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シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム
JAERI-Tech 2004-002, 58 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-002.pdf:15.44MB
柏崎刈羽原子力発電所3号機において、シュラウド下部胴とシュラウドサポートリングの内側溶接部(H7a内側)近傍のシュラウドサポートリングにひび割れ(以下、き裂)が確認された。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の段階から加わり、最終的に得られたデータを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査により、以下のことが明らかとなった。(1)ボートサンプルの表面においてグラインダー加工痕と機械加工痕が見られた。(2)き裂部の破面は、ほぼ全体が粒界割れであった。表面近傍において粒内割れと考えられる箇所が確認された。この箇所では、加工により形成されたと考えられる金属組織及び硬さの上昇が見られた。(3)溶接金属端から約3mmの範囲では、溶接の熱影響により表面近傍の硬さが低下していた。(4)結晶粒界の狭い範囲でわずかなCr濃度の低下が認められた。本調査の結果と、き裂付近に発生していたと考えられる溶接引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であり、材料の硬さと関係があると結論された。
日高 昭秀; 鈴木 雅秀
JAERI-Conf 2003-014, 178 Pages, 2003/09
JAERI-Conf-2003-014.pdf:19.17MB
国の原子力施設等安全研究年次計画に基づいて原研が進めている原子炉安全分野全課題について研究成果を報告するとともに、最近問題となっている沸騰水型炉シュラウド等の健全性評価に関して調査結果を紹介し討議することにより、今後の原子炉安全研究の推進や経年構造物の健全性にかかわる問題の解決に役立てることを目的として、標記ワークショップを2003年3月17日に東海研究所で開催した。本ワークショップには、報道関係の日本テレビ及び新いばらき新聞を含み、所外から38名,所内から57名,計95名の参加があった。本報告書は、上記ワークショップで使用したOHP,質疑応答,質問票・アンケートに対する回答等を取りまとめ、講演集としてまとめたものである。
鬼沢 邦雄; 堤 英明*; 鈴木 雅秀; 柴田 勝之; 上野 文義; 加治 芳行; 塚田 隆; 中島 甫*
JAERI-Tech 2003-073, 125 Pages, 2003/08
JAERI-Tech-2003-073.pdf:11.62MB
沸騰水型原子力発電所炉心シュラウドのひび割れに関し、原子力安全委員会による事業者による健全性評価報告書の妥当性確認に資するため、SCC進展評価線図の妥当性,き裂進展量の評価、及び健全性評価に関する調査を実施した。調査は、東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所3号機のシュラウド下部リング部及びサポートリング部、並びに福島第一原子力発電所4号機のシュラウド中間胴部の溶接部近傍に確認された応力腐食割れを対象とした。SCC進展評価線図に関しては、リング部の材料・環境条件に対するSCC進展評価線図のデータを分析し、日本機械学会維持規格の線図の保守性を確認した。き裂進展量の評価に関しては、き裂形状のモデル化を行い、最適な応力拡大係数算出式を採用してき裂進展解析を行った結果、リング部及び中間胴部ともに、事業者の評価結果が保守的であることを確認した。シュラウドにき裂が存在する場合について、剛性の低下に関する構造解析を実施した結果、剛性低下はわずかであり、地震荷重に対するき裂の影響は小さいことを確認した。シュラウドの健全性に関して、運転時及び地震時の荷重条件から必要残存面積及び許容き裂長さを算定し、き裂進展解析結果と比較を行った。この結果、リング部及び中間胴部ともに、実運転4年間後も健全性は確保されることを確認した。
日高 昭秀; 中村 仁一; 杉本 純
