Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
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。