Evaluation of high temperature tensile and greep properties of light water reactor coolant piping materials for severe accident analyses

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.518 - 529, 2000/06

https://doi.org/10.3327/jnst.37.518

シビアアクシデントに関する解析的研究によれば、PWRの1次系高圧シーケンス時には、原子炉冷却系配管が原子炉圧力容器よりも先に破損する可能性が指摘されている。このため、事故進展を予測するためには実機の配管挙動を精度良く評価する必要があり、実機配管材料の高温強度のモデル式が重要となる。そのために配管材料であるSUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼の800以上の高温領域の0.2%耐力と引張強さに対して、金相試験などに基づき、微小な析出物の形成による強度の増加を考慮した絶対温度逆数の2次式を作成した。また、本配管材料の高温下の短時間クリープ破断時間と最小クリープ速度に対して、析出物の形成とこれらの再固溶のクリープ強度への影響を考慮した修正Norton則を適用して、従来のLarson-Miller法よりも精度の向上したモデル式を作成した。さらに、最小クリープ速度と応力の関係及び歪み速度と0.2%耐力ならびに引張強さの関係から、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

短期過大負荷を伴う条件下におけるニッケル基耐熱合金ハステロイXRのクリープ特性

辻 宏和; 田辺 龍彦*; 中曽根 祐司*; 中島 甫

JAERI-M 93-144, 69 Pages, 1993/07

JAERI-M-93-144.pdf:1.74MB

高温工学試験研究炉の高温構造用部材として開発したハステロイXRを供試材料として、一連の荷重一定クリープ試験、短期過大負荷を伴うクリープ試験を900~1000C域の高温ガス炉1次冷却材模擬ヘリウムガス中で行った。短期過大荷重の水準は、高温工学試験研究炉高温構造設計方針に定められたハステロイXRの設計応力強さSmとし、その負荷時間は、1回当たり30秒とした。5~6回程度の過大負荷は、最小クリープ速度及び3次クリープ開始時間のいずれにも本質的な変化を与えなかった。また、10回程度の過大負荷は、クリープ破断時間及びクリープ破断伸びのいずれにも本質的な変化を与えなかった。これは、設計応力強さSmの設定が妥当であったことを示唆している。