGrowthBehavior
Behaviorof Stainless
ofofStainless
Stainless
Steel Weld
Steel
Steel
Metals
Weld
Weld
inMetals
Metals
OxygenatedininOxygenated
Oxygenated
High-Temperature
High-Temperature
High-Temperature
Water Water
Water-Influence-Influence-Influenceof Thermal
ofofThermal
Aging,
ThermalTemperature
Aging,
Aging,Temperature
Temperatureand WaterandandChemistryWater
WaterChemistryChemistry山田

*1
*1
*1
*1*1
卓陽（Takuyo
山田
山田 卓陽（Takuyo
卓陽（Takuyo
Yamada）Yamada）
Yamada）
大厩 *1
徹（Toru大厩
大厩 徹（Toru
Oumaya）
徹（ToruOumaya）
Oumaya）

國谷

*1
*1
*1*1
耕平（Kohei
國谷
國谷 耕平（Kohei
耕平（Kohei
Kokutani）
Kokutani）
Kokutani），有岡 *1孝司（Koji，有岡，有岡 孝司（Koji
孝司（Koji
Arioka）*1Arioka）
Arioka）

要約 加圧水型原子炉（PWR）の要約
要約 加圧水型原子炉（PWR）の加圧水型原子炉（PWR）の
1 次冷却材環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分
1 1次冷却材環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分
次冷却材環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分に下げられた環境となっているが，限定的ではあるものの腐食電位が高くなる可能性がある部位に下げられた環境となっているが，限定的ではあるものの腐食電位が高くなる可能性がある部位に下げられた環境となっているが，限定的ではあるものの腐食電位が高くなる可能性がある部位が存在する．
が存在する．
が存在する．
この PWR の
この
この
1 次冷却材で高腐食電位を想定した
PWR
PWRのの1 1次冷却材で高腐食電位を想定した次冷却材で高腐食電位を想定した
SCC 挙動評価をする場合，
SCC
SCC挙動評価をする場合，挙動評価をする場合，
水質（ホ 水質水質（ホ（ホ
ウ素とリチウムを含む）の影響も考慮に入れる必要がある．また，高温に長期間曝される場合にウ素とリチウムを含む）の影響も考慮に入れる必要がある．また，高温に長期間曝される場合にウ素とリチウムを含む）の影響も考慮に入れる必要がある．また，高温に長期間曝される場合には，熱時効の影響評価も必要と考えられる．そこで本報告では，PWR
は，熱時効の影響評価も必要と考えられる．そこで本報告では，PWR
は，熱時効の影響評価も必要と考えられる．そこで本報告では，PWRの１次冷却材環境下におけの１次冷却材環境下におけの１次冷却材環境下におけるステンレス鋼溶接金属のるステンレス鋼溶接金属のるステンレス鋼溶接金属のSCC 進展挙動を，熱時効の影響に着目し，第１隔離弁の外側の安全注
SCC
SCC進展挙動を，熱時効の影響に着目し，第１隔離弁の外側の安全注進展挙動を，熱時効の影響に着目し，第１隔離弁の外側の安全注
入系の水質を代表例として
入系の水質を代表例として
入系の水質を代表例として2900 ppm B2900
を含む水質条件での2900ppm
ppmBBを含む水質条件でのを含む水質条件でのSCC 挙動を調べた．
SCC
SCC挙動を調べた．
挙動を調べた．
その結果，316L
その結果，316L
その結果，316Lと 308L 溶接金属のとと308L
308L溶接金属のSCC
溶接金属の進展速度に及ぼす
SCC
SCC進展速度に及ぼす進展速度に及ぼす
400℃10kh 400℃10khまでの熱時効は，あまり
400℃10khまでの熱時効は，あまりまでの熱時効は，あまり影響しないが，400℃で影響しないが，400℃で影響しないが，400℃で20kh の熱時効した
20kh
20khの熱時効したの熱時効した316L 溶接金属は，未時効材に比べて316L
316L溶接金属は，未時効材に比べて溶接金属は，未時効材に比べてSCC 進展速度が
SCC
SCC進展速度が進展速度が増加する傾向があり，長時間熱時効の影響が示唆された．また，316L
増加する傾向があり，長時間熱時効の影響が示唆された．また，316L
増加する傾向があり，長時間熱時効の影響が示唆された．また，316Lと 308L 溶接金属のとと308L
308L溶接金属の
SCC
溶接金属の
進
SCC
SCC進進
展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度依存性はアレニウス型を示した．
展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度依存性はアレニウス型を示した．
展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度依存性はアレニウス型を示した．
キーワード キーワード
ステンレス鋼溶接金属，高温水中応力腐食割れ（SCC）
キーワード ステンレス鋼溶接金属，高温水中応力腐食割れ（SCC）
ステンレス鋼溶接金属，高温水中応力腐食割れ（SCC），SCC 進展速度，熱時効，温度依存性，加圧，SCC，SCC進展速度，熱時効，温度依存性，加圧進展速度，熱時効，温度依存性，加圧
水型原子炉 水型原子炉
水型原子炉

