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報告書

Report on survey on international hub

海老澤 宏文; 星野 淳子; 橋本 和一郎; 岡田 漱平

JAEA-Review 2011-016, 54 Pages, 2011/06

JAEA-Review-2011-016.pdf:5.94MB

日本原子力研究開発機構(以下、「原子力機構」)では、世界各国からの研究者・技術者等の受入の拡大等を目指すべく国際拠点化を推進している。平成22年度から、国際拠点化をさらに推進するべく「国際拠点化推進委員会」の設置を予定しているが、同委員会における審議検討を実り多いものとするため、海外の研究機関の先進的な国際拠点化の取組状況を把握すべく、平成22年2月に欧州調査を実施した。調査対象は、CERN(欧州原子核研究機構),カダラッシュITER建設サイト,ラザフォード・アップルトン研究所(RAL)である。本報告書は、それぞれの施設における国際拠点化戦略,研究者・技術者等の受入れ及び管理,研究環境,居住環境・福利厚生,広報活動・地域との共生、に関して取りまとめたものである。

報告書

国際拠点化にかかわる調査報告書

海老澤 宏文; 星野 淳子; 橋本 和一郎; 岡田 漱平

JAEA-Review 2011-005, 52 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-005.pdf:4.21MB

日本原子力研究開発機構では、世界各国からの研究者・技術者等の受入の拡大等を目指すべく国際拠点化を推進している。平成22年度から、国際拠点化をさらに推進するべく「国際拠点化推進委員会」の設置を予定しているが、同委員会における審議検討を実り多いものとするため、海外の研究機関の先進的な国際拠点化の取組状況を把握すべく、平成22年2月に欧州調査を実施した。調査対象は、CERN(欧州原子核研究機構),カダラッシュITER建設サイト,ラザフォード・アップルトン研究所(RAL)である。本報告書は、それぞれの施設における国際拠点化戦略,研究者・技術者等の受入れ及び管理,研究環境,居住環境・福利厚生,広報活動・地域との共生に関して取りまとめたものである。

論文

Detection and activity of iodine-131 in brown algae collected in the Japanese coastal areas

森田 貴己*; 丹羽 健太郎*; 藤本 賢*; 葛西 広海*; 山田 東也*; 西内 耕*; 坂本 竜哉*; 牛堂 和一郎*; 田井野 清也*; 林 芳弘*; et al.

Science of the Total Environment, 408(16), p.3443 - 3447, 2010/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:66.17(Environmental Sciences)

日本沿岸域で採取した褐藻からヨウ素-131($$^{131}$$I)が検出された。褐藻は高い濃縮係数によって放射性核種を体内に蓄積することから、放射性ヨウ素の生物指標として広く使われている。測定された褐藻に含まれる$$^{131}$$Iの比放射能の最大値は0.37$$pm$$0.010Bq/kg-wetであった。本研究で採取したすべての褐藻からセシウム-137($$^{137}$$Cs)も検出された。これらの海藻における$$^{131}$$Iと$$^{137}$$Csの比放射能には相関はなかった。$$^{137}$$Csの比放射能は0.0034$$pm$$0.00075から0.090$$pm$$0.014Bq/kg-wetの範囲であった。褐藻中$$^{137}$$Csの低い比放射能と変動幅の少ない濃度から、$$^{137}$$Csのソースが過去の核実験であることを示唆している。原子力発電所や核燃料再処理施設は$$^{131}$$Iの汚染源であることは知られているが、$$^{131}$$Iが検出された海域と核関連施設が立地する地域との関連はなかった。$$^{131}$$Iが検出されたほとんどの海域は多くの人口を抱える大都市近傍であった。$$^{131}$$Iは医療の放射線診断や治療にしばしば用いられる。本研究結果から、著者らは褐藻から検出された$$^{131}$$Iのソースは、原子力発電施設起因ではなく、放射線治療行為によるものであると考えている。

報告書

原子力緊急時支援・研修センターの活動; 平成20年度

金盛 正至; 橋本 和一郎; 照沼 弘; 池田 武司; 大村 明子; 寺門 直也; 長倉 智啓; 福本 雅弘; 渡辺 文隆; 山本 一也; et al.

