The fracture toughness measured on sensitized 304 stainless steel in simulated reactor water

中島 伸也; 嶋 誠之*; 中島 甫; 近藤 達男

Nucl.Eng.Des., 93, p.95 - 106, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(86)90197-4

周知のごとく軽水炉の配管破断は冷却水喪失事故に繋がる大きな問題の1つである。この配管の破壊においてどのような配管材料の課題が内在するかを知ることは軽水炉の安全上重要な要素になる。そこで、特に溶接部熱影響部と冷却水の相互効果に着目し304ステンレス鋼を近似冷却水中で破壊靭性を調べた。破壊靭性は従来大気中で試験する事になっているが、本実験は近似環境中でおこなった最初のものである。その結果、破壊靭性は冷却水の影響を受け、特にき裂先端の変形に伴うエネルギ変化率,冷却水温度,酸素に大きく依存して低下することが知られた。その原因は粒界型応力腐食割れが挙げられる。そのため配管破断、とりわけき裂抵抗性評価に当っては、その荷重負荷速度,材料,冷却水環境の各条件を十分考慮する必要性を初めて指摘した。

BWR格納容器および原研モデル格納容器に関するヨウ素の気液分配

田中 貢; 三森 武男

JAERI-M 7482, 50 Pages, 1978/01

JAERI-M-7482.pdf:1.12MB

軽水型発電炉には格納容器スプレイ系が設けられ、冷却材喪失事故時に格納容器内の水蒸気を冷却凝縮させて内圧を減ずるとともに、気相中の放射性物質を水洗除去することによって、原子炉から大気中への放射性物質の放出を極力防止している。格納容器スプレイ効果に関する実証的試験を実施するに際し、BWR格納容器内気相ヨウ素のスプレイによる水洗除去効果に関する解析、および原研モデル格納容器試験装置に対する予備計算を、計算コードSPINKLEを作成して行った。その結果、(1)格納容器スプレイの有効性(2)格納容器からのヨウ素の漏洩に対する平衡域の支配性(3)格納容器スプレイ開始より平衡状態到達までの時間(4)格納容器内の平衡気液分配係数について定量的な値が得られた。