Abstract Abstract
Abstract
Pressurized Pressurizedwater
Pressurized
reactor
water
water
(PWR)
reactorreactorprimary
(PWR)
(PWR)
water
primary
primary
is normallywater
wateriscontrolled
isnormallynormallyatcontrolledcontrolled
a low corrosion
atata alowlowcorrosion
corrosion
potential by potential
hydrogenpotentialby
injection
byhydrogenhydrogeninto
injection
injection
the water.
into
into
But
the
the
primary
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water.But
water
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high
water
corrosion
withwitha ahighhighpotential
corrosion
corrosion
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outsidethe pressurethe
boundary,
thepressurepressure
becauseboundary,boundary,
there
becausebecauseare pipelines
there
therearearefilledpipelines
pipelines
with aerated
filledfilledwith
water.
withaerated
aeratedTo evaluate
water.
water.To
theToevaluate
stressevaluate
corrosion
thethestress
stresscorrosion
corrosioncracking (SCC)
cracking
cracking
behavior
(SCC)
(SCC)
in behavior
suchbehavior
highincorrosion
insuchsuchhigh
highpotential
corrosion
corrosion
conditions
potential
potential
inconditions
conditions
PWR plants,
ininPWR
water
PWRplants,
plants,chemistry
water
water
shouldchemistry
chemistryshould
shouldalso be consideredalso
alsobebe
becauseconsidered
considered
the because
Bbecauseand Litheconcentrations
theBBandandLiLiconcentrations
concentrationsin the waterin
dependinthe
thewaterwater
on itsdependdependlocation
ononinitsitsthelocation
locationplants.inAnd
inthe
theplants.
plants.And
And
when the materials
whenwhenthethewasmaterials
materials
used at washighwasusedtemperature
usedatathighhightemperature
conditions,temperatureinfluence
conditions,conditions,
ofinfluence
thermalinfluence
aging
ofofthermal
thermalon SCC
aging
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shouldononSCC
also
SCCshould
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also
be considered.
bebeconsidered.
Inconsidered.
this study,
InIn
the
this
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SCC
study,
study,
growththetheSCC
behaviors
SCCgrowth
growthofbehaviors
behaviors
stainless ofsteel
ofstainlessstainlessweld metals
steel
steelweld
were
weldmetals
investigatedmetalswere
wereinvestigatedininvestigatedinin
oxygenated oxygenatedhigh-temperature
oxygenatedhigh-temperature
high-temperaturewater with 2900
water
water
ppm
with
with
B2900
water
2900ppmppm
as an
BBwaterexamplewaterasasan
inanexample
a example
safety injection
inina asafety
safetysysteminjection
injectionline systemsystemline
line
water. Influencewater.
water.
ofInfluence
thermalInfluenceaging,ofofthermal
thermaltemperatureaging,
aging,temperatureandtemperaturewater chemistry
andandwaterwateronchemistry
chemistry
SCC of on
the
onSCC
weld
SCCof
metalsofthetheweld
were
weldmetals
also
metalswere
werealso
also
investigated.investigated.
investigated.
As a result, As
SCC
Asa aresult,
growthresult,SCC
SCC
ratesgrowth
growthof 316L
rates
rates
andof308Lof316L
316L
welds
and
and308L
aged
308Lwelds
atwelds
400℃
aged
aged
foratat
10kh
400℃
400℃
in for2900
for10kh
10kh
ppminin
B2900
2900
water
ppm
ppmBBwater
water
compared tocompared
thecomparedrate intounaged
tothe
therateratematerials
ininunaged
unagedwerematerials
materials
observed
were
were
noobservedbigobserveddifference.
nonobigbigIn
difference.
difference.
case of 316L
InIncase
weld
caseofof
aged
316L
316L
atweld400℃
weldaged
agedatat400℃
400℃
for 20kh, the
for
for
SCC
20kh,
20kh,
growththetheSCC
rate
SCCgrowth
wasgrowthincreased
rate
ratewaswasratherincreased
increasedthan thatratherratherof thanunagedthanthatthat
weld.
ofofunaged
unagedThis suggested
weld.
weld.ThisThis
that
suggestedsuggested
the SCCthat
thatthetheSCC
SCC
growth behavior
growth
growthmight
behavior
behavior
be affected
might
mightbybebelong-term
affected
affectedbyby
thermallong-term
long-term
aging
thermalthermalat 400℃
aging
aging
forat20kh
at400℃
400℃
or formore.
for20kh
20kh
Theoror
SCC
more.
more.
growthThe
TheSCCSCCgrowth
growthrates of the materials
rates
ratesofofthe
werethematerials
materials
decreased
were
were
with
decreased
decreased
decreasing
with
with
the
decreasing
decreasing
tested temperature.
thethetested
testedtemperature.
The
temperature.
temperature
The
Thetemperaturedependence
temperaturedependenceondependenceonon
SCC of the SCC
materials
SCCofofthe
thein materials
2900
materials
ppminin
B2900
water
2900ppm
ppm
indicated
BBwaterwater
Arrhenius
indicatedindicated
type
Arrhenius
Arrheniusdependency
type
typedependency
atdependency
the temperatureatatthethetemperature
ranging
temperatureranging
rangingfrom 250 tofrom
320℃.
from250
250toto320℃.
320℃.
Keywords stainless
Keywords
Keywords
steelstainlessweld
stainlessmetals，
steel
steel
weld
weld
stressmetals，metals，corrosionstressstresscracking
corrosion
corrosion(SCC)
cracking
cracking
in high-temperature
(SCC)
(SCC)
inin
high-temperature
high-temperaturewater， SCCwater，
growthwater，
rate，
SCC
SCC
growth
growthrate，
rate，
thermalpressurized
thermal aging，temperaturethermalaging，temperatureaging，temperaturedependence，dependence，
dependence，
pressurized waterpressurized
reactor water
waterreactor
reactor

