Reactor pressure vessel design of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.103 - 112, 2004/10

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2004.07.015

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mmの鋼製圧力容器である。HTTRの原子炉圧力容器の通常運転時温度は約400Cであるため、軽水炉圧力容器用合金鋼よりもクリープ強度に優れた2 1/4Cr-1Mo鋼が、原子炉圧力容器用材料として、日本で初めて採用されている。この温度では、鋼材の熱脆化が問題となるため、独自に高温ガス炉仕様を定め、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量化学成分を制限している。本論文は、HTTRの原子炉圧力容器の設計(特に、材料),製作,試験,供用期間中検査等についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

Design and fabrication of reactor pressure vessel for High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Elevated Temperature Design and Analysis, Nonlinear Analysis, and Plastic Components, 2004 (PVP-Vol.472), p.39 - 44, 2004/07

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mm(胴部)160mm(上鏡)の縦置円筒型圧力容器である。HTTRの原子炉入口冷却材温度は軽水炉よりも高温となるため、原子炉圧力容器材料として、2 1/4Cr-1Mo鋼が選ばれている。原子炉圧力容器の照射量は、110n/cm(E1MeV)以下と予測されているため、照射脆化は無視できるが、熱脆化について考慮する必要がある。HTTRでは、原子炉圧力容器の脆化低減対策として、J-factor及びX-barの脆化パラメーターを用いて、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量不純物成分を制限している。本報は、HTTR原子炉圧力容器の設計,製造,供用期間中検査技術等についてまとめたものである。

高温工学試験研究炉(HTTR)内炉心支持黒鉛構造物の供用期間中検査装置の開発

角田 淳弥; 塙 悟史; 菊地 孝行; 石原 正博

JAERI-Tech 2003-023, 37 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-023.pdf:7.79MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてのTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。そこで、平成8年9月から平成10年6月にかけて視検査に用いる供用期間中検査装置の開発を行った。また、開発した検査装置を用いて炉心支持黒鉛構造物の初期据え付け時における目視検査を行った。その結果、TVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査で、鮮明な画像が得られることを確認するとともに、炉心支持黒鉛構造物の初期据付時の健全性を確認した。

Ultrasonic signal characterstics by pulse-echo technique and mechanical strength of graphite materials with porous structure

柴田 大受; 石原 正博

Nuclear Engineering and Design, 203(2-3), p.131 - 141, 2001/01

多孔質セラミックスについて、気孔での超音波の反射特性を考慮して、反射法における超音波伝播モデルを開発した。このモデルでは、超音波の減衰要因として拡散と散乱による損失を扱うことが可能である。このモデルの妥当性を原子炉級黒鉛の超音波特性の試験データにより検証した。また、このモデルを用いて、超音波信号から多孔質セラミックスの機械的強度を評価する新たな手法を提案した。この方法の妥当性を高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内黒鉛構造物の受け入れ検査における試験データを用いて検証した。さらに、高温ガス炉の炉内黒鉛構造物の供用期間中検査(ISI)へのこの評価手法の適用についての提案した。