柏崎刈羽原子力発電所1号機再循環系配管サンプル(K1-PLR)に関する調査報告書(受託研究)

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 柏崎刈羽原子力発電所1号機再循環系配管サンプル(K1-PLR)に関する調査報告書(受託研究)
• Author/Editor: シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム
• Author Heading: シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム
• Publication Date: 2004-06
• Publication Date (W3CDTF): 2004-06
• Alternative Title: Report of Examination of the Samples from Primary Loop Recirculation Piping (K1-PLR) at Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Station Unit-1 (Contract Research)
• Periodical title: JAERI-Tech 2004-049
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 柏崎刈羽原子力発電所1号機において、原子炉再循環系配管の溶接継手部にひび割れ(以下、き裂)が確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中に随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は、管内表面の溶接部近傍に発生しており、深さは7mm程度であった。(2)き裂部破面のほぼ全体が粒界割れであった。(3)管内表面のき裂開口部には深さ100$\mu$m程度の範囲で粒内割れを含む部分があり、その部分には加工により形成された金属組織及び硬さの上昇が見られ、き裂は硬さの最も高い部分の付近で発生していた。(4)き裂近傍の結晶粒界近傍においてごくわずかにCr濃度が低下していた。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近で発生したと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であり、材料の硬さと関係があると結論される。; At the Kashiwazaki-Kariwa Nuclear Power Station Unit-1, indications of cracks were identified in a weld joint portion of the primary loop recirculation piping. To investigate the cause of cracks, TEPCO conducted a material examination on the specimen including the cracks. The present investigation was carried out to ensure transparency of the examination by providing JAERI's own evaluation report as a third party organization. The following findings were made; (1) A crack was observed near the weld region. (2) Intergranular cracking was observed at almost whole fracture surface. (3) Transgranular cracking was observed at the crack opening region. Increases of hardness by cold work were observed and the crack was initiated near the region where hardness value showed the highest. (4) Content of Cr was very slightly depleted in the vicinity of grain boundary. Based on the above results with the presence of tensile residual stress near the crack generated by welding process and dissolved oxygen contents in cooling water, the observed cracks were concluded to be stress corrosion cracking.
• Source: /JAERI-Tech-2004-049.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Tech-2004-049.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.: 柏崎刈羽原子力発電所1号機において、原子炉再循環系配管の溶接継手部にひび割れ(以下、き裂)が確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中に随時試験データの評価や試験現場への...