| （株）原子力安全システム研究所 価格：２，７２８円（税別） |
| 編 集 （株）原子力安全システム研究所 |
| 執筆者 戸塚 信夫 （原子力安全システム研究所 技術システム研究所） 釜谷 昌幸 （原子力安全システム研究所 技術システム研究所） 藤井 克彦 （原子力安全システム研究所 技術システム研究所） 寺地 巧 （原子力安全システム研究所 技術システム研究所） |
| ＰＷＲ1次系冷却水中において600合金（ニッケル合金）が応力腐食割れ（SCC）を起こすことは、蒸気発生器の細管漏洩事故として1970年代に知られるようになり、多くの研究が行われている。そして80年代にはこの1次冷却水中でのSCC（primary water stress corrosion cracking, PWSCC）に対して熱処理、応力除去や新合金（690合金）の開発・実用化等の対策が実施され、蒸気発生器では成果を上げている。しかしながらPWSCCのメカニズムあるいはき裂の発生挙動等については解明すべき点が多く残されている。 本書は、600合金のPWSCCに関してその発生原因、発生条件の解明を目的として1996～2006年度にかけて実施した研究成果をまとめたものであり、PWSCC発生のメカニズム、影響因子、寿命予測について、既存の主要知見を踏まえ考察している。今後のこの分野の研究の一助として活用されることを期待するものである。 |
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