1. はじめに1.1. はじめにはじめに(1)．その (1)(1)．．
そのそのが溶接金属部に達している事例が報告されているが溶接金属部に達している事例が報告されているが溶接金属部に達している事例が報告されている

後，ステンレス鋼溶接金属部のSCC進展挙動に関する研究
後，後，ステンレス鋼溶接金属部のSCC進展挙動に関する研究
ステンレス鋼溶接金属部のSCC進展挙動に関する研究
高 温 水 中高
で
高温
の
温水
ステ
水中中で
ン
での
レス
のステ
ステ
鋼ン
溶
ンレス
接
レス
金鋼
属
鋼溶
部
溶接
の（stress
接金金属属部部の（stressの（stress
では，BWRの通常水質(Normal
では，では，BWRの通常水質(Normal
BWRの通常水質(Normal
water chemistry，water
waterchemistry，
NWC)のよchemistry，
NWC)のよNWC)のよcorrosion cracking,corrosion
corrosion
SCC）事例として，沸騰水型原子炉
cracking,
cracking,SCC）事例として，沸騰水型原子炉
SCC）事例として，沸騰水型原子炉
うな酸素を含む288℃の高温純水中でのSCC進展速度デー
うな酸素を含む288℃の高温純水中でのSCC進展速度デー
うな酸素を含む288℃の高温純水中でのSCC進展速度デー
(2-9)
(2-9)
(2-9)
，また400℃5khの熱時効によりSCC，，
また400℃5khの熱時効によりSCC
また400℃5khの熱時効によりSCC（boiling water（boiling（boiling
reactor,
water
water
BWR）の再循環配管で，溶接部近傍
reactor,reactor,BWR）の再循環配管で，溶接部近傍BWR）の再循環配管で，溶接部近傍
タが取得，
タが取得，
報告され
タが取得，
報告され
報告され
(5-8)
(5-8)
．一方，(5-8)
加圧
．．
一方，
一方，
加圧
加圧
進展速度が増加することが指摘されている進展速度が増加することが指摘されている進展速度が増加することが指摘されているで強い加工を受けたステンレス鋼母材部で発生したSCC
で強い加工を受けたステンレス鋼母材部で発生したSCC
で強い加工を受けたステンレス鋼母材部で発生したSCC＊１（株）原子力安全システム研究所＊１（株）原子力安全システム研究所＊１（株）原子力安全システム研究所
技術システム研究所
技術システム研究所
技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5140

