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論文

Development of constitutive models for fast reactor design; Strategy of the study and results in the first half stage

月森 和之; 岩田 耕司; 川崎 信史; 矢田 浩基; 笠原 直人

Transactions of 20th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-20) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/08

日本ではFaCT(Fast reactor Cycle Technology development)と呼ばれる高速増殖炉実用化に向けた研究開発が進められている。研究開発の重要課題のひとつとして、従来設計において原子炉容器内面に取付けられている熱応力緩和を目的としたサーマルライナーの削除による原子炉容器の小型化による経済性の向上が挙げられる。熱応力緩和構造の除去において、最も重要な課題は原子炉起動停止時に上下移動が繰り返されるナトリウム液面近傍の累積非弾性ひずみ量である。本研究の目的は、この種の複雑な非弾性挙動を的確に予測可能な合理的な構成モデルの開発及び、非弾性解析に基づく設計ガイドラインの作成である。本稿では、研究開発の概要と方針、そしてプロジェクト前半の成果を紹介する。

論文

Experimental study of the effect of radiation exposure to concrete

藤原 一成*; 伊東 賢伸*; 笹沼 美和*; 田中 英朗*; 広谷 浄*; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 雨澤 博男*

Transactions of 20th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-20) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/08

現在国内では、原子力発電所の高経年化に対する関心が高まっている。しかしながら、原子力発電所を構成するコンクリートに及ぼす放射線照射の影響については、研究例や実測例が非常に少ないのが現状である。そこで、放射線照射がコンクリートの基本的な材料特性に及ぼす影響を確認するため、JMTRにおいてコンクリート試験体への照射試験を行った。JMTRでの照射試験では、照射中のコンクリート試験体の温度は原子力発電所の設計規定値である65$$^{circ}$$C以下を満足し、高速中性子照射量は、代表的BWR型原子力発電所の原子炉圧力容器外側における60年相当の照射量を十分に超える12$$times$$10$$^{18}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)を与えることができた。照射後のコンクリート試験体を用いた圧縮強度試験の結果、基本的な環境で養生したコンクリート試験体とほぼ同等の圧縮強度が得られた。また、試験体の水分量を測定した結果、結合水量に照射前後で変化は見られなかった。以上より、本実験における照射量の範囲では、放射線照射がコンクリートの基本的な材料特性に大きな影響を及ぼさないことを確認した。

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