新型転換炉実証炉圧力管ロールドジョイント部健全性確認試験 (昭和63年度)

ATR Demonstration reactor integrity verification test for the pressur tube rolled joint portion (Fiscal 1988)

揖場 敏; 小池 通崇; 浅田 隆; 菊池 晧; 亀井 満

not registered; not registered; not registered; not registered; not registered

新型転換炉実証炉の圧力管ロールドジョイント部は,残留応力軽減のため「ふげん」から一部構造を変更している。このため,実機模擬運転条件下で圧力管ロールドジョイント部の健全性を確認するため低温保持試験及び熱サイクル試験を行った。また,高温での圧力管ロールドジョイント部の強度を確認する高温強度試験のための試験体製作を行った。(1)定温保持試験実機模擬試験条件下(圧力:約75Kg/cm2,温度:約280度C)で,2033時間(JP-3試験体通算試験時間:430時間,JP-4,JP-5試験体通算試験時間:9533時間)迄の耐久試験を行ったあと,ヘリウムリーク試験を行い十分な気密性が保持されていることを確認した。このことより,運転初期に大きくあらわれるリラクゼーションによって生じる残留応力の低減は,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。(2)熱サイクル試験 試験前(累積60回の熱サイクル負荷)及び80回(累積140回)の熱サイクルを加えたあと,ヘリウムリーク試験と超音波深傷試験を行い十分な気密性の保持及び顕著なき裂の進展の無いことを確認した。このことより,供用期間中に想定されている熱サイクル回数:140回は,供用期間中に想定されている水素濃度200ppmの圧力管においても,き裂の進展に影響を与えず,また,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。

The structure of the pressure tube rolled joint portion for the ATR Demonstration Reactor is somewhat changed from that for Fugen, in order reduce the residual stress around the portion. Therefore, Constant Temperature Endurance Test and Thermal Cycle Endurance Test have been conducted under the reactor operating conditions except irradiation to examine the rolled joint integrity. (1)Constant Temperature Endurance Test. In fiscal 1988, Constant Temperature Endurance Test have been performed in the Component Test Loop for 2,033 hours under the reactor operating conditions (pressure 75kg/cm, temperature 280C) for the JP-3 specimen (total testing period 4,033 hours) and the JP-4, JP-5 specimens (total testing period 9,533 hours). After the endurance test it was found by the helium leak test that the rolled joint tightness was maintained enough. Therefore, it was confirmed that the reduction of the residual atress at the rolled joint portion which occurred at the initial stage of the operation did not affect the rolled joint tightness. (2)Thermal Cycle Endurance Test. The helium leak test and the ultrasonic flaw detection test were performed before and after Thermal Cycle Endurance Test (the unmber of thermal cycle increaced from 60 times to 140 times in fisical 1988), of which results showed the integrity of the rolled joint tightness and no crack propagation near the rolled joint portion. Therefore, it was confirmed that 140 times thermal cycle which was the design value for the reactor life of 30 years did not affect the rolled joint tightness and the initiation and propagation of a crack even for the specimen with 200 ppm hydrogen.