水型原子炉（pressurized water reactor, PWR）の１次冷却材を考慮した水質での,この材料のSCC検討例は十分ではな

環境下では，通常，水素脱気により腐食電位が十分に下げい．また，同水質条件におけるステンレス鋼溶接金属のられた環境となっており，このような低腐食電位環境下にSCC進展に及ぼす温度の影響評価は，実際の使用温度を考

おいては，ステンレス鋼溶接金属およびステンレス鋳鋼は

慮すると，より低温側を含んだ温度依存性の評価が望まれ優れた耐SCC進展性を示し，またその耐SCC進展性はる．そこで本研究では，酸素を含む高腐食電位環境でBを

400℃40khの長時間熱時効後も維持されることを，著者ら高濃度含む水質条件で，ステンレス鋼溶接金属のSCC進展が既に報告している ．

に及ぼす熱時効と試験温度の影響を調べた結果を報告す(10)しかし，PWRの系統においても限定的ではあるもののる．

腐食電位が高くなる可能性がある部位が存在し，初期のPWRプラントではキャノピーシール溶接部での（Inter-

2. 実験方法

granular, IG）SCC事例 や，安全注入系第１隔離弁近傍で(11)のSCC事例(12)など，酸素が滞留したと考えられる配管など

2.1 供試材の閉塞部で，その高い腐食電位が影響したと思われるステンレス鋼のSCC事例が報告されている(11-14)．また，第１隔

ステンレス鋼溶接金属は，市販の 316L および 308L 組

離弁の外側を想定した場合では，大気開放系の水が満たさ成の溶接棒を用い，それぞれ SUS316 と SUS304 ステンレ

れており，PWRにおいても酸素を含む高腐食電位を想定

ス鋼に V 開先を施し，初層部をティグ（Tungsten inert gas,

する必要がある．第１隔離弁の外側は，主配管の温度に比TIG），中間部を被覆アーク溶接(shielded metal arc welding，

べて十分に低い温度が想定されるが，キャビティフローがSMAW)による多層盛りで製作した．一部，初層部から採発生した場合には，主配管の温度に近い高温に曝されるケ

取した試験片や，狭開先にて全層 TIG 溶接したものも使ースも考えられる．また安全注入系の水質では，１次冷却用した．表 1 に溶接棒の化学組成の代表例（カタログ値）

材に比べて高濃度のホウ素（B）を含み，その濃度はプラを示す．図 1 (a)に溶接完了時の外観を示す．図のように，ントや系統によって異なる．したがって，第１隔離弁の外溶接にあたっては溶接熱歪による変形を避けるため，母材側でのSCC挙動評価のためには，この水質と温度の影響にを拘束台に固定した状態で行った．溶接材のマクロ組織をついて考慮に入れる必要がある．

図 1 (b)に示す．SCC 進展領域近傍のミクロ組織の代表例

前報では，PWRでのステンレス鋼溶接金属部の酸素をを図 1 (c)と(d) に示す．図 1 (c) 316L 溶接金属，図 1 (d)含む高腐食電位条件のSCC進展挙動に及ぼす水質と温度

308L 溶接金属ともに，オーステナイト相地にデンドライの影響について，安全注入系の水質のB濃度を想定し，ト状のフェライト相が分布する組織を呈し，コンパクトテ

2900 ppm Bでリチウム（Li）の添加はない水質を選定し，ンション（compact tension，CT）試験片の亀裂進展方向が，比較的高温側（290と320℃）のSCC進展挙動を調べ，水質

溶接デンドライト方向とほぼ同一となるように採取した．

の影響によりSCC進展速度が増加する傾向や，290℃は中間層のフェライト含有量は，最大で 15％程度であった．

320℃に比べてSCC進展が抑制される傾向を報告した ．

熱時効温度は，温度加速を意図し 400℃とし，大気中電ステンレス鋼溶接金属は，BWRのNWC水質や標準的な気炉にて最長 20kh まで熱時効処理後，同様に CT 試験片(15)

