ISO 22848:2021 金属および合金の腐食—高温水中の静的負荷条件下での鋼および合金の応力腐食割れ成長速度を測定するための試験方法 | ページ 2

※一部、英文及び仏文を自動翻訳した日本語訳を使用しています。

序文

ISO (国際標準化機構) は、各国の標準化団体 (ISO メンバー団体) の世界的な連合です。国際規格の作成作業は、通常、ISO 技術委員会を通じて行われます。技術委員会が設立された主題に関心のある各会員団体は、その委員会に代表される権利を有します。 ISOと連携して、政府および非政府の国際機関もこの作業に参加しています。 ISO は、電気技術の標準化に関するすべての問題について、国際電気標準会議 (IEC) と緊密に協力しています。

この文書の作成に使用された手順と、今後の維持のために意図された手順は、ISO/IEC 指令のPart 1 で説明されています。特に、さまざまな種類の ISO 文書に必要なさまざまな承認基準に注意する必要があります。この文書は、ISO/IEC 指令のPart 2 の編集規則に従って起草されました ( www.iso.org/directives を参照)

このドキュメントの一部の要素が特許権の対象となる可能性があることに注意してください。 ISO は、そのような特許権の一部またはすべてを特定する責任を負わないものとします。ドキュメントの開発中に特定された特許権の詳細は、序文および/または受信した特許宣言の ISO リストに記載されます ( www.iso.org/patents を参照)

このドキュメントで使用されている商号は、ユーザーの便宜のために提供された情報であり、保証を構成するものではありません。

規格の自主的な性質の説明、適合性評価に関連する ISO 固有の用語と表現の意味、および技術的貿易障壁 (TBT) における世界貿易機関 (WTO) の原則への ISO の準拠に関する情報については、以下を参照してください。 www.iso.org/iso/foreword.html .

この文書は、技術委員会 ISO/TC 156, 金属および合金の腐食によって作成されました。

1 スコープ

この文書は、軽水炉の模擬水環境など、高温水中の静的負荷条件下での鋼および合金の応力腐食割れ (SCC) 成長率を決定するための試験方法を規定しています。試験片の亀裂の長さは、オートクレーブでの試験中に電位降下法 (PDM) によって監視されます。

この試験方法は、ステンレス鋼、ニッケル基合金、低合金鋼、炭素鋼、およびその他の合金に適用できます。

2 参考文献

以下のドキュメントは、その内容の一部またはすべてがこのドキュメントの要件を構成するように、テキスト内で参照されています。日付のある参考文献については、引用された版のみが適用されます。日付のない参照については、参照文書の最新版 (修正を含む) が適用されます。

  • ISO 7539-6, 金属および合金の腐食 - 応力腐食試験 - Part 6: 一定荷重または一定変位下での試験のための予備亀裂試験片の準備と使用

3 用語と定義

このドキュメントの目的のために、ISO 7539-6 および以下に記載されている用語と定義が適用されます。

ISO および IEC は、次のアドレスで標準化に使用する用語データベースを維持しています。

3.1

電位降下法

PDM

適用された DC または AC 電流の存在下で亀裂が伝播する際の電位の変化に基づいて亀裂の長さを測定するための非破壊的な方法

3.2

応力腐食割れ遷移

SCC移行中

低頻度で繰り返し荷重を使用し、試験環境での最大荷重での保持時間を増加させて、粒内 (TG) 疲労前亀裂から SCC, 通常は粒間 (IG) または樹枝間 (ID) への破面形態の遷移を促進する) オーステナイト合金の形態

3.3

クラックチップ再活性化ローディング

静的荷重下で亀裂遅延が観察される場合、亀裂の先端を再活性化するための荷重サイクルの使用

3.4

初期亀裂長

0a

<コンパクトテンション(CT)試験片>荷重線から初期き裂先端までの距離

注記 1:試験片の機械加工されたノッチ先端または空気疲労前亀裂前部を指すことができます。

注記2:その他の破壊力学形状については、ISO 7539-6を参照してください。亀裂の長さ ( a ) は、多くの場合、荷重線から試験片の端までの距離 ( W ) の比率 ( a/ W ) として表されます。

