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関 正之; 木原 義之; 皆藤 威二; 塚田 竜也*; 本木 和彦*; 平子 一仁*
Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/12
原子力機構では、高速炉における集合体平均150GWd/tの燃焼度を達成するために、耐スエリング性と高温強度に優れた酸化物分散強化型被覆材(ODS鋼)の開発を進めている。ODS鋼の端栓溶接に際しては、従来のTIG溶接のような融接法では溶融部にポロシティーが生じて必要な溶接強度が得られないことから、固相溶接法の一つである加圧抵抗溶接法の開発を行っている。また、溶接部における残留応力の緩和のために溶接部熱処理装置及び溶接部の健全性確認のために超音波探傷装置の開発も合わせて実施している。本報告は、これら装置の特徴と溶接強度及び原子炉を用いた照射試験結果についてまとめて報告するものである。
元木 保男; 羽田 一彦; 西口 磯春*; 馬場 治
JAERI-M 91-056, 44 Pages, 1991/03
高温工学試験研究炉の第1種機器のボルト等と炉心支持構造物のボルト等及び拘束バンドの高温構造設計に適用するために構造の規格を作成した。この構造の規格は通商産業省告示第501号、ASME B&PV Code Sec.III Div.1,ASME B&PV Code Case N-47,N-253-4及び「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」を参考にしている。本報告書においては、使用材料の材料特性を検討するとともに、構造の規格を作成するに当たっての基本的な考え方を明らかにしている。規格の作成に当たり、使用条件の特徴である以下の項目を考慮している。・使用材料はボルト鋼のJIS SNB16とオーステナイト系ステンレス鋼のJIS SUS316である。・高温工学試験研究炉におけるヘリウム環境及び中性子照射効果は、これ等の材料強度にほとんど影響を与えない。・ボルト等及び拘束バンドは、通常運転時には非クリープ温度域で使用される。
羽田 一彦; 元木 保男; 馬場 治
JAERI-M 90-148, 231 Pages, 1990/09
本報告書は、「高温工学試験研究炉第1種機器の高温構造設計方針」で用いている設計応力強さ等の材料強度基準等の作成方法を定め、この方法に基づいて、「高温工学試験研究炉高温構造設計方針材料強度基準等」を作成したものである。材料強度基準等を定めている材料は、21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材、ハステロイXR並びにオーステナイト系ステンレス鋼のSUS321TB及びSUS316である。21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材及びオーステナイト系ステンレス鋼については、高速原型炉「もんじゅ」用に定めた「高速原型炉高温構造設計方針材料強度基準等」を準用した。ハステロイXRについては、材料特性を十分に検討して新たに作成方法を定めた。特に検討した項目は、引張特性に関しては、高温で生ずる動的再結晶に対する基本的な対策、クリープ特性はクリープ式の作成方法等である。
関 正之; 木原 義之; 平子 一仁*; 本木 和彦*; 塚田 竜也*
no journal, ,
酸化物分散強化型(ODS)鋼被覆管の接合技術として、加圧抵抗溶接法の開発を行っている。加圧抵抗溶接部に発生する接合欠陥は、接合境界部に間隙を有する剥離欠陥が主であり、この剥離欠陥の許容寸法を明確にするため、人工的に剥離欠陥を製作し、剥離欠陥部から破壊させることができる試験検査法の選定及び剥離欠陥寸法と強度について試験を行ったので報告する。
関 正之; 木原 義之; 塚田 竜也*; 本木 和彦*; 平子 一仁*
no journal, ,
加圧抵抗溶接(PRW)装置を用いて被覆管と端栓を接合した接合境界部に発生する接合欠陥を人工的に製作し、人工欠陥寸法等をパラメータとした曲げ疲労試験を行い、欠陥寸法と接合強度について評価した。
