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報告書

JAERI contribution for the IAEA coordinated research program; Phase III(CRP-3) on optimizing of reactor pressure vessel surveillance programmes and their analysis

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 植田 脩三

JAERI-M 93-201, 73 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-201.pdf:1.58MB

原子炉圧力容器鋼の照射脆化に関するIAEA協力研究PhaseIII計画の一環として、原研ではニッケル及び銅含有量を変えた7種類の鋼材を用いて中性子照射試験を実施した。中性子照射試験はJMTRで行い、破壊靱性試験を含む照射後試験は東海ホットラボにて実施した。得られた結論は次の通りである。(1)鋼材中のニッケル含有量の増加に比例して、照射硬化・脆化は増加する,(2)中性子照射による降伏応力の増加は、硬さの増加及びシャルピー遷移温度シフトと良い相関がある,(3)上部棚温度域では、破壊靱性の照射による低下と照射硬化には良い相関があるが、シャルピー吸収エネルギと照射硬化には良い相関は認められなかった。

報告書

VHTR圧力容器用2$$_{1}$$$$_{/}$$$$_{4}$$Cr-1Mo鋼の材料性能の現状

古平 恒夫; 奥 達雄; 鈴木 雅秀; 深作 清

JAERI-M 85-170, 36 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-170.pdf:1.16MB

本報告書は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の最も重要な耐圧構造コンポーネントである原子炉圧力容器(第1種容器)への2 1/4Cr-1Mo鋼の適用に関して、現状と課題をまとめたものである。すなわち、設計及び運転等の条件をベースに、要求される特性、それを基にした材料選定の考え方、材料の製造仕様、そしてこの仕様に基づいて製造した材料の性能と経年劣化を考慮した圧力容器の健全性評価検討例を述べ、高純度低SiのNT材(JIS SCMV4-2,ASTM A387 Grade22,cl.2)の採用の妥当性が示されている。

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