PWR水質（500 ppm B +2 ppm Li）で酸素を含む環境では，を採取した．

熱時効によりSCC特性が変化する可能性が指摘されている(5-8,10)．しかし，酸素を含む高腐食電位環境下で高B濃度

表 1 ステンレス鋼溶接金属の化学組成（カタログ値）(wt.%)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5141

図 1 ステンレス鋼溶接金属の(a) 溶接時の外観，(b) 断面マクロと試験片採取位置，(c) (d)ミクロ組織
た．一部，破面開放前の試験片については，この 3 mm 断2.2 試験方法

面の SCC 深さも SCC 進展速度の評価に用いた．酸化皮膜
観察は，表面から SEM 観察により，その性状確認を実施

SCC 進展試験は，2900 ppm B を添加した水を基本水質した．

とし，酸素を（8 ppm DO）含む溶存酸素条件で実施した（以降 2900B(DO)水質と記す）．なお，Li の添加はない．

3. 実験結果

試験温度は 250～320℃とした．全ての荷重条件は一定荷重とし，応力拡大係数の目標値は K=30MPa・m1/2 とした．

3.1 SCC進展
進展速度
進展速度に及ぼす熱時効の影響速度に及ぼす熱時効の影響

試験時間は約 500h を目安として実施した．
SCC 進展試験終了後，図 2 に示した模式図のように，

図 3 に 320℃の SCC 進展試験後の破面観察結果を，鋼皮膜観察用に CT 底面を厚さ 1.6 mm，SCC 断面観察用に

種，熱時効時間毎に示した．図 3 上段 (a), (b), (c)は 316L

CT 側面を 3 mm 厚さで切断した．破面観察用の残部試験

溶 接 金 属 材で ，熱時 効 条件(a) 未 時 効 ， (b) 熱 時 効

片は大気中疲労試験機で開放し，デジタルマイクロスコー

400℃10kh，(c) 熱時効 400℃20kh で比較すると，(a) 未時

プおよび走査型電子顕微鏡（scanning electron microscopy，

効と(b) 400℃10kh までの熱時効で SCC 深さに大きな差はSEM）で観察し，破面形態と SCC 進展深さを評価した．

見られないが，(c) 400℃20kh では，試験時間 230h で破断

SCC 深さは，板厚方向に 5～10 点計測しその平均値としし，より深い SCC 進展が観察された．同様に図 3 下段(d),た．SCC 進展速度 CGR (mm/sec)は，SCC 進展深さ a (mm)(e)は 308L 溶接金属材で，(d) 未時効と(e) 400℃10kh の熱を試験時間 t (sec)で除して求めた．SCC 亀裂断面は，3 mm

時効で比較すると，むしろ熱時効材で浅い傾向であった．

厚さでの断面をバフ（コロイダルシリカ仕上げ）研磨後，SCC 破面形態の代表例を図 4 に示した．図にように破SEM 観察や電子線後方散乱回折（electron back scattering

面形態はデンドライト境界型（inter-dendritic, ID）SCC 破

diffraction， EBSD）測定により， SCC 進展経路を評価し面を呈していた．この破面形態は，316L 未時効材，および両鋼種の熱時効材でも同様であり，鋼種差、熱時効依存

破面観察

性は観察されなかった．
SCC 進展速度を定量的に比較するために，SCC 深さか

SCC 断面観察ら求めた SCC 進展速度を図 5 に示した．比較のため，既報告の 320℃で酸素を含む PWR 標準（500 ppm B +2 ppm
Li+8 ppm DO）水質（以降，標準(DO)水質と記す．
）での結酸化皮膜観察果(10)と Kim らの BWR の NWC での結果(7)を併せて示した．また，水素を含む PWR（500 ppm B +2 ppm Li+30 cc

図 2 CT 試験片の分析用切断模式図（以降，PWR 標準水質と記す．
）の結果(10)も参考に示DH）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

142

した．図から 316L 溶接金属の 2900B(DO)水質中での SCC

溶接金属材で，試験温度(a) 320℃，(b) 290℃，(c) 250℃で進展速度は，400℃10kh までの熱時効では，あまり影響が比較すると，試験温度が低下するにつれて SCC 深さが浅ないが，400℃20kh の熱時効材では SCC 進展が増加する

くなる傾向が確認された．同様に図 6 下段(d), (e)は 308L

傾向が認められた．308L 溶接金属の 2900B(DO)水質中で溶接金属材で，試験温度(d) 320℃では SCC 進展が観察さの SCC 進展速度は，400℃10kh の熱時効で未時効に比べれるが，試験温度(e) 290℃では全く SCC 進展が観察されてむしろ SCC 進展が減少する傾向であり，フェライト含なかった．