JAEA-Review 2009-023, 61 Pages, 2009/09

JAEA-Review-2009-023.pdf:8.49MB

日本原子力研究開発機構は、災害対策基本法及び武力攻撃事態対処法に基づき、「指定公共機関」に指定されており、国及び地方公共団体その他の機関に対し、災害対策または武力攻撃事態等への対処に関して、日本原子力研究開発機構防災業務計画及び国民保護業務計画に則り、技術支援をする責務を有している。原子力緊急時支援・研修センターは、緊急時には、全国を視野に入れた専門家の派遣,防災資機材の提供,防護対策のための技術的助言等の支援活動を行う。また、平常時には、我が国の防災対応体制強化・充実のために、自らの訓練・研修のほか、国,地方公共団体,警察,消防,自衛隊等の原子力防災関係者のための実践的な訓練・研修並びに原子力防災に関する調査研究を実施する。平成20年度においては、日本原子力研究開発機構の中期計画に基づき、おもに下記の業務を推進した。(1)国,地方公共団体等との連携を図った指定公共機関としての技術支援活動,(2)国,地方公共団体等の原子力防災関係者に対する研修・訓練,(3)原子力防災にかかわる調査・研究の実施及び情報発信,(4)国際機関と連携を図ったアジア諸国への原子力防災にかかわる国際貢献。

報告書

原子炉冷却系配管のクリープ挙動に関する解析的研究(委託研究)

宮崎 則幸*; 萩原 世也*; 茅野 栄一*; 丸山 結*; 橋本 和一郎*; 前田 章雄*

JAERI-Research 2001-047, 35 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-047.pdf:1.63MB

原子炉のシビアアクシデント時には、損傷炉心から流入する高温気体からの伝熱や核分裂生成物の崩壊熱によって原子炉冷却系配管が加熱されるが、内圧が高い場合には、高温での短時間クリープで配管が破損する可能性がある。このような配管の構造健全性評価のためには、従来ほとんど考慮されなかった第3期クリープ挙動をも考慮したクリープ構成式を用いて、精度の良い予測法を開発する必要がある。そのため、Kachanov-Ravotnovの等方性損傷理論を用いて第3期クリープ挙動を考慮したクリープ構成式を作成し、別途取得した実験データをもとに構成式の定数を決定するとともに、得られた構成式を用いて等温及び非等温の各クリープ条件で配管の局所有限要素法解析を行った。その結果、損傷変数によって内部損傷の定量評価が可能であり、特に、配管外壁から破損するという、円管を用いた配管高温負荷試験での結果を良く再現することができた。

論文

Creep failure of reactor cooling system piping of nuclear power plant under severe accident conditions

茅野 栄一; 丸山 結; 前田 章雄*; 原田 雄平*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 柴崎 博晶*; 湯地 洋子; 工藤 保; 橋本 和一郎*

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.107 - 115, 2001/06

高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性の評価を目的とした配管信頼性実証試験計画では、配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得している。試験と並行して、試験後解析は汎用有限要素法解析コードABAQUSを用いて行っている。原子力用SUS316冷間引抜管と蒸気発生器伝熱管を用いた試験の解析をまとめた。これらの解析では本計画で作成した3次クリープ域を考慮したクリープ構成式を用いた。冷間引抜管の試験結果とシェル要素を用いた3次元解析の結果は試験結果と比較して、外径増加量は過小評価となり、破断時間が長くなる傾向が見られた。シェル要素とソリッド要素を用いた2次元解析から、この差異はシェル要素に起因することがわかった。蒸気発生器伝熱管の解析では、ソリッド要素を用いた2次元解析を実施し、破断時間が実験結果と良く一致した。

論文

Revaporization of CsI aerosol in a horizontal straight pipe in a severe accident condition

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

Nuclear Technology, 134(1), p.62 - 70, 2001/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.59(Nuclear Science & Technology)

原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入そせたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。

報告書

Depressurization analyses of PWR station blackout with MELCOR 1.8.4

Antariksawan, A. R.*; 日高 昭秀; 森山 清史; 橋本 和一郎*

JAERI-Tech 2001-011, 116 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-011.pdf:4.02MB

