応力腐食割れ

応力腐食割れ（SCC）の解説

応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking, SCC）は、金属材料が腐食環境下で引張応力を受けることで発生する、経年劣化による破壊現象です。一般的な鉄鋼材料では、腐食環境下で全体的な錆びが発生しますが、ステンレス鋼などの耐食性材料では、極めて薄い不動態皮膜が形成され腐食が抑制されます。しかし、これらの材料でもSCCという形で腐食による破壊が起こりうるのです。

SCCの発生条件

SCCの発生には、以下の3つの要因が同時に必要です。

1. 材料因子: 材料の種類や化学組成。SCCは合金に発生しやすく、純金属では発生しにくい傾向があります。ステンレス鋼、ニッケル基合金、アルミニウム合金などがSCCの発生しやすい材料として知られています。
2. 力学因子: 引張応力。材料に引張応力が作用している必要があります。圧縮応力下では通常発生しません。応力の大きさはSCCの進展速度に影響を与えます。
3. 環境因子: 腐食環境。周囲の環境に、特定の腐食性物質（例えば、溶存酸素、塩化物イオンなど）が含まれている必要があります。材料と環境の組み合わせによってSCCの発生しやすさが大きく異なります。

これらの3つの因子のうち、1つでも欠ければSCCは発生しません。

SCCの特徴と分類

SCCは、亀裂の形態を示す腐食現象であり、その進展には年単位の時間がかかることが多く、潜伏期間が存在します。進展速度は応力拡大係数と密接に関連しており、材料寿命の予測に役立てることができます。しかし、潜伏期間中のSCCは非破壊検査で発見が困難なため、早期発見と予防保全が重要となります。

SCCは、亀裂の進展方向によって以下の3種類に分類されます。

粒界型応力腐食割れ (IGSCC): 結晶粒界に沿って亀裂が進展します。
粒内型応力腐食割れ (TGSCC): 結晶粒内を進展します。
照射誘起応力腐食割れ (IASCC): 中性子照射の影響で発生します。特に原子力プラントにおいて重要です。

原子力発電所におけるSCC

原子力発電所では、SCCは深刻な問題となります。特に沸騰水型軽水炉（BWR）では、シュラウドや再循環系配管でSCCが発生しやすいことが知られています。これは、BWRの炉水中に溶存酸素量が多いことが原因です。加圧水型軽水炉（PWR）でも、ニッケル基合金を使用する部位でSCCが発生する可能性があります。

日本の原子力発電所でSCCが初めて確認されたのは1965年とされています。1960年代後半から1980年代前半にかけて、特にBWRプラントでSCCが大きな問題となり、対策研究が盛んに行われました。

初期の多くのSCC発生事例は、炭素含有率の高いSUS304系ステンレス鋼の配管、特に溶接部近傍で発生しました。これは、溶接時の熱影響によってCr炭化物が析出し、Cr濃度が低下した領域（鋭敏化領域）が生じるためです。この領域は耐食性が低下しており、応力と腐食環境が加わるとSCCが発生しやすくなります。

SCC対策

SCC対策として、様々な対策が講じられました。

材料変更: 炭素含有量の低いSUS304Lや、耐食性に優れたSUS316系ステンレス鋼への変更。
溶接方法の改善: 溶接残留応力を低減する技術（ピーニング、磨き加工、肉盛溶接、狭開先溶接など）の導入。
環境改善: 炉水中の溶存酸素量を低減するための脱気運転や水素注入法の導入。
* 非破壊検査: 溶接部の非破壊検査を徹底的に実施。

これらの対策により、SUS304系ステンレス鋼で発生していたSCC問題は大幅に減少しました。しかし、低炭素系ステンレス鋼でも、長期間の使用によりSCCが発生する可能性が指摘されています。そのため、定期的な検査と適切な維持管理が不可欠です。現在でも、SCCの発生機構の解明やより効果的な対策の開発に向けた研究が継続されています。

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