は、通常の工業材料か、それを原発向きに改良した材料である。たとえば、耐食性をもつとして多用されているオーステナイト系ステンレス鋼SUS304は、18−8ステンレスともよばれ、家庭でも流し台やスプーンやフォークによく使われている(1 ¥コラム参照)。品質管理が厳しく行われているが、原発だからといって特別な材料ではない。
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11章
金属材料の経年劣化
Chopter 11 be be
金属、とくに腐子炉で使われる標造材料の延年劣化で重要なのは、 •照射損傷：中性子の照射を受けて、圧力容容や炉内掃造物の内部に欠陥が徐々に作られ、軽年劣化してゆく原子炉移有の現象・金碱疲労：降伏には至らない程度に繰り返しの力を受け、企碱の内部に欠陥が徐々に作られ拡大してゆく現象•腕食：現境からの化学的な作用で、金属が変質してゆく現象の３つである。
照射損傷
(1)　原子のはじき出し損傷と核変換損傷結晶を高エネルギーの中性子で照射すると、何が起こるだろうか？二つのケースがある。 ①運動エネルギーを原子に渡す"はじき出し"・・・結晶格子点にある取子がはじき出されて格子欠陥ができる②衝突した取子核を変化させてしまう"核変換"・・・中性子を吸収して他の元茶になる。その際にヘリウム、水茶などの他の元茶を放出する場合もある
①　はじき出し損傷
ß点M , エネルギー Eの粒子が、材料（質量Mの原子）に入射する場合を考えよう（図11.1）。ある原子に入射粒子が衝突して、エネルギー E。(添え字pはprimary）を渡したとする。E,がある値より大きければ、原子は格子点を飛び出す、図11.1 はじき出し預備の検式図買成Mの粒子が結晶内の買成Mの欧子にぶつかると、腐子をはじき出し、さらに、その以子がカスケードとよばれる港領的はじる出しを起こす。出典：石野菜、盛元英一，管根田直樹： 3す子のはじき出しと歴射火陰. J. Plasma rusion Res, Vol.84, No.5, pp.258-268  (2008)すなわちはじき出しが起こる。その位をはじき出しエネルギー (displacemnt energy）とよび、Eと変す。 0 < E , < E , ならば、はじき出しは起こらないE, ≥ E, ならば、はじき出しが起こるEnの大きさはどのくらいだろうか？　因体中の原子はまわりの原子と結合しており、はじき出すにはその結合を断ち切る必要がある。原子間の結合エネルギーは数電子ボルトなので、Esはその数倍の大きさである。鉄では40電子ボルト程度とされている。健止位置からはじき出された原子を１次はじき出し腐子（primary knock on atom、PKA）とよぶ（コラム参照）。
②核変換損傷
取子技に、中性子、陽子、または他の原子核が衝突すると、全く界なった他の原子核に変わることがあり、これを核変換という。そのときに発生するヘリウム原子や水茶原子が集合して物質中に残ると、物質の機械的性質に影響を及ぼす。放射線源として利用範囲が広いコバルト60は、コバルト59（同位休止100%）を中性子照射することにより作られる。なお、放射性廃棄物となった長ừ命の核分裂生成物を「この種の核変換反応によって短好命核種に変換して早期に放射能を減らすことができないか」という期待が繰り返されたがほとんど成果がなく、実用化に至ってはまず見込みがない。
コラム  1
原子のはじき出しによるフレンケル対の形成
前次された原子が受け取る最大のエネルギー Eproxはは、 E ρ max = 4 M , M , E ,/ (M , + M ,)²である。正面街突したときには、いちばん効率良くエネルギーが渡され、このとき前然された原子は我大のエネルギーを受け取る。正面街然でなく、かすめるような領父のしかたでは、渡されるエネルギーは少なくなる。なお、M = M 2すなわち、街突する粒子と街次される粒子が同じ質量であるとき、 E sma = E iとなることに注意しよう。このとき、飛んできた粒子Mは部止し、M ,がすべてのエネルギーを受け取って、飛び出していく。 1メガ電子ボルトの中性子（ß品M = 1）が鉄属子（ß品M =56）に衝突する場合を考えると、上式からEpmexは約69キロ電子ボルトとなる。