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橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.103 - 112, 2004/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.98(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mmの鋼製圧力容器である。HTTRの原子炉圧力容器の通常運転時温度は約400
Cであるため、軽水炉圧力容器用合金鋼よりもクリープ強度に優れた2 1/4Cr-1Mo鋼が、原子炉圧力容器用材料として、日本で初めて採用されている。この温度では、鋼材の熱脆化が問題となるため、独自に高温ガス炉仕様を定め、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量化学成分を制限している。本論文は、HTTRの原子炉圧力容器の設計(特に、材料),製作,試験,供用期間中検査等についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
橘 幸男; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.261 - 272, 2004/10
被引用回数：23 パーセンタイル：80.15(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の最高950Cの冷却材に接する第1種機器は、900Cを超える高温となるため、これらの機器については、新たに開発した耐熱合金ハステロイXRが使用されている。また、多くの第1種機器が、従来の構造設計基準の温度範囲を超える条件で使用されるため、新たに、高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針を策定した。本論文は、ハステロイXR製,2 1/4Cr-1Mo鋼製,ステンレス鋼製,1Cr-0.5Mo-V鋼製のHTTRの高温機器の構造設計についてまとめたものである。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Elevated Temperature Design and Analysis, Nonlinear Analysis, and Plastic Components, 2004 (PVP-Vol.472), p.39 - 44, 2004/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mm(胴部)160mm(上鏡)の縦置円筒型圧力容器である。HTTRの原子炉入口冷却材温度は軽水炉よりも高温となるため、原子炉圧力容器材料として、2 1/4Cr-1Mo鋼が選ばれている。原子炉圧力容器の照射量は、1
10
n/cm
(E
1MeV)以下と予測されているため、照射脆化は無視できるが、熱脆化について考慮する必要がある。HTTRでは、原子炉圧力容器の脆化低減対策として、J-factor及びX-barの脆化パラメーターを用いて、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量不純物成分を制限している。本報は、HTTR原子炉圧力容器の設計,製造,供用期間中検査技術等についてまとめたものである。
鈴木 雅秀; 深谷 清; 奥 達雄
Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 22, p.863 - 868, 1982/00
焼きもどし脆化に及ぼす付加応力の効果を、実験室規模の2 1/4Cr-1Mo鋼に関して調べた。脆化の評価は、シャルピー試験を行うことにより、又、脆化の解析は、走査電子顕微鏡及びオージェ電子分光を行うことにより実施した。温度は450Cに固定し、付加応力レベルを変えて試験を行うことにより、次のようなことがわかった。付加応力は、材料中にあるレベル以上のP元素を含む場合、脆化を促進させる効果があり、この脆化の促進の程度は、応力が高いものほど大きい。この応力による脆化の促進現象に関し、定性的に説明を試みた。