PWRの全電源喪失事故(TMLB')では、高圧溶融物放出とそれに続く格納容器直接加熱により格納容器の健全性が脅かされることから、その防止・緩和対策として、一次系強制減圧が推奨されている。また、TMLB'では、一次冷却系ポンプのシール部が冷却不十分のために途中で破損する(ポンプシールLOCA; S3-TMLB')可能性がある。本報では、MELCOR 1.8.4コードを用いて行ったIndian Point 3号炉のTMLB'及びS3-TMLB'とその一次系減圧に関する解析結果について記述する。S3-TMLB'では、ポンプシールの破損タイミングによって事故進展が変化する。TMLB'中に加圧器逃がし弁を開放して減圧した場合の炉心損傷進展は、減圧しない時のそれとほぼ同じとなるが、安全弁も併せて開放すると、事故進展が約6000秒遅れた。

報告書

JASMINE-pro: A Computer code for the analysis of propagation process in steam explosions; User's manual

Yang, Y.; Nilsuwankosit, S.; 森山 清史; 丸山 結; 中村 秀夫; 橋本 和一郎

JAERI-Data/Code 2000-035, 86 Pages, 2000/12

JAERI-Data-Code-2000-035.pdf:4.01MB

蒸気爆発とは、高温液体が低温の揮発性液体にその内部エネルギーを与え、低温液が急速に蒸発して高圧を発する現象である。軽水炉の安全研究の分野では、シビアアクシデント時に圧力容器や格納容器の健全性を損なう恐れのある現象のひとつとして、溶融炉心と冷却材の接触による蒸気爆発がとりあげられ、研究されてきた。日本原子力研究所(原研)では、このような蒸気爆発が原子炉のバウンダリに及ぼす影響を評価するため、蒸気爆発解析コードJASMINEを開発した。JASMINEコードは、蒸気爆発の「粗混合」及び「伝播」過程を扱うJASMINE-pre及び-proの2つの部分から成るが、このうちJASMINE-proは、蒸気爆発伝播過程における伝熱流動現象を混相流の多流体モデルに基づいて解析するものである。本報告書は、JASMINE-proコードの使用法及び、ユーザーがコードの動作を理解するうえで必要な情報を提供するユーザーズマニュアルである。

報告書

Proceedings of the Workshop on Severe Accident Research, Japan (SARF-99); November 8-10, 1999, Tokyo, Japan

橋本 和一郎

JAERI-Conf 2000-015, 363 Pages, 2000/11

JAERI-Conf-2000-015.pdf:29.26MB

1999年11月8日から10日にかけて、ホテル・ラングウッドにおいて、シビアアクシデント研究ワークショップ(SARJ-99)が開催された。このワークショップには、12か国より156名の参加者があった。ワークショップでは、各国における研究の現状、溶融炉心/冷却材相互作用、事故解析及びモデリング、圧力容器内現象、アクシデントマネジメント、FP挙動、研究炉、格納容器内現象、構造健全性など、シビアアクシデントに関する実験及び解析を含む幅広い領域を対象として、合計46件の発表があった。パネルディスカッションでは、「シビアアクシデント研究成果の規制への反映: 現状と将来の展望」をテーマに、パネリスト及び会場の専門家により活発な討論が行われ、さまざまな意見や見解が交換された。

論文

溶融炉心/冷却材相互作用の解析コード開発

森山 清史; 丸山 結; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 加茂 英樹*; 大貫 晃; 秋本 肇

第7回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集 (00-11), p.451 - 456, 2000/11

JASMINE-preは、軽水炉シビアアクシデント時の水蒸気爆発における粗混合過程を解析するための伝熱流動シミュレーションコードである。本コードは、新たに開発した溶融物モデルを二相流解析コードACE-3Dと結合したものである。溶融物モデルは、溶融物ジェット、プール、液滴という3成分から成り、ジェットとプールは各々垂直方向及び半径方向の1次元モデル、液滴は粒子群を1つのラグランジュ粒子で表すグループ粒子モデルで記述している。本コードを用いて、低融点金属の溶融物ジェットを水プール中に落下させた実験(非沸騰条件)、及び、アルミナ溶融物ジェットを水プール中に落下させた実験(沸騰を伴う条件)のシミュレーションを行い、本コードがこれらの条件で溶融物ジェットの水プール中での分裂、粗混合領域の形成、デブリベッドの堆積を扱えることを確認した。

論文

Modeling of hot tensile and short-term creep strength for LWR piping materials under severe accident conditions