平均価はその中介の約35キロ電子ボルトとなり、はじき出しのエネルギー Egに比べてはるかに大きい。したがって、1次はじき出し駆子PKAは、2次、3次・・・と次々に他の原子と前交して、はじき出しの進領が起こる。この街交の達鎮を街交カスケード(collision cascade)または非にカスケードと呼ぶ。因11.1に示したケースでは5側の原子がはじき出されている。この過程で取子はエネルギーを失ってゆく。取子が飛び出したあとは歐子空孔（vacancy、V)となり、飛び出した原子は、結晶格子の間に入り込んで格子買取子（interstitial atom、I）となる。VとIの対をフレンケル対とよぶ。提唱したソ連の科学省フレンケル（Yakov Frenkel）の名にちなんだ。 １例の１メガ遊子ポルトの中性子がどのくらいの数のフレンケル対を作るか？大雑把にいえば、最初にはじき出された原子の平均エネルギー 35キロ電子ボルトの内、はじき出しに使われるエネルギーをその半分とすると、はじき出しのエネルギー 40電子ボルトで測って、425個程度となる[1]。なお、核分裂生成粒子はエネルギーが大きいので膨大な数の火陥を作る。1側のウラン原子核が分裂してできた2個の核分裂生成粒子は、25,000側の原子をはじき出すと計算されている。これは核燃料株の批修原因となる。
(2)　照射腕化
原子炉圧力容器の中性子照射脆化
これは加子炉圧力登器鋼材が覧化して、松悪の場合には収子炉が破裂して核燃料がすべて環境中に放出されるというもっとも重大な経年劣化事象である。中性子照射によるはじき出しの結果できた格子欠陥がとのように照射態化と関係するのだろうか。 7章で述べたように、鉄鋼材科には、延性破壊と臨性破境という二つの破壊様式があり、图11.2に示したように、ある温度を境に、それより低温では隐性破壊、高温では延性破環が起こりやすくなる。この境の温度を延性・魔性適移温度(ductile-brittle transition temperature,  DBTT) あるいは非に酸性酒移温度とよぶ。その移り変わりは、この温度で急激に起こるのではなく、図11.3に示したように、低合金銅では50 Cないし100 Cの広がりをもった温度幅で起こる(注1)。それでシャルピー試験で吸収エネルギーが41ジュール（J）になる温度を脱性運移温度と定義している（注2)。これは、シャルピー試験でエネルギー吸収值が明碳に立ち上がる温度付近に相応する値である。衝撃試験での破面を規祭し、鹿性破境に特徴的なつるつるしたへき開破面の調合（破面率）から求める方法も用いられる。延性破面がゼロの温度を無延性選移温度（nil-ductile temperature, NDT)とよび、シャルビー試験で求めた酸性選移温度（Tr30）とよい相関がある。中性子損傷によって格子欠陥ができると、その欠陥が転位の運動を妨げ、企属は船性湿移温度は、材料がջ性変形を起こして以れる（延性硫境）か、ひび割れが混行して境れる（阪性敏境）か、の境の温度である。中性子照射で変形応力が上牙すれば、程性選移過度はＡ立からＢ占へ上昇する。また、リンなどの花界偏析により結晶粒界が起くなれば、阪性選移温度がＡ点からＣふへ上昇する。愛形しにくくなる。その結果、図11.2および図11.3に示したように臨性巡移温度は高温側へシフトする。しかし、中性子照射で資接できる久陥（一次久陥という）は、空孔や格子間原子が主であり、これら原子サイズの大きさの点火陥は小さくて転位の還動の妨げにはならない。それらが集まってできる二次火陥であるクラスターが転位運動の抵抗になる。照射後あるいは照射中、材料が原子炉内のような高温に置かれると、空孔や格子同原子は結晶内を動き回り、空孔と格子間原子が出会えば対消滅し結晶格子は修復されるが、空孔どうしあるいは格子周原子とうしが出会いを繰り返せば、集合体である空孔クラスターあるいは格子間収子クラスターを形成する。この様子を図11.4に极式的に示した。なお、井野らのコンビュータシミュレーションでは、点欠陥の90%は対消滅し、クラスターとして成長するのは10%程度と計算された¶。この別合は照射条件によって変わる。鉄中に溶け込んでいる損などの不統物取子もまた、照射でできた空孔の負きでクラスターを形成する。