Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.310 n/cm (E 1 MeV) was compared with a K curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.

Correlation among the Changes in Mechanical properties due to neutron irradiation for pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08

https://doi.org/10.2355/isijinternational.37.821

原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。

Evaluation of aseismic integrity in HTTR core-bottom structure, I; Aseismic test for core-bottom structure

伊与久 達夫; 二川 正敏; 石原 正博

Nucl. Eng. Des., 148, p.71 - 81, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(94)90242-9

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部構造を1/5スケールと1/3スケールで模擬した試験体を用いて振動試験を実施した。本試験は、地震時における黒鉛構造物の衝突加速度、衝突荷重、発生ひずみなどを定量的に評価することを目的としている。得られた結論は以下のとおりである。(1)高温プレナムブロックのキー溝部に発生するひずみの周波数特性とブロックの衝突加速度の周波数特性の相関を明らかにした。(2)本試験で適用した相似則の妥当性を示した。その結果、炉床部構造の地震時応答特性はスケールモデルの試験体を用いて評価できる。(3)S(設計用限界地震)地震時に黒鉛ブロックに発生する応力は、HTTRの黒鉛構造設計基準で定まる許容応力を十分満足していることを確認した。

核燃料輸送容器熱・構造計算コードの比較検討

幾島 毅; 金衛 敬興*; 島田 裕久*; 下田 収*

日本原子力学会誌, 26(9), p.781 - 792, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.26.781

核燃料輸送容器の熱・構造設計や解析に使用できる多くの計算コードがある。核燃料輸送容器の熱・構造解析をする者にとっての1つの問題は、使用する計算コードの選択である。このため、計算結果の妥当性を評価するために、核燃料輸送容器の熱・構造計算コードの検証計算を実験結果と比較して実施した。本報告は検証計算結果について述べたものである。

Seismic research on block-type HTGR core

幾島 毅; 本間 敏秋*; 石塚 宏*

Nucl.Eng.Des., 71, p.195 - 215, 1982/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(82)90130-3

多目的高温ガス実験炉の開発に関して、日本原子力研究所において実施された炉心の耐震研究について述べたものであり、内容は(1)耐震研究計画、(2)耐震試験内容と得られた主要な結果、(3)シミュレーション解析から構成されている。耐震試験では、1コラム炉心、1領域炉心、垂直2次元炉心、水平2次元炉心による結果を述べ、炉心の変位特性、衝突特性、炉心支持剛性の変化による変位と衝突特性についても記述している。シミュレーション解析では、変位と衝突特性について試験結果と比較して、解析法の有効性を明らかにしている。

高温ガス炉炉心の1コラム模型による耐震試験と解析

幾島 毅; 石塚 宏*

JAERI-M 9265, 90 Pages, 1981/01

JAERI-M-9265.pdf:3.13MB

黒鉛ブロックから構成された多目的高温ガス実験炉炉心の耐震研究の第1段階として、炉心構成要素であるブロックを積み上げたコラムの1/2縮尺模型の耐震試験と解析についての報告書である。得られた結果は次の通りである。(1)コラムはブロックのロッキング運動に起因するソフトスプリング特性を有する。また、ギャップによるがた系のハードスプリング特性を有する。コラムは非線形の共振特性を有し、跳躍を伴なった履歴現象を示す。(2)加振振幅の増加に従って、コラムの共振振動数は降下する。(3)加振加速度の増加に従って、衝撃力は増加する。(4)ギャップ幅の増加に従って、衝撃力は増加する。(5)地震波入力に対する応答値は正弦波のそれの40~70%である。(6)コラムの減衰定数は約30%であり、コラムの振幅の増加に従って増加する。(7)コラムの変位と衝撃力の実験値と解析値は良い一致をみた。なお、本報告書は1コラム耐震試験に関する総合報告書である。

ブロック状燃料高温ガス炉炉心耐震研究,第1報; コラムの振動特性

幾島 毅; 白木 万博*; 本間 敏秋*

日本機械学会論文集,C, 47(415), p.292 - 297, 1981/00

https://doi.org/10.1299/kikaic.47.292

ブロック状黒鉛燃料から構成された高温ガス炉炉心の耐震設計のため、炉心構成要素であるブロックの運動と衝突力を予測する必要がある。このため、周辺固定された6本のブロックを積み上げたコラム内におかれた中央の自立コラムの振動特性を実験によって明らかにした。得られた結果は、(1)コラムはソフトスプリングとハードスプリングの両特性を有する。(2)コラムはふれ回り運動をする。(3)コラム上下間の圧縮力はコラムの共振振動数を上昇させる。

Seismic response of high temperature gas-cooled reactor core with block-type fuel, 2; Three-dimensional vibration characteristices of stacked blocks column

幾島 毅; 本間 敏秋*

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(9), p.655 - 667, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.655

ブロック型燃料高温ガス炉炉心の耐震設計において、炉心内のブロックの挙動,衝突力を推定する必要がある。前報では、コラムの2次元振動特性を明らかにした。本報告はコラムの3次元振動特性を明らかにするために実施した、1領域炉心による振動実験と解析を述べたものである。主要な内容は次のとおりである。(1)コラムはルーズピン結合によるソフトスプリング特性と、ギャップを介して隣り合うコラムとの間でハードスプリング特性を有する。(2)コラムはふれ回り運動をする。(3)ガス圧力差模擬ばねによるコラムの圧縮力は、コラムの共振振動数を上昇させる。(4)コラムの振動特性と周辺コラムとの衝突応答値の解析は、実験値と良い一致を示した。

オーステナイト系ステンレス鋼の高温衝撃引張試験; SUS304鋼母材引張試験

磯崎 敏邦; 大場 敏弘; 植田 脩三

日本機械学会論文集,A, 42(359), p.2034 - 2041, 1976/00

オーステナイト系ステンレス鋼SUS304は高速増殖炉1次冷却系構造材料として使用される。高速増殖炉の核暴走事故時には構造物は衝撃荷重を受けることが予想され、このような衝撃荷重に対する原子炉構造物の健全性を評価するためには構造材料の機械的性質に与えるひずみ速度の効果を明らかにしておく必要がある。本報では以上の目的のもとに、オーステナイト系ステンレス鋼SUS304を供試材として火薬爆発力を直接利用した高温衝撃引張試験を実施した。実験温度は室温、400C、600Cの3段階とし火薬薬量をパラメーターとして引張過程中のひずみ速度を変化させた。その結果各実験温度において引張強さ、伸びおよび変形エネルギーなどの機械的性質に与えるひずみ速度の効果が明らかになった。

円筒容器を対象とした非線形スロッシング波高・荷重の評価手法に関する研究,1; 開発計画

横井 忍*; 山本 智彦; 宮崎 真之; 田中 正暁; 山根 勇馬*; 西脇 良典*; 佐郷 ひろみ*; 森田 英之*; 岩崎 晃久*; 池末 俊一*

no journal, , 

原子力発電施設の耐震性の向上を目的として、設計用基準地震動が見直されている。薄肉構造を志向している高速炉においては、機器の耐震性を確保するため免震の採用を計画している。その場合、水平方向の建屋の周期と円筒容器のスロッシング周期が近接しているためスロッシングによる天井衝突が懸念される。そこで、著者らは、高速炉への適用を目的に、2014年度より非線形スロッシング評価手法の開発を進めてきた。本論文では、高速炉に適用する非線形スロッシング波高・荷重の評価手法の開発計画及び非線形スロッシング評価手法の概要について報告する。