原発が普通の化学プラントなどとは異なるのは、強い中性子やγ線を受けており、材料が劣化・損傷する事である。
高木仁三郎氏の予言
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E9%AB%98%E6%9C%A8%E4%BB%81%E4%B8%89%E9%83%8E
『老朽化原発が大きな地震に襲われると、いわゆる共通要因故障(一つの要因で多くの機器が共倒れする事故)に発展し、冷却材喪失事故などに発展していく可能性は十分ある。』
照射損傷
http://www.rist.or.jp/atomica/dic/dic_detail.php?Dic_Key=2061
材料が中性子やγ線などエネルギーを持った放射線の照射を受けたときに生じる損傷をいう。放射線損傷とも呼ばれる。照射損傷は弾き出し損傷と核変換損傷に大別される。弾き出し損傷は結晶格子点に位置する原子が放射線によってはじき出される結果生ずる損傷である。この際生じた空の格子点と格子間にはじき出された原子の対が照射損傷によって生ずる格子欠陥の基本単位となる（フレンケル対）。核変換損傷は、中性子との衝突によって核変換を起し、他の種類の原子になり物質中に不純物原子として存在することにより生ずる。たとえば（n，α）反応や（n，ｐ）反応によって物質中にヘリウムや水素が生じて、それが集まって気泡を生成する場合などがある。また、合金成分が核変換によって変化して、物理的・機械的性質が変化する場合もある。
高経年化対策強化基盤整備事業（原子力安全・保安院）
高経年化対策
http://nisaplm.jp/html/01_about/01_02_maintenance.html
高経年化と老朽化 > 原子力発電所の寿命って、どれくらいなの？（原子力安全基盤機構）
http://www.jnes.go.jp/tokushu/keinen/grandmother/01.html
原子力発電所も定期的に維持管理をしなければ、設備や機器は次第に「老朽化」してしまいます。しかし、必要に応じて最新の技術が導入された設備や機器に取り替えることなどによって、原子力発電所全体として必要な機能や性能を維持していくことができます。この事から原子力発電所における時間の経過に「高経年化」という言葉を使い機能や性能の劣化という意味合いを含んだ「老朽化」とは区別します。
圧力容器や格納容器も取替える？
福島第一原発の圧力容器や格納容器を取り替えていれば…
原発事故 そこが知りたい 老朽化した炉の危険（日本共産党）
http://www.jcp.or.jp/akahata/aik11/2011-04-20/2011042016_01_0.html
老朽化原発の脆性破壊は巨大事故になる:小林圭二氏
http://blogs.yahoo.co.jp/noayt777/25064122.html
圧力容器が破壊された老朽原発
http://wired.jp/wv/2011/03/28/%e5%9c%a7%e5%8a%9b%e5%ae%b9%e5%99%a8%e3%81%8c%e7%a0%b4%e5%a3%8a%e3%81%95%e3%82%8c%e3%81%9f%e8%80%81%e6%9c%bd%e5%8e%9f%e7%99%ba/
2003年に原子炉の圧力容器上蓋に穴が開いた米国のデービス・ベッセ原発は、1960年代〜70年代に建設された「老朽原発」の例だが、福島原発は5機ともが同様の「老朽機」だ。一方、オーストリアの気象当局は、福島原発から大気中に放出された放射性物質の量は、チェルノブイリをすでに超えているとの見方を示したと報道されている。…
応力腐食割れ評価手法の高度化
http://nisaplm.jp/html/04_reserch/04_01_06_scc3A.html
鍛えると硬くなるけど、もろくもなるという金属の話
http://d.hatena.ne.jp/musikusanouen/20110702/1309570590
鋼鉄でできた原子炉の圧力容器は、加熱したり冷めたりを繰り返すことで脆化を起こしています。さらに原子炉の場合は、中性子が掃射されることによる中性子照射による脆性劣化という現象が加わります。そして、東大の井野教授が中性子照射劣化による全国の原子炉脆化のワースト７というのをあげていて、その1位が玄海原発だったりします。
水で急激に冷やされると、脆化した金属はパリンとガラスのように割れてしまうことがあります。関西電力の社長は「原子炉容器はテポドンが当たっても大丈夫」と豪語しましたが、緊急冷却装置が働き、水で急冷されることで原子炉容器は破断の恐れがあるのです。福島でもそれを恐れて、急冷できず大惨事につながったとの見方もあります。そして、緊急冷却装置が働いた際、圧力容器が割れるという大惨事が起こる可能性が最も高いと指摘されている玄海原発がいま、再稼動されようとしているのです……。