3.5

最終的な亀裂の長さ

fa

亀裂長さは試験片の破面で測定される、応力腐食亀裂成長試験の終了時の荷重線から最終亀裂前部までの距離。

3.6

試験温度での流れ応力

σフローT

試験温度での降伏応力 ( σyT ) と極限引張強さ ( σuT ) の代数平均:

3.7

クラックコミットメント

応力腐食割れが進行した試験片厚さB

注記 1パーセンテージで表す。

3.8

平均亀裂延長

1A

亀裂成長領域または多数の等間隔の亀裂長測定値 (等分割法) を使用した、試験片の厚さ方向の平均亀裂進展

3.9

亀裂かみ合い領域での平均亀裂進展

A_

応力腐食割れが発生した試験片の厚さの割合に基づく平均の割れの伸び

3.10

最小限の亀裂延長

A

試験片の応力腐食割れの最小延長

3.11

最大亀裂延長

マックスA

試験片の応力腐食割れの最大伸展

参考文献

[1]Andresen PL SCC テストとデータ品質の考察、 Proc. 9位インター。 Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors , TMS, 1999, pp. 411-421
[2]Andresen PL, Gott K, Nelson JL 288℃ の水中での増感タイプ 304 ステンレス鋼の応力腐食割れ: 5 つの実験室ラウンド ロビン、 Proc. 9位インター。 Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors , TMS, 1999, pp. 423-432
[3]応力腐食割れ試験のガイドライン: 高温水に重点を置きます。 EPRI, カリフォルニア州パロアルト、2020 年、3002018265
[4]荒井隆、平野隆、青池俊、寺地 隆. JSCE 高温水中 SCC 成長速度測定法規格の技術的根拠 - 試験片サイズ要件、 Proc. 17回目のインテル。 conf原子力発電システムにおける材料の環境劣化に関する研究 - 水炉、CNS, 2015
[5]Richey E.、 Morton DS, Moshier WC, 高温水にさらされた Ni 合金の SCC 成長率に対する標本サイズの影響、CORROSION /2006 、NACE International, 2006 年、論文 No. 06513
[6]Andresen PL K/Size Effects on SCC in SCC in Radiated, Cold Worked and Unirradiated ステンレス鋼、 Proc. 11回目のインテル。 Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors , ANS, 2003, pp. 870-886
[7]Jenssen A, Gott K, Efsing P, Anderson PO シミュレートされた BWR 環境における照射タイプ 304 ステンレス鋼の亀裂成長挙動、 Proc. 11回目のインテル。原子力システムにおける材料の環境劣化に関するシンポジウム -水炉-, ANS, 2003, pp. 1015-1026
[8]ASTM E647-15e1, 疲労亀裂成長率測定の標準試験方法
[9]ISO 12108, 金属材料 - 疲労試験 - 疲労亀裂成長法
[10]ISO 11782-2, 金属および合金の腐食 - 腐食疲労試験 - Part 2: 予亀裂試験片を使用した亀裂伝播試験
[11]Andresen PL Morra M. 高温水中のステンレス鋼および Ni 合金の SCC, Corrosion2007 、NACE International, 2007 年、論文番号。 07612
[12]Andresen PL Irradiation Effects on Reactor Internals: IASCC, International Boiling Water Reactor and Pressurized Water Reactor Materials Reliability Conference and Exhibition , EPRI, Maryland USA, July 16-19, 2012
[13]Ashida Y, Flick A, Andresen PLは、軽水炉、腐食中の中性子照射合金の亀裂成長試験を実施するための GS 機能でした。 2013, 69 (2) pp.136-144
[14]Paraventi DJ, Moshier WC 合金 82 および 182 溶接金属の応力腐食割れにおける冷間加工および溶存水素の影響、 Proc. 12回目のインテル。 conf原子力発電システムにおける材料の環境劣化に関する研究 - 水炉、TMS, 2005
[15]材料信頼性プログラム: 厚肉合金 690 材料および合金 52, 152, およびさまざまな溶接部 (MRP-386) の一次水応力腐食割れ (PWSCC) 成長率を評価するための改善の推奨要因 (MRP-386)、最終レポート、2017 年 12 月
[16]Mostovoy S, Crosley P, Ripling E. 平面ひずみ破壊靭性を測定するための亀裂線荷重試験片の使用、 Journal of Materials 。 1967, 2(3) pp. 661–681
[17]武田Y, 小澤Y, 斎藤M, 商事T. 一定応力強度係数の下での亀裂成長試験のためのコンタード ダブル カンチレバー ビーム試験片の適用性、 Pro 17回目のインテル。 conf原子力発電システムにおける材料の環境劣化に関する研究 - 水炉、CNS, 2015