有量や鋼種の影響など熱時効以外の影響が示唆された．比この SCC 深さから SCC 進展速度を求め，試験温度の逆

較のため示した標準(DO)水質での 316L/308L 溶接金属で数に対してプロットした結果を図 7 に示す．既報告の標準は，両者ともに 400℃10kh までの熱時効は，SCC 進展速(DO)水質の結果(10)と Kim らの BWR の NWC での結果(7)度にあまり影響しない結果であった．Kim らの BWR のを，水質の影響比較のため併せて示した．2900B(DO)水質

NWC の SCC 進展速度では，400℃で 5kh の熱時効で SCC

中の 316L ステンレス鋼溶接金属の SCC 進展速度は，温進展が増加するとの見解が報告されているが，図に示した度の低下に伴い減少し，250～320℃の温度範囲でアレニように増加量は数倍程度であった(7)． 図中緑で示した水

ウス型の温度依存性を示した．308L 溶接金属でも，320℃

素を含む PWR 標準水質の結果では，316L/308L 溶接金属

よりも 290℃で SCC 進展が減少するが，290℃では全くは，未時効および 400℃10kh 熱時効材の両者で SCC 進展

SCC が観察されず，
温度依存性への鋼種差が示唆された．

が観察されず，400℃10kh までの熱時効は，低腐食電位の290℃の 2900B(DO)水質の SCC 進展速度は，288℃のPWR 水質においても SCC 進展に影響しないことを報告
済である(10)．一連の結果から 400℃10kh までの熱時効による SCC 進展への影響は，環境条件にかかわらず限定的と考えられた。

3.2

BWR NWC の SCC 進展速度と比べると，2.5～4.6 倍速い
結果となった．両者の試験条件を比較すると，試験温度は290℃と 288℃，応力拡大係数も約 K = 30 MPa・m1/2 とほ
ぼ同じであった．酸素含有量は 8 ppm と 300 ppb と異なる

SCC進展速度の温度依存性
進展速度の温度依存性

図 6 に未時効材の SCC 進展試験後の破面観察結果を，が，腐食電位としては大差ない．一方で，前者の B 濃度は2900 ppm B で，後者は純水で B は無添加なので，この水質条件のみが両者で大きく異なる．以上から，両者の SCC
進展速度の差は，この水質条件によることが示唆される．

鋼種，試験温度毎に示した．図 6 上段 (a), (b), (c) は 316L

図 3 ステンレス鋼溶接金属の SCC 進展試験後の破面 その１（320℃試験による熱時効の影響比較）

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

図 4 SCC 進展破面の代表例（左の写真は，図 3(d)黄色枠に対応）

図 5 SCC 進展速度の熱時効時間依存性

図 6 ステンレス鋼溶接金属の SCC 進展試験後の破面 その２（未時効材による試験温度の影響の比較）

143

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 NT-5

144

図7

SCC 進展速度の試験温度依存性

4. 考察

ではないものの，一部に散見された．標準(DO)水質中での熱時効材のSCC進展経路の観察結果では，400℃30khの長4.1 SCC進展に及ぼす熱時効進展に及ぼす熱時効と温度進展に及ぼす熱時効と温度の影響と温度の影響時間熱時効したステンレス鋳鋼で，明瞭なフェライト相の粒内割れと熱時効硬化を確認している(10)．ステンレス鋼溶

図5に示したように，ステンレス鋼溶接金属のSCC進展

接金属のフェライト相も熱時効硬化し，2900B(DO)水質中

速度は，400℃10khまでの熱時効材では，明確な促進はなにおいても，熱時効硬化に伴い徐々にフェライト相がSCC

かった．また，図7に示したように，ステンレス鋼溶接金

亀裂を生じるようになるものと考えられる．ただし，熱時属のSCC進展速度は，試験温度の低下に伴い減少し，アレ

効（400℃10kh）材ではSCC進展速度が未時効材に比べてニウス型の温度依存性を示した．ここでは亀裂進展経路の増加していないことから，この熱時効条件での硬化では，観点で，熱時効と温度の影響について考察する．

