原子炉内部部品の耐摩耗板の応力腐食割れに影響を与える要因
原子炉内部構造は原子力発電所の重要な機器です。 コアコンポーネントをサポートし、固定する役割があります。 これらは原子炉の運転安全性と効率に直接関係しており、原子炉システムの安全性と信頼性を確保するために極めて重要です。 反応器の内部コンポーネントは、主に耐食性に優れたオーステナイト系の耐摩耗性プレートで作られています。 しかし、原子炉の運転条件下では、強い中性子線や高温水による腐食などの過酷な条件下で動作する耐摩耗板には応力がかかりやすくなります。 腐食亀裂（SCC）や放射線加速応力腐食亀裂（IASCC）に代表される環境に敏感な破壊は、原子力機器の長期安全運転に影響を与える最も重要な問題となっています。
原子炉内部コンポーネントの SCC 挙動に関する包括的な研究が国際的に実施されています。 たとえば、米国電力研究所 (CIR プロジェクト) とオークリッジ国立研究所 (ハルデン原子炉プロジェクト) は、原子炉の内部コンポーネントに対する中性子線損傷に関する陽子照射シミュレーションを実行し、IASCC メカニズム、環境パラメータ、および原子炉の影響を分析しました。 SCC 上の材料化学元素。 SCCに対する衝撃解析、放射線分解、水素脆化の影響評価など。その研究範囲は材料、水の化学環境、発生メカニズムなどに及びます。フランス材料時効研究所MAI（INTERNALSプロジェクト）は、微細構造と粒界に関する研究を実施しています。反応器内の耐摩耗板の化学組成分析、SCC亀裂腐食構造分析、および影響因子の分析。 原子力安全委員会 JNES は、SCC 感受性、破壊破壊メカニズム、および亀裂成長速度に関する研究を実施しました。 しかし、原子炉内部部品用の耐摩耗板に関する国内の研究は初期段階にあり、高温水環境における国産原子力グレードの耐摩耗板のSCC（特に照射後のIASCC）の敏感な要因に関する研究はほとんどない。 蘇州熱工学研究所の研究者らは、加圧水型原子炉原子力発電所の模擬一次回路水環境において、家庭用原子炉内部部品の耐摩耗板のSCCに及ぼすpH値と放射線損傷の影響因子に関する研究を実施した。
研究に使用された材料は、原子力発電所の原子炉コンポーネントのコーミングプレートボルトに使用されるオーステナイト系耐摩耗性プレート（フランスブランド Z6CND17.12）であり、（1060+/-10）度の高温溶体化処理、そして水冷。 この材料の降伏強さは 606MPa、引張強さは 658MPa、降伏強度比は 0.92 です。 研究により、pH 値と放射線損傷が原子炉内部コンポーネント用の SCC 耐摩耗プレートの性能に影響を与える重要な要素であることが示されています。
pH7.0の高温水環境と比較して、pH値6.4および7.5では、耐摩耗板の伸びと破断時間が短縮されます。 耐摩耗性プレートの SCC 感度は、pH 7.0 溶液では小さくなり、3.9% になります。 pH 6.4 および 7.5 の水溶液の条件下では、SCC 感度はそれぞれ 7.3% および 15.5% に増加します。 これは、高温水溶液の pH 値が耐摩耗プレートの SCC 性能に直接的な影響を及ぼし、pH 値が SCC 性能に影響を与える重要な敏感な要素であることを示しています。 SCC の陽極溶解モデルによれば、酸性溶液中の H+ は材料の亀裂先端に拡散します。 サンプルに応力が加わると、金属表面の不動態膜が破れ、露出した新しい金属が腐食性液体と反応して SCC 亀裂が形成されます。 腐食性液体の浸透により、亀裂の両側の表面にも多数の孔食が形成されます。 この孔食はクラックの発生源となり、試料表面に微小なクラックを生じさせます。 微小亀裂の形成により、酸性溶液が新しい金属と接触し、それによって亀裂の拡大が促進されます。 。 アルカリ溶液環境では、遅いひずみ速度条件下で、溶液は亀裂内の局所溶液と完全に連絡することができ、亀裂先端の溶液も亀裂先端の金属原子と相互作用するのに十分な時間があるため、亀裂先端の化学的および電気化学的反応が可能になります。反応がスムーズに進行し、アルカリ溶液が亀裂先端に局所的に集中し、耐摩耗板のSCCが促進される原因となります。
耐摩耗プレートに荷電粒子が照射された後、照射欠陥と亀裂の発生に対する局所的な変形の影響により IASCC 現象が発生し、耐摩耗プレートの SCC 感度が大幅に増加します。 イオン照射による損傷深さの制限により、SSRT の破壊形態に明らかな変化は観察されません。