Foreword

ISO (the International Organization for Standardization) is a worldwide federation of national standards bodies (ISO member bodies). The work of preparing International Standards is normally carried out through ISO technical committees. Each member body interested in a subject for which a technical committee has been established has the right to be represented on that committee. International organizations, governmental and non-governmental, in liaison with ISO, also take part in the work. ISO collaborates closely with the International Electrotechnical Commission (IEC) on all matters of electrotechnical standardization.

The procedures used to develop this document and those intended for its further maintenance are described in the ISO/IEC Directives, Part 1. In particular, the different approval criteria needed for the different types of ISO documents should be noted. This document was drafted in accordance with the editorial rules of the ISO/IEC Directives, Part 2 (see www.iso.org/directives ).

Attention is drawn to the possibility that some of the elements of this document may be the subject of patent rights. ISO shall not be held responsible for identifying any or all such patent rights. Details of any patent rights identified during the development of the document will be in the Introduction and/or on the ISO list of patent declarations received (see www.iso.org/patents ).

Any trade name used in this document is information given for the convenience of users and does not constitute an endorsement.

For an explanation of the voluntary nature of standards, the meaning of ISO specific terms and expressions related to conformity assessment, as well as information about ISO's adherence to the World Trade Organization (WTO) principles in the Technical Barriers to Trade (TBT), see www.iso.org/iso/foreword.html .

This document was prepared by Technical Committee ISO/TC 156, Corrosion of metals and alloys.

1 Scope

This document specifies a test method for determining the stress corrosion crack (SCC) growth rate of steels and alloys under static-load conditions in high-temperature water, such as the simulated water environment of light water reactors. The crack length of the specimen is monitored by a potential drop method (PDM) during the test in an autoclave.

The test method is applicable to stainless steels, nickel base alloys, low alloy steels, carbon steels and other alloys.

2 Normative references

The following documents are referred to in the text in such a way that some or all of their content constitutes requirements of this document. For dated references, only the edition cited applies. For undated references, the latest edition of the referenced document (including any amendments) applies.

  • ISO 7539-6, Corrosion of metals and alloys — Stress corrosion testing — Part 6: Preparation and use of precracked specimens for tests under constant load or constant displacement

3 Terms and definitions

For the purposes of this document, the terms and definitions given in ISO 7539-6 and the following apply.

ISO and IEC maintain terminological databases for use in standardization at the following addresses:

3.1

potential drop method

PDM

non-destructive method for measuring a crack length based on the change in the electric potential as a crack propagates in the presence of an applied DC or AC current

3.2

stress corrosion crack transitioning

SCC transitioning

use of cyclic loading at low frequency and with increasing hold time at maximum load in the test environment to promote a transition in the fracture surface morphology from a transgranular (TG) fatigue pre-crack to SCC, typically intergranular (IG) or interdendritic (ID) morphology for austenitic alloys

3.3

crack-tip re-activation loading

use of loading cycles to re-activate the tip of crack when crack retardation is observed under a static loading

3.4

initial crack length

a0

<compact tension (CT) specimen> distance from the load line to the initial crack tip

Note 1 to entry: It can refer to the machined notch tip or the air fatigue pre-crack front in the specimen.

Note 2 to entry: For other fracture mechanics geometries, refer to ISO 7539-6. The crack length (a) is often expressed as a proportion of the distance from the load-line to the end of the specimen (W): a/W.

3.5

final crack length

af

distance from the load line to the final crack front at the end of the stress corrosion crack growth test, where the crack length is measured on the fracture surface of the specimen

3.6

flow stress at test temperature

σflowT

algebraic average of the yield stress (σyT) and the ultimate tensile strength (σuT) at the test temperature:

3.7

crack engagement

specimen thickness B where the stress corrosion crack has advanced

Note 1 to entry: It is expressed as a percentage.