フェライト相の粒内割れはわずかに生じたもののSCC進

図8に316L溶接金属未時効材の250℃のSCC亀裂の断面展への寄与は大きくなかったものと思われる．なお，308L

観察結果を示した．主要な亀裂進展経路は，オーステナイ

溶接金属の熱時効（400℃10kh）材のSCC進展速度は，むト相の粒内割れとフェライト相/オーステナイト相の相境

しろ未時効材に比べて遅かった．これは，SCC進展に対し界であり，フェライト相の粒内を貫通する亀裂は，観察さて阻害要因として働くフェライト相の含有量やCr濃度なれなかった．この2900B(DO)水質中の未時効材における亀どの化学組成の違いなどが影響因子として考えられるが．

裂進展経路は，前報の320と290℃でのステンレス鋼溶接

今後更なる検討が望まれる．

金属の亀裂進展経路 ，および標準(DO)水質中でステン

図10に316L溶接金属熱時効（400℃20kh）材の320℃のレス鋼溶接金属およびステンレス鋳鋼での亀裂進展経路

SCC亀裂の断面観察結果を示した．この試験片は破断したの報告例(10)と類似であった．したがって，この温度範囲のため，2次割れ部分での断面観察結果である．SCC亀裂は2900B(DO)水質中においても，フェライト相はSCC進展のデンドライト境界（フェライト相/オーステナイト相の相阻害要因として働くものと考えられた．また，BWRの境界）を進展することが確認された．断面観察からは，フ

NWC水質中においても，阿部らはステンレス鋼溶接金属

ェライト相の粒内割れの直接観察はできていないものの，中のフェライト相がSCC進展に対して抑制的に働くと報SCCが進展し破断にまで至っていること，SCC進展速度が

告 しており，本報告の2900B(DO) 水質および既報の標準

未時効材に比べて増加していることから，この熱時効材の(DO)水質 と類似の挙動を示しているものと考えられる．

主要な亀裂進展経路は，オーステナイト相の粒内割れとフ

図9に316L溶接金属熱時効（400℃10kh）材の320℃のェライト相/オーステナイト相の相境界に加えて，フェラ

SCC亀裂の断面観察結果を示した．熱時効（400℃10kh）

イト相の粒内割れも生じ，これがSCC進展速度の増加に繋材の場合も，主要な亀裂進展経路はオーステナイト相の粒がったことが示唆される．

(15)

(3)

(10)

内割れとフェライト相/オーステナイト相の相境界であっ一連の観察結果から，ステンレス鋼溶接金属の未時効材た．フェライト相の粒内を貫通する亀裂は，主要進展経路

および400℃10khまでの熱時効材においては，主要な亀裂

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進展経路はオーステナイト相の粒内割れとフェライト相/

145

4.2 水質の影響

オーステナイト相の相境界であり，またフェライト相が
SCC進展に対して阻害要因として働く役割が大きくは変図 7 に示したように，320℃の 2900B(DO) 水質条件のわらなかったため，SCC進展に及ぼす熱時効の影響も限定

SCC 進展速度は，320℃の標準(DO)水質中の結果（図中，的 で あ っ た と 考 え ら れる． 一方 で ， 長 時 間 熱 時 効

白抜きの赤丸と青三角）に比べて増加する傾向であった．

（400℃20kh）材においては，抑制的であったフェライト

また，288℃の BWR の NWC の結果（図中，白抜きの黒相が粒内割れを生じるようになったため，SCC進展速度が丸黒菱型）に比べても，SCC 進展速度が増加する傾向が確増加したものと考えられる．

