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鬼沢 邦雄; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 貝原 正一郎*; 中村 照美*
IWG-LMNPP-94/9, 0, 12 Pages, 1994/00
原子炉の構造基準では、原子炉圧力容器鋼の照射脆化評価のため監視試験実施が義務付けられている。原子炉の供用期間を延長する場合、監視試験用試験片が不足する可能性があるため、試験済み試験片の再利用、すなわち試験片再生技術の開発は重要課題である。本報では、常温接合技術として試験片再生に有望な表面活性化接合法の適用性を検討した。軽水炉圧力容器鋼を用いた基礎的検討結果から、接合部の硬化領域の幅を3mm以下、接合時に照射温度以上に上昇する領域の幅を6mm以下に抑えることができることがわかった。他の溶接による試験片再生法と比較して、これら接合の影響をより小さくすることができ、より優れた試験片再生法であることが確認できた。
鈴木 雅秀; 出井 義男; 鬼沢 邦雄
IWG-LMNPP-94/9, 0, 8 Pages, 1994/00
解体された動力試験炉(JPDR)を用いた圧力容器鋼の照射脆化の調査結果を報告する。圧力容器鋼材内部では、中性子照射量は鋼材内部に行くに従い減衰し、内表面から50mm位置で約半分になる。JEACの減衰式で照射量の評価を行い、これから予測される照射硬化量と実際の硬化量の比較検討を行った。この結果、JEACの評価式で評価した場合、減衰を小さく評価することが確認された。これは、脆化の評価上は、安全側の評価となる。