銅용子は、空孔が腐の格子位置にくることで位置交換を行うことができるようになり、結晶中を動き回って銅クラスターを形成する。照射の初別は銅クラスターの形成が盛んで硬化の主因になる。一方、無射が進んだ段階、あるいはもともと銅原子が少ない場合は、交孔クラスターなどが主因になる。リンなどの不就物原子は、照射により結晶粒界に析出（粒界箇析）し、結晶粒界を崩れやすくする。この場合は、関11.2に示したように、敵境強度が低下することによって脱性運移温度が上昇する（12.1前も参照）。収子炉圧力容器の中性子照射腕化の現状とその規制をめぐる問題については、次原子炉圧力容器（原子炉容器）では1 。上り高い温度で船体破境を引き起こす・・・・院性温移温度の上昇2。より小さなエネルギーで破壊する・・・・・・・ |上部物エネルギーの低下図11.4 中性子頭射態化のメカニズム中性子によって収子がはじき出され、空格子立（空孔）と格子間収子ができる。損材がある温度（たとえば300 C)に置かれると、空孔クラスターや格子開収子クラスター、朝(不純物）クラスターが形成され、精品が残く、酸くなる。赔性選移温度が上昇し、上部樹吸収エネルギーが低下する。
を改めてⅣ部12〜14家で詳しく論じる。
炉内構造物の照射胞化
原子炉圧力容器内には、折心を保持するシュラウド（BWRの場合）や流れを側御し熱を造る熱造蔵板（PWRの場合）などのステンレス製の標造物がある。オーステナイト系ステンレス側は、フェライト側（炭茶側や低合金銅）に比べて照射酸化に強いが、炉心に近く設置されているため浴びる中性子の量は術造いに多い。 BWRの炉心シュラウドでは、炉心の高さにあるステンレス鋼材が落しく硬化しているケースが見つかっている。また、照射を受けることによってステンレスの応力腐食調れが加速した事例も見つかっている。これを照射誘起応力腐食調れ(IASCC)という。これらは経年劣化した原発に共通して起こる非象である。
金属疲労
11.2%
金属材料のなかで彼労が問題となるのは鉄鋼やアルミニウム合金などの標造材料である。館やリチウム（征池材料）、金（接点材料）、ケイ楽（非海体楽子）などの機能材料と比べてみればわかるように、それは構造部材として外力に耐える役割を担っているからである。金属が彼労を起こす際に受ける力には、機械的な外力と熱的な力がある。機械的な力としては、地震動による搞れや、ポンプやモーターの振動をひろっての日常的な揺れがある。熱的な力とは、配管や機器が熱を受けた際に、周囲から固定や拘束されていると膨張や収縮が抑えられ、材料内部に発生する応力である。このようにして発生する応力を、外力による一次応力と区別して二次応力という（15京参照）。
(1)　疲労を評価するS-N曲線
疑愉に応力Sをとり、横槍に裁労破断するまでの応力繰迈し数Nをとって、片対数グラフ上にプロットして得られる右下がりの曲線をS-N曲線（またはS-N線図）という。図11.5に測定例を示す。なお、抜労寿命Nが10 〜 10回までの範囲の疲労を低サイクル抜労、それ以上の範囲の拔労を高サイクル抜労とよぶ。鉄側材料では、図11.5に示したように、最近し応力Sを小さくすると、成労内命Nは長くなり、ある限界のS以下の応力では、疲労破塊は事実上起こらなくなる。この限界応力を救労限度という。鉄鋼材料以外では、明確な疲労限度を示さない場合が多い。明確な疲労限度がみられない場合には、Nが107回または108回となるSの創を拡労徹度と見なして、設計等に用いることが多い。高サイクル複分は、運転中の機器や流体の振動、熱応力などの比較的小さな背重によっても起こる。用上、107回の繰り返し数での応力レベルを複分以度と見なす。一方、低サイクル抜労は、降伏点近傍の応力振幅が大きい繰り返し荷重によって起こる（大きな地獄や遥転に伴う大きな背重など)。弾性範囲を超えてマクロな塑性変形を作うこともあるので応力とひずみは比例関係にはなく、疲労試験を応力振帽一定で行うか、ひずみ报帽一定で行うかで結果が異なる。後者の試験法では、縦槍に塑性ひずみ幅（全ひずみ就閉）をとってS-N由狼を変す。図11.6にその一例を示す。疲労は、同じ材料でも熱処理条件や結晶粒径、内部欠陥の有無、装面状態などのわずかな追いによって、精衆が大きく変わることがある。測定環境にも注意が必要である。多くの奴労曲線（S-N曲線）は大気中で測定されている。水中など使用環境が实験現境と興なれば同じ疲労労動にはならない。腐食環境では、疲労の進行が早くなることが知られているが、尖貌データが不足し理論的解明も溢れている。