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

JAERI-Conf 2000-015, p.309 - 314, 2000/11

シビアアクシデントに関する解析的研究により、軽水炉の一次系高圧シーケンスにおいて、原子炉冷却系配管の破損は、原子炉圧力容器の破損より先に起こる可能性が示された。軽水炉冷却系配管材料の高温強度モデルの確立は、事故の進展を正確に予測し、配管挙動を評価するために重要である。材料試験に基づき、800$$^{circ}C$$以上における0.2%耐力と引張強さは、絶対温度の逆数の2次式で良く表される。ここで、配管材料は、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炭素鋼である。高温における短時間クリープ破断時間及び最小クリープ速度は、応力及び温度の関数として修正ノルトン則で良く表される。クリープデータと引張データから、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

論文

Studies on interaction between cesium iodide and type 316 stainless steel in WIND project

工藤 保; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 日高 昭秀; 中村 秀夫; 茅野 栄一; 湯地 洋子; 橋本 和一郎

JAERI-Conf 2000-015, p.216 - 221, 2000/11

シビアアクシデント時に損傷した炉心から発生する核分裂生成物(FP)化合物は、一次系配管を通過する際に、雰囲気中で分解または構造材と相互作用する可能性がある。FP化合物の分解または化学変化は、それらの性質を変えることであり、その後のFP再蒸発等の挙動に大きく影響を及ぼす。そこで、配管信頼性実証試験(WIND)では、模擬FP(ヨウ化セシウム等)と構造材(SUS316等)の相互作用に関するデータ取得のためにFP/構造材相互作用試験を実施している。試験結果から、ヨウ化セシウムは空気侵入条件において分解しやすいこと、セシウムの一部は構造材と相互作用してクロム酸セシウムを生成する可能性があること、分子ヨウ素が構造材中に入り込むことが明らかとなった。

論文

Post-test creep analysis of piping failure tests in WIND project

茅野 栄一; 丸山 結; 湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄*

JAERI-Conf 2000-015, p.303 - 308, 2000/11

日本原子力研究所では、高温、高圧条件下での原子炉冷却系配管の健全性を評価するために配管信頼性実証試験(WIND)計画を実施中である。WIND計画ではこれまでに配管の口径や材質、試験条件等を変えた破損試験を実施し、種々の試験データを取得してきた。これと並行して、実施した試験の試験後解析を行い、解析モデルの適用性を検討してきた。WIND計画で実施されたいくつかの配管破損試験の事例を提示する。さらに、それらの1つである原子力用SUS316冷間引抜管を用いた小口径配管試験の試験後解析を実施した。この解析では3次クリープ域を考慮した構成式を用いた。2次元モデル及び3次元モデルの解析結果の提示、及び試験結果との比較を行った。2次元解析の結果は、配管外径の膨張履歴や試験後の外径と肉厚を良好に再現した。3次元解析の結果は、過小評価ではあるものの、破損時間は推定誤差範囲内に収まった。

論文

Experimental study on effects of boric acid on aerosol revaporization in WIND project

柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 湯地 洋子; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 橋本 和一郎

JAERI-Conf 2000-015, p.225 - 230, 2000/11

日本原子力研究所の配管信頼性実証試験計画では、エアロゾル再蒸発挙動を把握することを目的に配管内エアロゾル再蒸発試験を実施している。配管内エアロゾル挙動試験装置では、前段及び後段試験部としてステンレス鋼直管を水平に設置した。前段試験部にCsIエアロゾルを導入し、一旦沈着させた後に同試験部を段階的に再加熱した。前段試験部から再蒸発したエアロゾルを、温度勾配を設定した後段試験部に沈着させた。また、PWRの状況を模擬するためメタホウ酸を装荷した試験も実施した。メタホウ酸を装荷した試験では、高温部においてセシウムのみが沈着していた。また、試験部温度が上昇するにつれて沈着セシウムに対する沈着ヨウ素の割合が減少していることがわかった。試験後に、ESCAによる分析の結果、沈着したCsIがメタホウ酸と反応してホウ酸セシウム、酸化ホウ素及びヨウ素が生成していると推定された。

論文

Analyses of CsI aerosol deposition tests in WIND project with ART and VICTORIA codes

湯地 洋子; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 丸山 結; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 吉野 丈人*; 鈴木 健祐*; 橋本 和一郎

