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高倉 賢一*; 田中 重彰*; 中村 友美*; 茶谷 一宏*; 加治 芳行
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/07
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、高経年化軽水炉の炉内構造物の劣化現象のうち、最重要課題の一つである。原子力安全基盤機構(JNES)は、高経年化軽水炉の管理,保全の観点から安全研究開発の一環として、IASCCに関連するプロジェクトを実施しており、本プロジェクトの結果に基づいて、JNESは「BWRの炉内構造物におけるIASCC評価ガイド」を提案した。本論文は、IASCC評価ガイドの背景、特に照射済みステンレス鋼を用いたき裂進展速度試験の結果についてまとめたものである。
茶谷 一宏*; 高倉 賢一*; 安藤 昌美*; 仲田 清智*; 田中 重彰*; 石山 嘉英*; 菱田 護*; 加治 芳行
Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 9 Pages, 2007/00
中性子照射したコンパクトテンション試験片を用いたき裂進展速度試験を実施した。0.516から1.07
10
n/m
(E
1MeV)まで照射した316L及び304L母材と0.523から0.54110n/m(E1MeV)まで照射した316L及び308L溶接金属のき裂進展速度試験を288
C,定荷重,低応力拡大係数及び電気化学腐食電位条件で直流電位差法を用いて実施した。母材のき裂進展速度は、中性子照射量が増加するにしたがって増加した。母材及び溶接金属のき裂進展速度は、電気化学腐食電位レベルが減少するにしたがって明らかに減少した。
沖田 泰良*; 越石 正人*; 橋本 素行*; 田中 重彰*; 児玉 光弘*; 近藤 啓悦; 塚田 隆
no journal, ,
経済産業省原子力安全・保安院高経年化対策基盤整備事業の一環として、軽水炉炉内構造材であるオーステナイトステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れのき裂進展挙動に及ぼす照射速度の影響について検討を行った。本研究では、き裂進展速度データが既に取得されている実機材を用いて、照射硬化,ひずみ硬化指数,照射欠陥及び粒界偏析に関するデータを取得し、それらデータから既存のき裂進展モデル(FRIモデル)への入力パラメータを決定してき裂進展速度を計算し、実験値との比較を行った。その結果、照射硬化や照射誘起偏析に伴う耐食性の劣化をモデル計算にとり入れることによって、き裂進展速度実験データを説明できることを実証した。これらの検討の結果、照射の影響を反映したパラメータ選定によって、FRIモデルを照射材き裂進展計算に適用可能であることがわかった。
岩波 勝*; 田中 重彰*; 上野 文義
no journal, ,
福島第一原子力発電所1
4号機の使用済燃料プール(SFP)に保管されていた燃料集合体は海水注入や建屋の損傷により生じたガレキの混入など、通常とは異なる環境履歴を経験している。そのため、今後の長期保管を考えた場合にこれらの環境履歴が燃料集合体の健全性に与える影響を評価する必要がある。本稿では上記の評価に関わる研究の全体計画と平成26年度の試験結果の概要について述べる。
田中 重彰*; 岩波 勝*; 上野 文義
no journal, ,
使用済燃料プール(SFP)で海水注入や瓦礫混入を経験した使用済燃料集合体を共用プールに移送して長期に湿式保管する際の健全性維持について、要因分析による評価と課題抽出を行った。その結果、中性子照射による材料特性変化の腐食への影響、燃料部材表面の堆積物の腐食への影響を課題として抽出した。
樋口 徹*; 石岡 真一*; 田中 重彰*; 森島 康雄*; 上野 文義; 前田 宏治
no journal, ,
福島第一原子力発電所の使用済燃料プール(SFP)に保管されている燃料集合体の長期保管においては、燃料集合体の健全性に及ぼす海水注入や瓦礫混入の影響を評価することが不可欠である。本発表では、その評価に関わる研究の全体計画と平成27年度の成果概要について述べる。
