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「常陽」炉外材料照射装置(EXIR)による照射報告

Irradiation report of the Ex-vessel irradiation rig (EXIR) in JOYO

安 哲徳; 寺門 誠一*; 揃 政敏; 片岡 一; 高津戸 裕司; 宮川 俊一

Yasu, Tetsunori; not registered; Soroi, Masatoshi; not registered; not registered; Miyakawa, Shunichi

炉外材料照射装置(EXIR:Ex-Vessel Irradiation Rig)は、高速実験炉「常陽」の安全容器内において、原子炉容器等の構造材料の中性子照射下における単軸クリープ破断強度試験を行うことを目的に開発した、オンライン計測・制御型の照射装置である。EXIRを用いた照射試験は、平成6年8月の第29サイクルから開始し、平成9年3月の第30サイクルにおいて2つの試験片の破断が検出されたため、照射試験を終了した。照射試験において、試験片の温度、引張荷重、変位データを取得した。本照射試験を通じて、確認したEXIRの性能および試験片の変位データは、以下のとおりである。(1)温度制御原子炉運転中において試験片の温度を一定に保持することができた。試験片の温度は、設定温度$$pm$$2$$^{circ}C$$の範囲内に保持されており、目標とした制御精度$$pm$$3$$^{circ}C$$を十分満足する性能であった。(2)引張荷重制御荷重の負荷期間中における引張荷重の制御は、設定荷重値に対して$$pm$$8.8Nの範囲内に保持されており、制御精度$$pm$$29.4Nを十分満足する性能であった。(3)変位計測高速炉用構造材料であるSUS316FR鋼について、中性子照射下における単軸クリープ破断強度試験を行い、その変位データを取得した。変位データの解析は、今後実施される照射後試験結果と合わせ、別途報告される。

The EX-vessel irradiation Rig (EXIR) is the on-line measurement and control irradiation equipment. It was developed to test uniaxial creep rupture strength of the reactor structural material under neutron irradiation condition, and installed between reactor guard vessel and safety vessel of the Experimental Fast Reactor "JOYO". The irradiation test using EXIR started at the 29th operation cycle in August 1994, and finished at the 30th operation cycle in March 1997 since the burst signals of two test pieces were detected. Through this irradiation test, performance of EXIR are confirmed and in reactor creep data on SUS316FR were obtained. The results are summarized as follows. (1)Temperature Conditions. The Temperature of the test pieces was controlled so as to be constant during the reactor operation. Its deviation from target temperature was recorded within $$pm$$2$$^{circ}$$C, which sufficiently outperformed the designed accuracy of $$pm$$3$$^{circ}$$C. (2)Tensile load Conditions. The control of the tensile load was retained in $$pm$$8.8N range for the set load value, and it was the performance which sufficiently satisfied control precision $$pm$$29.4N. (3)Displacement Result. On SUS316FR which was the structural material for fast reactor, uniaxial creep rupture strength test under the neutron irradiation was carried out, and the displacement data were acquired. The analysis of the displacement data will be reported after post irrdiation experiment.

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