軽水炉の安全な長期運転を目指して

The Overview of research aimed at safe long-term operation of Pressurized Water Reactors

岩田 景子 ; 端 邦樹 ; 山口 義仁 ; 高見澤 悠 ; 河 侑成  ; 下平 昌樹 ; 外山 健

Iwata, Keiko; Hata, Kuniki; Yamaguchi, Yoshihito; Takamizawa, Hisashi; Ha, Yoosung; Shimodaira, Masaki; Toyama, Takeshi

原子力機構安全研究センター経年劣化研究グループでは健全性評価や経年劣化評価手法の信頼性向上及び発電用原子炉に対する規制活動における技術的判断等に資することを目的として、原子炉圧力容器や配管等を対象とした材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ等)等に関する研究を実施している。原子炉圧力容器の照射脆化と健全性評価に関する研究では、確率論的破壊力学解析により、加圧熱衝撃時の原子炉圧力容器の破損確率を定量的に評価した。また有限要素解析を用いた微小試験片技術に関する研究では、破壊靭性試験方法の規格で定められる亀裂形状に関する規定について微小試験片に対応する亀裂湾曲を想定したモデルを有限要素解析により評価し、破壊靭性評価結果に及ぼす影響の大きさを検証した。原子炉配管等に関する研究では配管溶接時の入熱等の溶接条件が及ぼす溶接残留応力分布や硬さ分布を実験と有限要素解析の両面から評価した。また炉心からの中性子照射を長期間受ける構造材料の経年劣化事象を適切に評価するための技術基盤の整備や知見の拡充を目的として、材料照射試験設備の整備を進めている。JRR3にて実際に照射を実施し、現在照射後試験をWASTEFにて継続中である。

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