米国の加圧水型原子力発電所におけるAlloy600製圧力バウンダリ構成機器の一次冷却水応力腐食割れ事例の分析

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 米国の加圧水型原子力発電所におけるAlloy600製圧力バウンダリ構成機器の一次冷却水応力腐食割れ事例の分析
• Author/Editor: 渡邉 憲夫; 高原 省五
• Author Heading: 渡邉 憲夫; 高原 省五
• Publication Date: 2006-09
• Publication Date (W3CDTF): 2006-09
• Alternative Title: Review of recent events involving degradation of reactor coolant system pressure boundary due to primary water stress corrosion cracking at U. S. PWRs
• Periodical title: JAEA-Review 2006-027
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 加圧水型原子力発電所(PWR)において、ニッケル基合金(Alloy600)製の原子炉冷却材圧力バウンダリ構成機器の一次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)は安全上の関心事となっている。特に、米国では、2000年から2002年にかけて、ノズルの周方向亀裂や、原子炉圧力容器(RPV)上蓋の著しい腐食劣化が見つかり、ノズルのPWSCCによる漏洩とそれに伴う上蓋のホウ酸腐食によって圧力バウンダリの破損が起こる可能性を否定することができなくなったため、米国原子力規制委員会(NRC)は、2003年2月、検査命令EA-03-009(2004年2月修正)を発行し、RPV上蓋及び貫通ノズルに対して従来より効果的な検査プログラムを策定,実施するよう設置者に求めた。本報告書では、PWSCCに関するNRCの対応経緯と、1999年から2005年にかけて米国のPWRにおいて発生した45件のPWSCC事例に関する情報を収集し各事例について内容を紹介する。; Primary Water Stress Corrosion Cracking (PWSCC), which occurs on nickel-based alloy (Alloy 600) reactor coolant pressure boundary components, has been a safety concern at pressurized water reactors (PWRs). During the years from 2000 to 2002, in particular, circumferential cracks on reactor pressure vessel head penetrations and significant degradation of vessel head have been observed at U. S. PWR plants and thus, awareness of the safety significance of PWSCC was raised because circumferential cracking and leakage of RPV head nozzles and corrosion of the RPV head resulting from PWSCC may lead to pressure boundary failure if the conditions are not detected and repaired. In response to the recent experience, the Nuclear Regulatory Commission (NRC) issued the inspection Order EA-03-009 for PWR licensees to prepare and implement more effective inspections of the reactor vessel heads and associated penetration nozzles. This report provides the description on the historical NRC's responses to PWSCC issues and the review of the forty-five events, reported as licensee event reports, involving PWSCC on reactor coolant pressure boundary components at U. S. PWRs during the years from 1999 to 2005.
• Source: /JAEA-Review-2006-027.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Review-2006-027.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 加圧水型原子力発電所(PWR)において、ニッケル基合金(Alloy600)製の原子炉冷却材圧力バウンダリ構成機器の一次冷却水応力腐食割れ(PWSCC)は安全上の関心事となっている。特に、米国では、2000年から2002年にかけて、ノズルの周方向亀裂や、原子炉圧力容器(RPV)上蓋の著しい腐食劣化が見...