Nucl. Eng. Des., 168(1-3), p.361 - 371, 1997/00
被引用回数：2 パーセンタイル：23.04(Nuclear Science & Technology)CEA/IPSN及びECが実施したPHEBUS FPTO試験の最終的な燃料溶融割合は約50%に達した。現在までに実施された試験後解析は、試験後期の燃料温度を過小評価し、大規模な燃料溶融を未だ再現していない。試験で使用されたジルコニアシュラウドの熱伝導度は、原研等が測定した熱拡散率に比熱等を乗じて評価しているが、これまでの計算で使用した熱伝導度はPearsの比熱データに基づいて算出していた。しかしながら、最近の熱特性データ集は、高温でより低い値を与えるCoughlin&Kingのデータを採用している。そこで本研究では、シュラウドの熱伝導度の不確実性に着目し、IPSNが開発したICARE2コードを用いて試験結果の再現を試みた。その結果、Coughlin&Kingの比熱データを用いた場合、FPTO試験の炉心損傷過程ははぼ適切に再現された。シュラウドの熱特性が燃料溶融挙動に与える影響は大きいことから、高温域での熱特性のより詳細な再評価が望まれる。
土田 昇; 大岡 紀一; 近藤 育朗; 新保 利定
ASRR-V: Proc., 5th Asian Symp. on Research Reactors, 1, p.123 - 130, 1996/00
JMTRは、熱出力50MWで国内最高の中性子束の材料試験炉であり、動力炉の開発、RI生産、基礎研究のための照射試験を目的として設計、建設された。1968年の初臨界以来28年間、軽水炉、高温ガス炉、新型転換炉、高速炉の開発等に貢献してきた。現在、JMTRは照射設備として、キャプセル照射設備、水力ラビット照射設備、シュラウド照射設備を備え、幅広い照射ニーズに対応している。今後の利用動向としては、軽水炉の高経年劣化対応の照射試験、核融合炉ブランケット材の照射試験が望まれている。それに対応して、JMTRでは、再照射技術、きめ細い照射環境の制御、その場計測技術等の照射技術の高度化を進めている。
笠原 直人; 堀切 守人; 岩田 耕司; 宇野 哲老*; 今津 彰; 戸倉 直*
PNC TN9410 87-057, 245 Pages, 1987/03
高速炉の熱交換器等に見られる管板構造系は形状が複雑で強度評価が最も難しいものの1つである。本研究の目的はモデル試験データおよび詳細解析により原型炉用評価法の検証を行なうことと合理化のための知見を得ることである。3次元解析をもとに2次元の温度と応力解析モデルを開発し、試験データの解析を行なった。また試験と解析結果から設計評価法各部の検討を行なった。3次元解析からは熱過渡時の応力発生メカニズムが明らかになった。また応力要因に着目して開発した簡易温度解析モデルと3次元効果を考慮した2次元応力解析モデルは3次元解析の結果とよく一致した。簡易モデルを用いた温度試験解析からはシュラウド内側熱伝達面に管内乱流熱伝達式を適用した場合、保守的となることが分かった。またひずみ試験データ解析からは2次元非弾性解析結果は試験結果と数%の精度で一致し、設計評価法はこれらに比べ大きな裕度を持つことが分かった。結論として原型炉用の評価法は総合的には大きな裕度を持つ。その要因としてシュラウド部伝達係数の価小評価とひずみ集中係数の過大な裕度があげられる。しかしA-8000による穴まわり応力評価は裕度を持つとはいえない。
佐々木 新治; 石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 十亀 求
no journal, ,
高速炉用制御棒の寿命は中性子吸収材である炭化ホウ素(B
C)ペレットと被覆管の機械的相互作用(ACMI)の発生により制限されている。制御棒の長寿命化のため、ACMIを抑制する構造としてシュラウド管を採用したNaボンド型制御棒が開発され、照射後試験を実施してきている。前報では、シュラウド管の照射挙動を把握するための照射後試験としてX線CT試験による内部観察結果を報告した。今回は制御要素及びシュラウド管の変形挙動を詳細に把握するため、制御要素、シュラウド管の外観観察及び寸法測定を実施した。試験の結果、被覆管が健全であることを確認するとともに、シュラウド管の外観状況と変形状況を確認した。今後はシュラウド管の金相観察を行い、シュラウド管の破損状況を詳細に観察する予定である。
