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The HTTR reactor pressure vessel and its integrity against a PTS event

HTTR原子炉圧力容器鋼材の破壊靱性試験及び加圧熱衝撃解析

栗原 良一

Kurihara, Ryoichi

日本原子力研究所で建設中の高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器はHTTRプラントの中でも重要な機器であり、高温強度特性を有し、非原子力の産業界において多くの実績を有する21/4Cr-1Mo鋼製である。HTTR原子炉圧力容器に使われる実鋼材を製造する前に、実鋼材と同じ方法で先行試作材を製造し、母材及び溶接材の材料強度データを得るために多くの試験を実施した。圧力容器冷却パネルの管が破断し、0.5MPa圧力40$$^{circ}$$C温度の冷却水が約400$$^{circ}$$Cに熱せられた圧力容器の外壁に飛散した場合を想定し、加圧熱衝撃(PTS)事象による容器壁に生じる応力分布が有限要素法コードを用いて計算できた。本論文は先行試作材の材料試験から得られた試験結果の一部を報告するとともにPTS事象下のHTTR圧力容器の健全性を明らかにするために、軽水炉圧力容器に対して開発された方法により求めた評価結果を報告する。

no abstracts in English

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分野:Nuclear Science & Technology

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