(2)　疲労設計とその現実
擁造設計に際しては、以下に述べる架積金労係数が１を超えないように設計する。上述したように、叙労现象は、同じ材料でも（未知の）ொ別的条件の追いによって生じる追いが大きい。そのことを考慮して、設計に用いる銭労血線は、銀労データの平均値を結んだ最適曲線よりも、ひずみ振幅において1/2、終り返し数において1/20という条件を満たすように作成する（図11.7)。黒積疲労係数は、救労を起こす原因である熱疲労、外力による症労（機器の援動や地震動による搞れ）などをすべて合禁して求める。想定される事象（たとえば地説植のSは、ひずみが編( n /2)にヤング序Eを角じた見かけ上の応力報帽である。成治血殺に対して、報袖（ひずみ报幅）について1/2とした血殺①と槓袖（繰り返し数）について1/20とした血殺のの下餌を造就的に滑らかに引く。 α)）に際して、どれくらいの応力が発生するかという応力解析を行い、発生応力の大きさSと発生回数xを求める。次に、設計象労曲線から応力Sに対応する許容回数Nを読み取り、比π/Nを求める。一般に、発生応力のレベルがいくつかあるので、それらを足し合わせて、 U = n i N + nを計算し、ひが１より小さいかどうかを確認する。このUを景積後労係数とよぶ。累積後労係数が大きくなる部位は、熱報労を起こしやすい部位や地震などの損れに弱い部位である。新規制悲準適合性審査に合格し、再稼働へ進んだ原発について、累積疲労係数が問題となる事例を調べてみると、細かい数字は無意味だが、次のようである。蒸気発生器給水入口管台（ノズル）川内１号機・・・・0.903高派１券機・・・0.455美浜３う機・・・・0.532一次冷却材管加圧器サージ管台（ノズル)川内１を根・・・・0.723川内２ら機・・・・0.709高浜３授授・・・ 0.709高浜４号機・・・ 0.709一次冷却材管設備配管川内２号機・・・ 0.516高浜１号機・T・100.714高浜２号機・・・ 00.877これらは地震に対する評価位として記載されているが、軽年叙分（運転中の熱栽労と機械的振動による疲労）を含んだ数億と考えられる。川内原発１券機蒸気発生器給水入口館合の0.903という働は、許容伽１まで0.1以下の余裕しかない。そのほかにも注意すべき高い数個のものが多数ある。さて、では、なぜこのような許容伽ぎりぎりの評価になる原発が較発するのか。それは、揚準地震動の見底しによって設備・機器の各部位における発生応力の禁定が大きくなるにもかかわらず、見直し以前に脱計した原発をそのまま再稼働させようとしているからである。炎11.1に各地の原発の悲準地震動がどのように変遷しているかを示す。当初、270ガルから450ガル程度だった塩滑地震務の值が、2006年の前愛塩準の見直しにより600ガル商後の値に引き上げられ、さらに新規制ಏ率の適合性審査で見直しが行われた。川内原発１分機を例にとると、建設当初は270ガルだった悲準地震動が、2006年改訂では倍の540ガルになり、現在は620ガルに引き上げられた（注3)。紫税数分係数は、图11.7に示すような安全代（シロ)を設けているとはいえ、U＝1というのは、繰り返し齊重による慰性変形の末、材科が破断してしまう目安値である。このような数位に近づいているというのは事故発生の危険度が高いといえる。
コラム｜疲労が原因で起きた原発事故
