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原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.923 - 933, 1999/10
被引用回数:3 パーセンタイル:28.69(Nuclear Science & Technology)軽水炉のシビアアクシデントの高圧シーケンス時には、炉心から流入する高温気体からの熱移行と炉心から放出・移行して沈着した核分裂生成物の崩壊熱により軽水炉冷却系配管が熱負荷を受ける可能性がある。そこで、軽水炉冷却系配管の耐破損特性を明らかにすることを目的に、配管破損試験とともに配管材料の高温引張とクリープ破断試験並びに金相試験を実施した。各種配管材料に対して800C以上では、0.2%耐力はアレニウスの式により表現できる。SUS316ステンレス鋼に対して800~1,150Cでは、修正ノルトン則を用いた高温・短時間のクリープ破断時間の予測式は、実験値と良く一致する。これは、修正ノルトン則では析出物の形成と再固溶の高温強度への効果を考慮しているからである。軽水炉のシビアアクシデントを想定した高温・短時間の配管破損条件下の挙動は、0.2%耐力を用いた流動応力破損モデルを支持した。
古平 恒夫; 鈴木 道明*; 宇賀 丈雄
JAERI-M 6213, 43 Pages, 1975/08
原研における多目的高温ガス実験炉開発の一環として「多目的高温ガス実験炉高温構造設計指針」が、ワーキング・グループ(HWG-4)を中心にまとめられた。この指針において、高温部と圧力部に構造を分離していることが特徴として挙げられ、これに伴って、使用材料も前者はハステロイ-X、後者は2 1/4CR-1Mo鋼が採用されている。本報告は、今回の設計指針の作成に際して、2 1/4CR-1Mo鋼(焼なまし材)およびハステロイ-Xの設計応力強さの妥当性の評価、あるいは、設計応力強さ決定のために、国内外の文献、カタログ、技術資料等を調査し、検討した結果をまとめたものである。なお、これらの材料の設計応力強さは、ASME Section IIIおよびCode Case 1592の決定基準に準拠して求めている。