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JRR-3高性能減速材容器の強度評価,2

Strength evaluation of JRR-3 high-performance moderator vessel for cold neutron beam, 2

新居 昌至 ; 田村 格良  ; 米田 政夫   ; 峯島 博美

Arai, Masaji; Tamura, Itaru; Komeda, Masao; Mineshima, Hiromi

既存のJRR-3冷中性子発生装置(CNS)に使用されている減速材容器は、ステンレス鋼(SUH660)を材質とした水筒形である。JRR-3ではビーム強度を増強させるため、減速材容器の材質をアルミニウム合金(A6061)に形状を船底形に変更した高性能減速材容器の開発を行っている。既に、この減速材容器にかかる最高使用圧力(内圧0.45MPa)における強度解析の結果から、設計強度は「試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準」に適合することを確認している。今回は、強度解析の結果と試験体を使用した水圧試験の結果を比較するとともに、最高使用圧力の1.5倍の圧力(内圧0.675MPa)が要求される技術基準の耐圧試験について評価した。その結果、実測値と計算値は同様の変形挙動を示し、解析手法が適切であることを確認した。また、内圧が0.55MPaを超えると容器の発生応力は局所的に0.2%耐力を超えるが、漏えいを生じる有意な変形には至らないことを確認した。

Existing moderator vessel for JRR-3 cold neutron source (CNS) facility is ovoid shape with stainless steel. In order to increase the intensity of cold neutron beam, we are developing high-performance moderator vessel which is new boat-bottom shape with aluminum alloy. The strength analysis of new moderator vessel has been evaluated by nonlinear finite element analysis code ABAQUS bellow maximum allowable working pressure, and the results met the technical criterion required by the national law. The validity of a result was confirmed by the hydraulic pressure test used by the test moderator vessel. Additionally, strength analysis in 1.5 times pressure (internal pressure about 0.675 MPa) of maximum allowable working pressure was carried out for the pressure proof test of the technical criterion and the soundness of new moderator vessel was newly studied.

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