1991年、関西電力美浜原発2号機（PWR）で蒸気発生器伝熱管でギロチン破断が発生した。細管の振動を抑える振れ止め金具がきっちり入っていなかったこと(图11.8)に加え、伝然用細答と支持板の欧即に腐食生成物が溶まり、興常な振動（共振現象）を起こしたことが取因と考えられる。振れ止め全具の挿入ミスは設置時からなので、それが原因の高サイクル疲労という説明がなされているが、それには疑同がある。欧斯面に製測されるストライエーション(striation)とよばれる筋状模板の開席から救労の繰り返し回数を推定すると、き奴の発生から敵席まで約3×10′サイクルとなる。目に見えるき数が発生するのは、縦分サイクルの終わりの５ないし10%程度になってからなので、余体としては３ないし6×10°サイクル程度になるだろう。仮に娠秒10サイクルの救労荷重を受けたとすると、懲労が進行した時周は、3〜6×10'秒、すなわち８ないし17時間となる。設置当初（孫厳の18年前)からの高サイクル銀労が原因とは考えにくい。事故前のそう途くない時期に、管の固定などの何らかの不具合で共振が始まったと考えるのが変当であろう!!。疲労が原因の事故はほかにも多数ある。たとえば、敦賀原発２号機（PWR）の再生熱交換器を連結するL学型配管に長さ14センチメートルに達するひび割れが発生し、50トン以上の一次冷却水が縮れるという半故があった（1999年7月）。これは、熱交換器内を温度の異なる流体が欠互に流れることによって引き起こされた然成分である。美浜取名２珍検质気発生容に頻入されていた振れ止め会共の不具合を示す図。内頼の伝熱管の位置まで達していなかった。逐転同航時からこの状態で挿入されていたが、18年日に半放は起こった。

食店
(1)　腐食とは
腐食は、水中やガス中で金属が指びることである。ほとんどの金属は、鉱石を深元して作られるので、使用中に元の状態である限化状態（エネルギー的に安定な状造）に戻ろうとする。様々な工夫でそれを防止するのが防食技術である。腐食には企腐装面が一様に腐食され減肉してゆく全面腐食（炭茶鋼などで起こる）と結晶粒界などの弱いところが第在されてゆく局部略食（ステンレス側などで起こる）とがある。局部順会は目に見えにくく内部へ進行するので見逃されやすいが、ひび崩れの原因となり危険である。BWRのシュラウドや呼領環配管のひび崩れを起こした「応力腐食前れ」(SCC)もその一つである。ひび前れの早閉検出が重要で、目視も行われるが、主として超音波探偕が用いられ、ほかに孤気探傷などの方法がある。超音波探像（ultrasonic test、UT）は、病院などで受ける超音波検診と原理的には同じである。人体ならぬ物体の装面に超音液振動子を接触させパルス波を物体内に送り、脂からの反射を検出する。図11.9にその概略図を示す。楽面付近から発生したひび割れを検出する場合は、ひび割れ面に垂直に近い角度になるように、針めから超音波を入射するなどの工夫がされている。短音液探临技術は進歩したとはいえ、すべてのひび割れを検出できるとは限らない。ひび揃れの向きや形状によっては見落とすことがあるし、測定されたひび揃れ☑ 11.9 超音波探傷超音後発似器を縮えた探触子を試験片表面に接触させつつスキャンする。 ①服がない位置では沈酸力の波面からの反射流（底面波）のみが設造されるが、③指がある化節では訪れ日からの反射流が承なって誤測される。③防が大きいと英面には組音流が届かず、肌からの反射流のみになる。の長さや深さの精度が不十分なこともある。さらに背うならば、配管や機器によっては、超音波探脂機器を当てることができない箇所が存在することも忘れてはならない。湿転開始後40年を超えて湿転基長を申請する原発に対しては、「特別点検」を行うことになっているが、BWR圧力経器内面の超音波検査については、「炉心御城、接近できる全検査可能領域」という文言がある。圧力容器内面に検査できない箇所があり、検査に手心を加えてよいと読める(13次コラム参照)。
(2)減肉とエロージョン・コロージョン
配管の内面などが削られる現役で、減肉は、炭茶肌などの金面席食で起こる。エロージョン・コロージョンはその一つである。乱流などによって生じる設食（エロージョン、erosion）が、原企（コロージョン、corrosion）との相衆効果により加逃される現象をいう。图11.10に示すように美浜原発３号機（PWR）ではオリフィス（流れを絞るための穴のあいた円板で、圧力変化を検出して流速を知る目的で抑入される）の先に生じた乱流によってエロージョン・コロージョンが起こり、以さ10 mmの２次系以茶鋼配管が１mm以下にまで減肉し、内圧によって破裂した。定期検査準備のために建居内で作業していた作業員が100 ℃近い熱水を浴び、5人が死亡、6人が重傷を負うという惨序となった。