3.8

average crack extension

A1

average crack extension across the specimen thickness using a crack growth area or many equally spaced measurements of crack length (equally divided method)

3.9

average crack extension in crack engagement area

A2

average crack extension based on the fraction of the specimen thickness where the stress corrosion crack has occurred

3.10

minimum crack extension

Amin

minimum extension of the stress corrosion crack in the specimen

3.11

maximum crack extension

Amax

maximum extension of the stress corrosion crack in the specimen

Bibliography

[1]Andresen P.L. SCC Testing and Data Quality Consideration, Proc. 9th Inter. Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors, TMS, 1999, pp. 411-421
[2]Andresen P.L., Gott K., Nelson J.L. Stress Corrosion Cracking of Sensitized Type 304 Stainless Steel in 288C Water: A Five Laboratory Round Robin, Proc. 9th Inter. Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors, TMS, 1999, pp. 423-432
[3]Stress Corrosion Cracking Testing Guidelines: With Emphasis on High Temperature Water. EPRI, Palo Alto, CA, 2020, 3002018265
[4]Arai T., Hirano T., Aoike S., Terachi T. Technical Basis of the JSCE Standard of the Method for Measuring SCC Growth Rate in High Temperature Water - Specimen Size Requirement, Proc. 17th Inter. Conf. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors, CNS, 2015
[5]Richey E., Morton D.S., Moshier W.C. Influence of Specimen Size on the SCC Growth Rate of Ni-Alloys Exposed to High Temperature Water, CORROSION/2006, NACE International, 2006, Paper No. 06513
[6]Andresen P.L. K/Size Effects on SCC in Irradiated, Cold Worked and Unirradiated Stainless Steels, Proc. 11th Inter. Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors, ANS, 2003, pp. 870-886
[7]Jenssen A., Gott K., Efsing P., Anderson P.O. Crack Growth Behavior of Irradiated Type 304 Stainless Steels in Simulated BWR Environment, Proc. 11th Inter. Symp. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors-, ANS, 2003, pp. 1015-1026
[8]ASTM E647-15e1, Standard Test Method for Measurement of Fatigue Crack Growth Rates
[9]ISO 12108, Metallic materials — Fatigue testing — Fatigue crack growth method
[10]ISO 11782-2, Corrosion of metals and alloys — Corrosion fatigue testing — Part 2: Crack propagation testing using precracked specimens
[11]Andresen P.L. Morra M. SCC of Stainless Steels and Ni Alloys in High Temperature Water, Corrosion2007, NACE International, 2007, Paper No. 07612
[12]Andresen P.L. Irradiation Effects on Reactor Internals: IASCC, International Boiling Water Reactor and Pressurized Water Reactor Materials Reliability Conference and Exhibition, EPRI, Maryland USA, July 16-19, 2012
[13]Ashida Y., Flick A., Andresen P.L., Was G.S. Capabilities for Conducting Crack Growth Test of Neutron-Irradiated Alloys in Light Water Reactor, Corrosion. 2013, 69 (2) pp. 136–144
[14]Paraventi D.J., Moshier W.C. The Effect of Cold Work and Dissolved Hydrogen in The Stress Corrosion Cracking of Alloy 82 and 182 Weld Metal, Proc. 12th Inter. Conf. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems -Water Reactors, TMS, 2005
[15]Materials Reliability Program: Recommended Factors of Improvement for Evaluating Primary Water Stress Corrosion Cracking (PWSCC) Growth Rates of Thick-Wall Alloy 690 Materials and Alloy 52, 152, and Various Welds (MRP-386), Final Report, December 2017
[16]Mostovoy S., Crosley P., Ripling E. Use of Crack-Line-Loaded Specimens for Measuring Plane-Strain Fracture Toughness, Journal of Materials. 1967, 2 (3) pp. 661–681
[17]Takeda Y., Ozawa Y., Saito M., Shoji T. Applicability of the Contoured Double Cantilever Beam Specimen for Crack Growth Tests under Constant Stress Intensity Factor, Proc. 17th Inter. Conf. on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactors, CNS, 2015