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原子炉用黒鉛構造部材の受入れ検査

Acceptance test of graphite components in nuclear reactor

石原 正博 ; 塙 悟史 ; 伊与久 達夫; 塩沢 周策

Ishihara, Masahiro; Hanawa, Satoshi; Iyoku, Tatsuo; Shiozawa, Shusaku

現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950$$^{circ}C$$の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。

no abstracts in English

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