原田 雄平; 丸山 結 
; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保 ; 日高 昭秀 
; 橋本 和一郎; 杉本 純
Harada, Yuhei; Maruyama, Yu; Maeda, Akio; Shibazaki, Hiroaki*; Kudo, Tamotsu; Hidaka, Akihide; Hashimoto, Kazuichiro; Sugimoto, Jun
軽水炉のシビアアクシデントの高圧シーケンス時には、炉心から流入する高温気体からの熱移行と炉心から放出・移行して沈着した核分裂生成物の崩壊熱により軽水炉冷却系配管が熱負荷を受ける可能性がある。そこで、軽水炉冷却系配管の耐破損特性を明らかにすることを目的に、配管破損試験とともに配管材料の高温引張とクリープ破断試験並びに金相試験を実施した。各種配管材料に対して800
C以上では、0.2%耐力はアレニウスの式により表現できる。SUS316ステンレス鋼に対して800~1,150Cでは、修正ノルトン則を用いた高温・短時間のクリープ破断時間の予測式は、実験値と良く一致する。これは、修正ノルトン則では析出物の形成と再固溶の高温強度への効果を考慮しているからである。軽水炉のシビアアクシデントを想定した高温・短時間の配管破損条件下の挙動は、0.2%耐力を用いた流動応力破損モデルを支持した。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 36 |
号 |
: | 10 |
ページ数 |
: | p.923 - 933 |
発行年月 |
: | 1999/10 |
キーワード |
: | 軽水炉; シビアアクシデント; 原子炉冷却系配管; ステンレス鋼; 炭素鋼; 0.2%耐力; 流動応力; クリープ破断強さ; 組織変化; 配管破損 |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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パーセンタイル：28.69 分野：Nuclear Science & Technology |
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