JAERI-Conf 2000-015, p.231 - 235, 2000/11

日本原子力研究所におけるWIND計画では、原子炉冷却系配管内でのFPエアロゾルの挙動を確認することを目的に配管内エアロゾル挙動試験を実施しており、試験の解析を通してFP移行沈着挙動を精度よく予測する解析モデルの整備と検証を行っている。配管内エアロゾル挙動試験の一つである再蒸発試験の沈着段階(WAV4-D)について、原研が開発したARTコード及び米国SNLが開発したVICTORIAコードを用いて解析し、試験結果と比較して解析モデルの適応性を検討した。試験では擬似FPとしてCsIを用いており、PWR冷却系配管を模擬するために試験部床部にメタホウ酸を装荷している。ホウ酸を考慮しない解析ではARTとVICTORIAの結果がよく一致することを確認した。また、ホウ酸の影響を考慮することで、解析結果が試験結果に近くなることを確認した。

論文

Validation of CAMP code for thermo-fluiddynamics of molten debris in lower Plenum

丸山 結; 森山 清史; 中村 秀夫; 橋本 和一郎; 平野 雅司; 中島 研吾*

Proceedings of RASPLAV Seminar 2000 (CD-ROM), 8 Pages, 2000/11

シビアアクシデント時圧力容器下部プレナム内溶融炉心熱流動解析コードCAMPの検証を行った。本コードは、内部発熱流体の自然対流と下部ヘッドへの熱負荷、下部ヘッドと溶融炉心固化物間の隙間形成と隙間への冷却水の浸入をモデル化している。半球容器内でフレオンを電磁加熱したUCLA実験の解析では、流体の温度、容器壁面熱伝達係数等を良く予測した。半球スライス容器内で溶融塩を容器側壁から加熱したRASPLAV-salt実験では、熱伝達特性を定性的に再現した。原研で実施した半球体系の圧力容器内溶融炉心冷却性実験の解析を行い、隙間への冷却水浸入モデルを用いることにより実験で測定された容器壁の温度履歴を再現できることを示した。また、狭隘流路内限界熱流束及び内部発熱流体自然対流熱伝達に関する相関式を用い、隙間への冷却水浸入のみでは、大量の溶融炉心の冷却が困難であることを明らかにした。

論文

Experimental and analytical study on aerosol behavior in WIND project

日高 昭秀; 丸山 結; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 杉本 純

Nuclear Engineering and Design, 200(1-2), p.303 - 315, 2000/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.43

原研では、配管信頼性実証試験(WIND計画)において、シビアアクシデント時の配管内FPエアロゾル挙動及び熱または圧力負荷に対する配管健全性を調べている。エアロゾル挙動試験では、CsIを用いたWAD1試験を行い、その結果を原研の3次元熱流動解析コードWINDFLOW、FPエアロゾル挙動解析コードART及び両コードを結合するインターフェイスを用いて解析した。CsIエアロゾルの主な沈着機構はガスの温度勾配に依存する熱泳動であることから、熱流動計算結果をエアロゾル挙動計算に適切に反映することにより、配管内のCsI沈着挙動は精度良く予測できることを確認した。また、ART及びVICTORIAコードを用いて、将来WIND計画で試験を予定しているBWRのTQUXシーケンスにおける逃し安全弁配管内のFPエアロゾル挙動について解析を実施し、両コードの慣性沈着モデルについて検討を行った。

論文

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

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$$^{circ}C$$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。

論文

Effect of microstructure on failure behavior of light water reactor coolant piping under severe accident conditions

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 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, 36(10), p.923 - 933, 1999/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:76.27(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のシビアアクシデントの高圧シーケンス時には、炉心から流入する高温気体からの熱移行と炉心から放出・移行して沈着した核分裂生成物の崩壊熱により軽水炉冷却系配管が熱負荷を受ける可能性がある。そこで、軽水炉冷却系配管の耐破損特性を明らかにすることを目的に、配管破損試験とともに配管材料の高温引張とクリープ破断試験並びに金相試験を実施した。各種配管材料に対して800$$^{circ}$$C以上では、0.2%耐力はアレニウスの式により表現できる。SUS316ステンレス鋼に対して800~1,150$$^{circ}$$Cでは、修正ノルトン則を用いた高温・短時間のクリープ破断時間の予測式は、実験値と良く一致する。これは、修正ノルトン則では析出物の形成と再固溶の高温強度への効果を考慮しているからである。軽水炉のシビアアクシデントを想定した高温・短時間の配管破損条件下の挙動は、0.2%耐力を用いた流動応力破損モデルを支持した。

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