延性－脆性遷移温度の上昇
http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/mre/study/content/rad-damage/dbtt.htm
運転時の炉内の温度は加圧水型で290～330℃、沸騰水型で280～290℃になります。実際に原子炉が制御不能になってECCSが働いたとした場合、炉内の温度は急激に室温付近まで冷やされるため熱応力が発生します。その際に、延性－脆性遷移温度が室温付近まで上昇していた場合、圧力容器鋼に破損が生じ、内部の放射性物質が外に漏れる可能性が出てきます。
原発老朽化による『脆性破壊問題』ワーストランキング7
http://blogs.yahoo.co.jp/ta1tataro/5291678.html
カスケード損傷
http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/mre/study/content/rad-damage/cascade.htm
原子炉の炉心、あるいはその周辺で使用される金属材料は、原子炉運転中に生じる中性子などの放射線のエネルギーが十分に高い場合、入射粒子との衝突によって結晶中の原子が正規の格子配列からはじき出されることが起こります。結晶格子配列中に欠陥を生じ、照射脆化などの材料の機械的性質の劣化をもたらします。原子炉材料を始めとして、加速器や宇宙船など放射線影響下で使用される機械に用いられる構造材料はこのように照射損傷による劣化も考慮に入れなければならない点で通常の工業材料と異なっています。
照射硬化
照射硬化による破断伸びの減少
http://www.rri.kyoto-u.ac.jp/mre/study/content/rad-damage/irr-hard.htm
中性子照射によって金属材料中に欠陥が過剰に生成すると、降伏応力が増加して加工硬化率が減少し、材料の破断までの最大伸びが減少します。これを、照射硬化(irradiation hardening)と呼びます。
照射クリープ
加圧水型原子炉容器炉内構造物の照射クリープおよびIASCC発生予測方法の研究
http://www.jstage.jst.go.jp/article/qjjws/23/1/77/_pdf/-char/ja/
加圧水型原子力発電設備（以下PWR）においては，原子炉容器内部で燃料を保持する炉内構造物のバッフルフォーマボルト等で，長時間の中性子照射による金属組織の変化
により応力腐食割れ（照射誘起型SCC，Irradiation AssistedStress Corrosion Cracking，以下IASCC）を起こすことが知られており，経年変化の予測手法の確立が望まれている。これまでに損傷の報告があるのは海外でのバッフルフォーマボルトの事例であるが，バッフルフォーマボルトと同様の経年変化を起こすものにバレルフォーマボルトや炉心そう
があげられている。特に炉心支持構造物である炉心そうの溶接部の保全の必要性を判断することは，プラント全体の健全性を維持する上で重要性が高い。
現在，溶存酸素、溶存水素、温度等を模擬した環境下での照射後材料データの取得が国，民間で鋭意進められているが，高中性子照射材料の作成，データ取得は容易ではなく，詳細なデータが得られるまでまだ時間を要する状況にある。
クリープとは
http://www.mterm-pro.com/machine-yougo/strength-materials/creep.html
クリープ現象とは、材料に荷重を加えたときに、時間とともに変形が増大していく現象のことをいいます。
軽水炉における照射誘起応力腐食割れ
http://www.rist.or.jp/atomica/data/dat_detail.php?Title_Key=02-07-02-21
照射誘起応力腐食割れ
http://www.rist.or.jp/atomica/dic/dic_detail.php?Dic_Key=1799
川内原子力発電所１号機 蒸気発生器伝熱管（細管）損傷発生箇所概要図
http://www.kyuden.co.jp/press_030515-2.html
浜岡原発事故の警鐘
http://homepage3.nifty.com/ksueda/hamaoka.html
原子力事故
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E5%8E%9F%E5%AD%90%E5%8A%9B%E4%BA%8B%E6%95%85
