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論文

高温・高圧水ループ「OWL-2」の撤去と原子炉容器の復旧

本間 建三; 雨谷 富男; 渡邊 浩之; 中崎 長三郎

UTNL-R-0292, p.1 - 9, 1993/00

JMTRに設置されている高温高圧水ループ照射設備「OWL-2」は、初期の目的を達成したため撤去することとした。OWL-2の炉内管は、原子炉容器の上蓋と下蓋を上下に貫通した構造である。そのため、炉内管の撤去は、原子炉容器内の一次冷却水の漏出を防止しつつ、炉内管の引抜きと、原子炉容器復旧のためのループ貫通部プラグ取付けを行わなければならない。本作業は、原子炉の炉心部を裸にする事故につながる恐れがあり、失敗の許されない困難な作業である。そのため、実機撤去に先立ち、モックアップ試験の実施を計画し、試験において構造設計、作業手順等の妥当性を確認した。本報告は、モックアップ試験の成果、実機炉内管の撤去及び、原子炉容器ループ貫通部の処置に関する、手順、方法等について紹介する。

報告書

OWL-2炉内管のサーベランステスト

清水 正亜; 伊藤 昇

JAERI-M 6667, 33 Pages, 1976/08

JAERI-M-6667.pdf:0.83MB

本報告書ではOWL-2炉内管のJMTRにおけるサーベランステスト結果とこれに基づいたOWL-2炉内管の使用寿命の検討結果について述べた。本サーベランステストでの最大速中性子照射量(1MeV)以上は3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$まで得られ、照射量の増加と共に炉内管材(SUS-316)の引張強度は増大し、伸びは減少した。しかし伸びの減少は照射量1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$~3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$の範囲ではわずかであり、しかも最大照射量3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$においても、OWL-2の最高使用温度285$$^{circ}$$Cにおいて33%も残存していることが判明した。この伸び量は金属学的所見、OWL-2の使用条件等からみて余裕のある値であり、OWL-2炉内管は十分な安全性を確保して速中性子照射量3.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$まで使用可能であるとの結論を得た。

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