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高温構造設計高度化研究; 平成15年度共同研究報告書

Study on Advanced Structural Design for Commercialized Fast Breeder Reactors

森下 正樹; 青砥 紀身; 笠原 直人; 浅山 泰; 井上 和彦*; 柴本 宏*; 田中 良彦*

Morishita, Masaki; Aoto, Kazumi; Kasahara, Naoto; Asayama, Tai; Inoue, Kazuhiko*; Shibamoto, Hiroshi*; Tanaka, Yoshihiko*

核燃料サイクル開発機構(JNC)と日本原子力発電(原電)では,安全性と経済性こ優れた実用高速炉プラント概念の構築を目的として「高速増殖炉サイクル実用化戦略調査研究」を実施している。ここでは,高温構造設計の高度化,新材料の採用,ならびに3次元免震が経済性向上のためのシステム改善方策の枢要技術として挙げられている。そこで,JNCと原電は,平成12年度より,高温構造設計手法高度化と3次元免震開発に関する共同研究を開始した。本報告書はそのうち,高温構造設計手法高度化に関する平成15年度の成果をとりまとめたものである。なお,本成果のなかには,原電が経済産業省より受託し,JNCがその実施に協力した,高速増殖炉技術確証試験の成果が含まれている。本研究は,その内容を(1)実用化構造設計基準,(2)新材料の基準化,及び(3)システム化規格,の3つのスコープに整理して進めた。本年度の成果を要約すると,以下のとおりである。 (1)実用化構造設計基準の検討 -破損クライテリアの高度化に関し,合理的な試験方法によりラチェット疲労試験を継続した。クリープ設計域設定法,1次応力の影響評価法の適用性について検討評価した。 -非弾性設計解析に関する指針に関し,保守的な設計用電中研モデルも採用することとし開発に着手した。負荷履歴の影響に関する解析評価,非弾性解析に対応した保守的なクリープ疲労損傷評価法の開発を行った。指針検証のため構造物モデル試験を継続した。本指針の策定方針,記載頃目も検討した。 -熱荷重設定に関する指針に関し,サーマルストライピング評価法など合理的な熱荷重設定法の指針化検討を進めた。厳しめの熱荷重・高応力部位を把握するスクリーニング手法を開発し,妥当性を確認した。 (2)新材料の基準化の検討:-候補仕様材(W中添加,W無添加)について,長時間時効を含む各種強度特性試験,微視的組織観察,析出相の組成分析等を体系的に実施し,その結果を既存火力用の12Cr鋼データと比較評価して,FBR用材料として適切と考えられる組成範囲を提案した。 -上記候補仕様材に対する溶接侯補材及びそれを用いたTIG溶接継手について,時効前後の硬さ試験,衝撃・引張特性を評価する短時間強度試験を実施し母材と遜色ない特性を有してしていることを確認した。-材料強度基準試案に含まれる基礎的材料特性こついて調査を行い,FBR構

Japan Nuclear Cycle Development Institute (JNC) and Japan Atomic Power Company(JAPC) launched joint research programs on structural design and three-dimensional seismic isolation technologies, as part of the supporting R&D activities for the feasibility studies on commerdalized fast breeder reactor cycle systems. A research project by JAPC under the auspices of the Ministry of Economy, Trade, and Industry (METI) with technical support by JNC is included in this joint study, This report contains the results of the research on the structural design technology. The research scope was identified as (1) FDS(FBR Design Standard), (2) Standardization of new material, and (3)System Based Code for Integrity, and the results of this year's studies are summarized as follows. (1)FDS (FBR Design Standard) * As for failure criteria, ratcheting-fatigue tests were continued. Applicability of rational settling method on creep design regime was evaluated and evaluation method of primary stress was studied. * As for a guideline on inelastic analysis for design, development of conservative detail modle (CRIEPI model for design) is underway. Loading history effect was evaluated through analysis. Conservative evaluation method of creep-fatigue damage coped with inelastic analysis was also developed. Aiming for verification of the guidline, structure model test simulated sodium surface level of reactor vessel is continuing. Policy and items of the guideline were studied. * As for a guideline on thermal loads modeling for design, provisions of the guideline on rational settling method of thermal striping loads were discussed. Screening method to grasp severe thermal load and parts in higher stress was developed. (2)Standardization of new material * As for candidate 12-chromium stainless steel (added tungsten, non-added tungsten), that is expected to improve strength of components of commercialized fast reactor, short and medium-term strength tests (including long-term aged test piece), ob

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