エロージョン・コロージョンを起こしやすい配答内の箇所（流れが乱れる場所）はわかっていたのに、検査箇所から抜け落ちていた。この箇所は関西電力と検査会社（三菱重工業と日本アーム）の見落としで点検台帳に登録されておらず、稼働以来27年間一度も点検が行われていなかった。さらに、見落したことに気づいたのに、大丈夫だろうと検査を13カ月ごとの定期検査後に先送りしたという態くべき共態が背景にあった。尾管の減肉は炭茶銅や紙合全開ではありふれた劣化事象である。では、どれくらいの類度で配管の減肉は発生しているのか。この種のデータは減多に公表されないが、原子力安全・保安院に設置された高軽年化意見聴取会で、運転開始40年を迎える笑派原発２号機の高経年化技術評価の審議に際し、井野博演委員の質問に対して回答した非例がある。関西征力の説明によれば、「これまでに美派２号機において災害鎖からステンレス鎖や低合金鎖に取り換えた鶴所の能数は約3200箇所となっており、全体の約６割に相当します」とのことである「」。同種部位で減肉が硫認された配管なども、減肉が起こる前に早めに取り換えたとしているが、それにしても影くべき取り換え箇所の数である。その結果、2次冷却系配管は、炭茶銅とステンレス鋼、低合金鋼とが混在した配管になり、界積金阀の接合部で溶接ひずみが残っていないかどうか、新たな問題も生じることになった。ゆいにも美浜原発２坊授は婚炉が決まったが、ほかの原発の炭茶銅配管でも共通に多数の減内半象が起こっていることは想像に強くない。その劣化対策は容易ではない。
(3) ステンレス鍋（再獲環系配管・シュラウドなど）の応力腐食割れ
応力防食制れ（stress corrosion cracking、SCC）は、材料・応力・環境の３因子が重なって起こる。ステンレス側は、クロム原子が一様に溶け込んでいる状態でこそ商会性を発揮する。しかし、汎用のオーステナイト系ステンレス側SUS304は災茶を0.08%程度含んでいて、熱が加わると炭茶原子が移動してクロム原子と結合しクロム改化物をつくる。この現象は、原子間の前合が弱い結晶粒界（前品粒と結晶粒との塩雰）で落しく、周辺にクロム欠乏領域（depleted zone）をつくり蔚食性を失う（図11.11)。これをステンレス銅の鋭欲化という。ステンレスを溶接すると、その近傍が熱を受ける。この領域を熱影響部（heat affected zone、HAZ）という。ステンレス鋼の熱影響部では、浴接後の冷却の際、 800 ℃から600 ℃の温度領域を通過するとき、このクロム設化物の粒界祈車＝鋭啟化が起こる。また、浴接後の不均一な収益によって内部に引張り応力が残留する。このように危ない状態になった材料を、原子炉水中の酸茶イオン（ガンマ線などの放射線によって水が分解し生成）がアタックすると、クロムが火乏した結晶粒界に沿って金属原子が水中に溶け出し、割れが進行してゆく。これが高圧高温水(取子炉水)中の応力腐食樹れのメカニズムであり、材料の観敏化、残留応力の在在、環境中の酸茶イオンの存在という３つの因子が重なって起こる。この応力腐食倒れが巡航当初から深刻な問題だったことは、豊田正敏（東京電力元副社長）の回想からもわかる。「昭和50年には、原子力発電の稼働率が全国平均で約40%、とくに東京電力では最低は19%という事態となり、播島第一１分換から３号機まですべて修止するという事態となった。」しかし、導入元のジェネラル・エレクトリック（GE）社からは対策は示されず、「社内のトップ層からは、 [一体いつになったら原子力発症は信頼できるものになるのか、原子力がダメなら、ダメといってくれ。石油燃料を余分に手配するなど別の手立てを諦じるから」などといわれ、社内外から四面楚歌の状態で、・・・」と記している際。応力階負割れのメカニズムは、1970年代に明らかにされ、その対策として、炭茶合有量を0.03％以下に抑えたステンレス鋼が開発された。L材（低炭茶材）やNG材（原子炉設材）とよばれる改良型のステンレス朝（SUS304Lなど）である。クロム炭化物の形成が抑制されて材料の殻厳化は起こりにくくなり、一時期、応力腐食制れ対策は施立されたと思われた。しかし、1990年代中頃から新しいタイプの応力順食消れがGE社の研究者などから報告され始め、低政策ステンレス側でも加工によってひずみを受けると、応力騎食別れが頻発することがわかってきた。この応力解食例れは、表面の加工版を起点としてひび割れが起こることが多い。対策としては、溶接熱影響部の残留引張応力を低減するショットピーニング（小硬球を
