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伊達 新吾*; 首藤 紳伍*; 菊地 浩一*; 永江 勇二; 廣瀬 悠一*
no journal, ,
高速炉(FBR)は熱伝達のよい液体ナトリウムを冷却材に使用し、500
C以上の高温で長時間(50万時間)運転されるため、構造物には起動発停に伴う変位制御型の熱応力が発生するとともに長時間保持によるクリープ疲労が問題となる。本報告では、原子炉容器に使用が検討されている316FR鋼鍛鋼品を用いて疲労及びクリープ疲労試験を実施し、高温強度特性と組織(結晶粒度、炭素量)の関係及びクリープ疲労損傷評価について検討を行った。
山下 勇人; 山下 拓哉; 鬼澤 高志; 永江 勇二; 山本 賢二*; 首藤 紳伍*; 川崎 憲治*; 久保 幸士*
no journal, ,
高速炉プラント構造材料の候補材の一つとして改良9Cr-1Mo鋼が挙げられている。火力プラントにおいて、本鋼種の経年劣化材に補修溶接を施した場合、クリープ強度が低下するとの報告がある。高速炉プラントにおいては、新規建設時に溶接部に溶接欠陥が生じた場合、補修溶接を施すことが予想される。そのため、新材に対しての補修溶接の位置、回数がクリープ強度へ及ぼす影響を調査する必要がある。今回、補修溶接の位置および回数を変えた補修溶接継手のクリープ試験を行った。その結果、火力プラント経年劣化材に補修溶接を行った場合と異なり、明瞭なクリープ強度低下は見られなかった。