原子炉黒鉛構造物の残留応力及び酸化劣化の評価技術開発

Development of evaluation techniques for residual stress and oxidation damage on graphite components in nuclear reactors

柴田 大受 ; 角田 淳弥 ; 塙 悟史 ; 多田 竜也; 沢 和弘; 伊与久 達夫

Shibata, Taiju; Sumita, Junya; Hanawa, Satoshi; Tada, Tatsuya; Sawa, Kazuhiro; Iyoku, Tatsuo

超高温ガス炉(VHTR)の炉内黒鉛構造物の寿命期間に影響する残留応力と酸化劣化の影響を評価する技術として、微小硬度計による圧子の押込み特性と超音波伝播特性の適用性について検討を行った。試験には原子炉級の等方性黒鉛IG-110を用いた。高温・中性子照射により生じる残留応力を模擬するため試験片に水平方向から圧縮応力を加え、微小硬度計により垂直方向に圧子の押込み特性を取得した。圧縮ひずみにより圧子押込み深さが小さくなり、圧子の押込み特性は圧縮応力状態を評価するうえで有効であることを示した。また、IG-110黒鉛試験片を500Cで酸化させ、超音波伝播特性(1MHz,縦波)を取得した。音速は酸化に伴い減少し、その傾向を多孔質セラミックスに対する超音波伝播モデルで解析的に評価できることを示した。この結果から、超音波伝播特性により酸化状態を評価することのできる見通しを得た。今後、これらの評価技術について最適な測定条件を確立し、評価モデルの開発を行い大型の黒鉛構造物への適用性を検証する計画である。

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