日ラム
ひび割れ隠しとひび割れ検査
2002年８月東京電力のひび割れ（応力薪食割れ）隠しが発覚し、それ以前の10年以上にわたって、福島第一・第二・柏崎刈羽腐発で29件の虚偽報告が行われていたこと、福島第一原発1・3号機で検査案務を行っていたGEの子会社のエンジニア（ケイ・スガオカ）が内部告発していたことなどが明らかになった。原発サイトの東電のエンジニアだけでなく、電気メーカのエンジニアたちも事実を知っていたであろう。これら多数の日本人エンジニアたちが、企業のしがらみにとらわれ安全性を軽視し、ひび崩れ隠しに協力した。一方、電力会社はひび崩れの事実を親音な関係にあるはずの原子力学会の学者先生たちにも公表しなかったのみならず、秘帝保持のため、同じ東征の中でも現場から研究所の研究者への情報は造断されていた。この不祥事により、東京電力金17悲の原発はすべて選転が止まり、トップの会長、相談役２名、社長・副社長、計５名が重大責任を取って辞任した。評価環系配答のひび割れ調査の過程で、超音波検査（ultrasonic test, UT）は切断検査による実測演さを下回る結果を与え、ひび割れを過小評価していた事例が明らかになった。振着な場合には、火際には12 mmの深さに達していたものが超音液検査では2 mmとしていたり、深さ7 mmのひび割れを全く検由できなかったケースもみられた（図11.12左回）。このような事態を踏まえて、発電設備技術検査協会は、柏崎刈羽１号機から切り出した配管について、斜め入射や多重複子を用いた「改良UT」による殖性試験を行った。ところが、今度は切断調査によりわかった火測値よりも超音波検査による予測深さのほうが大きくなるという逆の傾向になっ左国は、実機での柏育液検査がひび割れを過小評価していたことを示す。右国は、週小評価になったことの反省のもとで行った微性試験の結果。今度は海大評価になった。た。たとえば、実潤低7 mm剤であるのに、それを深さ13.5 mmとか11 mmに計湖したデータ点があり、また、5 mm資後のひび割れを10 mm以上に計測したデータ点がいくつもある（図11.12右図）。このような過大評価は存在しないひび加れを計測したケースもある。ひび割れの箱度良い検出は条件が悪いと嬉しく、計測者の主観的判断が入らざるをえないことを意味している。検査協会は、安全側の計測チータだと評価するが、むしろ超音波検査の限界を示した結果といえよう。配管楽液との区別も場合によっては難しいという事例もある。福島第二原発３号機の评術環配管でのひび割れの見落としである。定期検査で「改良UT」による検査を総密に行ったにもかかわらず、配管の全国に及ぶひび割れからの超音液信号を配管楽面からの変液と見訳り、ひび割れとの認定を行わなかったケースである。全周に及ぶような態が生じるわけがないという思い込みが災いしたと思われるが、檢査找術者の技量に左右されざるをえない現実がある[7]。叩きつけ表面を圧縮・硬化させる）や炉水中の浴在酸素濃度を下げるための水素途加や東金威派加が試みられているが、この新しいタイプの応力販食割れを完全に防ぐ方法は今も確立されていない。
(11.4) 原発における劣化事象のまとめ
以上述べた原発における劣化事象と事故・トラブル事例を表11.2にまとめた。金属材料以外にも、コンクリートの劣化や電気ケーブル被取材の延年劣化など、老朽化原発にはさまざまなほころびが生じてくる。原発は巨大な構造物が進結した複雑なシステムである。ま11.3を見ると順発の物量がどれほどのものであるかがわかる。新年劣化した機器・配管・ケーブルの点検・検査が容易でないことが理解されよう。
(日本原子力学会『成子力がひらく世紀』より) 100万キロワット級収発1あにつき、水が３万側、配管の轮針の延さ170キロメートル、浴接点数6万５千点、電気ケーブルの記送誌1700キロメートルなど、腔きの取字である。腐危の巨大さ-投稿さがわかる。
文啟
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