認され，2900B(DO)水質条件により，SCC 進展が増加する

次に，亀裂進展経路を試験温度毎に比較すると，主要な傾向が示唆された．

亀裂進展経路は温度に対して変化はなく，温度の低下に対前報で報告したステンレス鋼溶接金属の表面皮膜観察

して単調にSCC進展速度が減少する傾向であった．308L

結果を図 11 に再掲する(15)．図から，2900B(DO)水質の外溶接金属（未時効）のSCC進展速度でも，低温ほど減少す

層酸化皮膜は，標準(DO)水質よりも厚く（スピネルタイプ

る傾向は316L溶接金属と類似であった．ただし，308L 溶の酸化物が大きく且つ多量に）観察され，水質の影響によ

接金属（未時効）では，290℃で全くSCCが観察されなくり材料全体の腐食が促進されたことが見受けられた．500

なり，SCC進展に及ぼす温度の影響には鋼種差がある可能

ppm B+2 ppm Li を添加した標準水質において，B は軽水性が示唆された．

炉における燃料の反応度制御のために添加され, これに鋭敏化ステンレス鋼のSCC挙動に及ぼす温度依存性は，

Li を添加することで中性に近い pH に制御している．一

アレニウス型ではなく250℃近傍にSCC感受性のピークを方，2900 ppm B 水質は Li の添加がなく，標準水質に比べ持つとの報告(16)があり，本報告のステンレス鋼溶接金属のると，B のみの添加では pH は酸性側を示す(16)．したがっSCC進展速度の温度依存性とは異なる．このことから，ス
テンレス鋼溶接金属のSCC機構は，鋭敏化ステンレス鋼のSCC機構とは異なることが示唆され，今後の更なるSCC機
構研究が望まれる．

て，2900B(DO)水質中の腐食量は，pH が酸性側になることにより，促進されたことが示唆される。以上の観察結果から，この腐食量の増加が SCC 進展を促進したものと推定される．

図 8 ステンレス鋼溶接金属の SCC 亀裂断面観察結果 その１
316L 溶接金属未時効材，250℃試験
IQ：イメージクオリティ、IPF：結晶方位図

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図 9 ステンレス鋼溶接金属の SCC 亀裂断面観察結果 その２
材質：316L 溶接金属熱時効（400℃10kh）材，320℃試験（フェライト相粒内割れのみ黄色矢印で示した。）

図 10 ステンレス鋼溶接金属の SCC 亀裂断面観察結果 その３316L 溶接金属熱時効（400℃20kh）材，320℃試験
IQ：イメージクオリティ、IPF：結晶方位図

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(4)

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2900B(DO)水質中の 316L/308L 溶接金属未時効材のSCC 進展速度は，標準(DO)水質中および BWR のNWC 水質中に比べて増加する傾向であった．

(5)2900B(DO)水質中の腐食は，pH が酸性側になることにより促進され，材料全体の腐食量が増加した．この腐食量の増加が，SCC 進展速度の増加に影響した可能性が示唆された．

謝辞
図 11 ステンレス鋼溶接金属の高温水中の腐食挙動(15)本研究を遂行するにあたり，腐食試験等の実施にあた

材料：316L 溶接金属未時効材、320℃試験っては，㈱原子力安全システム研究所 材料グループ 村（表面皮膜、表面観察（上）と断面観察）

上公治氏，黒崎登氏，また種々のデータ採取・整理においては，同材料グループ岡本マキエ氏（現神戸工業試験場），

5. まとめ

港昭三氏（現関西電力）の協力があった．この場を借りて謝意を表します．

ステンレス鋼溶接金属（316L，308L）の酸素を含む高温
水中の SCC 進展挙動に及ぼす熱時効の影響を，400℃20kh

引用文献までの熱時効材を用い，320℃の 2900B(DO)水質条件で調べた．また，同水質条件で 250～320℃の範囲の温度依存性を調べ，以下の知見を得た．

(1) 経済産業省 原子力安全・保安院，「炉心シュラウ
ドおよび原子炉再循環系配管の健全性評価について－検討結果の整理－」，経済産業省白書・報告書，(1)

316L/308L 溶接金属の 400℃で 10kh までの熱時効はSCC 進展速度の増加にあまり影響しなかった．
一方，
316L 溶接金属の 400℃で 20kh 熱時効材では未時効材に比べてSCC 進展速度が増加する傾向が確認され，2900B(DO)水質中で長時間熱時効が SCC 進展に影響する可能性が示唆された．

(2)

未時効材から 400℃10kh 熱時効までは，熱時効により硬化したフェライト相もSCC 亀裂を十分には生ぜず，2900B(DO)水質中で SCC 進展の阻害因子として働くためSCC 進展速度の増加に寄与しないものと考えられた．一方，長時間熱時効後では，フェライト相
がより硬化し，フェライト相においても SCC 亀裂が生じるようになるため，SCC 進展速度が増加したものと推定された．

(3)

316L 溶接金属（未時効）の SCC 進展速度は低温ほど減少し，250～320℃の温度範囲でアレニウス型の
温度依存性を示した．
308L 溶接金属
（未時効）
の SCC
進展速度も低温ほど減少し，アレニウス型の温度依存性と考えられるが，290℃では全く SCC が観察されず，温度の低下に伴う SCC 進展の低下量には，鋼種差がある可能性が示唆された．

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