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ホット試験室
JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02
JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB
本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。
香川 裕之*; 小井 衛; 和田 雄作; 長嶺 多加志*; 永田 三郎*
PNC TN9410 91-132, 85 Pages, 1991/06
高速大型炉の蒸気発生器の候補材として有力視されている9Cr系鋼の高温破壊靭性試験を、昭和62年度より3ヵ年計画で実施している。この一連の試験研究では、Mod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼および9Cr-1Mo-V-Nb鋼を供試材として、室温から600度Cの温度範囲で、J積分をベースとした破壊靭性試験が実施されている。第1年度では、Rカーブ法および除荷コンプライアンス法を用いた高温破壊靭性試験方法が確立され、Mod.9Cr-1Mo鋼の高温破壊靭性データが取得された。第2年度では、9Cr-2Mo鋼と9Cr-1Mo-V-Nb鋼およびこれら3鋼種の5000時間時効材の破壊靭性試験が実施されるとともに、破壊靭性値に影響をおよぼすいくつかの因子が抽出された。本報告は、この第2年度の成果をとりまとめたものである。第2年度までの成果を踏まえ、第3年度では、厚肉厚材と溶接部の破壊靭性試験を実施するとともに、破壊靭性値に及ぼすき裂方向の影響についても検討を加える予定である。
斉藤 正樹*; 香川 裕之*; 加納 茂機; 和田 雄作*; 二瓶 勲*; 永田 三郎*; 長嶺 多加志*
PNC TN9410 89-096, 105 Pages, 1989/05
高速大型炉2次系,特に一体型貫流蒸気発生器の構造材料の候補として9Cr系鋼が有望視されている。このため,クリープ試験や疲労試験などの材料強度試験が実施され,9Cr系綱のデータの拡充が図られてきた。しかしながら,高速炉蒸気発生器の構造健全性を評価する上で必要不可欠な破壊靭性に関するデータは極めて少ない。そこで,本研究では9Cr系鍋の高温での破壊靭性試験を行い,設計および健全性評価に反映することを目的とした。本研究は,9Cr系鍋であるMod.9Cr―1Mo鍋,9Cr―2Mo鍋,TEMPALOYSW一9鋼(9Cr―1Mo―Nb・V鋼)の3種の鋼の母材(受入材,SR処理材,時効材)および溶接部(溶金,HAZ)について引張試験,破壊靭性試験(J/IC試験およびシャルピー衝撃試験)を3ヶ年計画で行うもので,初年度にはMod.9Cr―1Mo鋼の母材(受入材,SR処理材)について室温,400
,500,550および600での引張試験,破壊靭性試験を実施した。本報では,初年度実施分の成果を報告する。引張試験結果は耐力,引張強さともPNC材料強度基準暫定値を満足し,またシャルピー衝撃試験結果も良好であった。J/IC試験はASTME813規格に準拠して,R曲線法と除荷コンプライアンス法の2通りの方法で行った。サイドグルーブ付CT試験片(試験片板厚20mm)を用いてSR処理材について室温から600の範囲で試験した結果,400で最も低い靭性値を示すが,400においても延性き裂発生の限界を表すJ積分J/Qは350kJ/m
2以上の十分高い靭性を示すことが明らかとなった。またJ/IC試験では,J積分のほかに,不安定延性破壊発生の評価パラメータの一つであるティアリングモデュラスT/matの値も同時に求めた。
大津 拓与; 飛田 徹; 富施 正治; 八巻 賢一; 寺門 宙; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器の照射脆化評価手法の高度化として、破断後の監視試験片から微小試験片(0.16インチ厚CT試験片)を採取し、マスターカーブ法と呼ばれる手法により破壊靭性を評価する手法が検討されている。国内では未照射材を用いたラウンドロビン試験が進められており、微小試験片により大型試験片と同等の破壊靭性を評価可能であることが確認されている。国内規格への反映のためには、照射材にも同様の手法が適用可能か確認する必要がある。そのため、遠隔操作による微小試験片を用いた破壊靭性試験を行うための試験技術を開発する必要がある。マニピュレータによる遠隔操作においては、10mm角未満である微小試験片の取り扱いには困難が伴う。すなわち、試験片のハンドリングの難しさに加え、ホットセル内でのガラス越しの作業においては、視野に制限があり、奥行き方向の感覚が掴みづらい等のことから精密作業は困難となる。本報では、遠隔操作による試験作業の容易化を目的とした、試験治具の開発、開口変位計の改良等の試験技術開発について報告する。
高見澤 悠; 飛田 徹; 岩田 景子; 勝山 仁哉; 西山 裕孝
no journal, ,
フェライト鋼における高温予荷重(WPS)効果について、再負荷時における破壊靭性値の上昇に関しては予荷重レベル、除荷レベルをパラメータとした予測モデルが幾つか提案されている。しかしながら、国内データに対するそれらのモデルの適用性については十分に検討されていない。各モデルの適用性を明らかにするため、国内の原子炉圧力容器鋼を用いたWPS試験を実施し、試験結果と各予測モデルの評価値を比較した。その結果、モデルによる予測値の試験データの包絡性、実測値との整合性を考慮した場合、決定論的評価では最も保守的な予測値を与えるACEモデル、確率論的評価ではNRI-modified Wallinモデルが適切であることを示した。
丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘*; 栗下 裕明*
no journal, ,
高速炉燃料集合体のラッパ管用フェライトマルテンサイト鋼(PNC-FMS)の破壊靭性評価を行うため、ミニチュア3点曲げ試験を適用した。今回の試験で、ミニチュア試験片を用いてより確からしく、かつ保守的な破壊靭性値を得るためには、予き裂長さとサイドグルーブの開き角が重要であることが明らかとなった。これらの調整により、ラッパ管の厚さに適用できるミニチュア試験片を用いて、破壊靭性値J
を得た。
下平 昌樹; 端 邦樹; 岩田 景子; 河 侑成; 笠原 茂樹; 勝山 仁哉
no journal, ,
材料評価研究グループでは、軽水炉の運転延長認可の判断や高経年化対策の技術的妥当性確認に資することを目的として、原子炉圧力容器や炉内構造物の材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ)を対象に試験研究等を実施している。当グループで実施しているこれらの研究の概要について紹介するとともに、原子炉圧力容器を対象とした現行の健全性評価手法に対する保守性確認のため実施した実機規模の板厚の試験体を使った破壊力学評価に関する試験の最新の成果を報告する。
丹野 敬嗣; 静川 裕太; 藤田 江示
no journal, ,
開発を進めているミニチュア3点曲げ破壊靭性評価技術を用いて、PNC-FMSの熱時効後の破壊靭性評価を実施した。600
C、6000hの熱時効を経たPNC-FMSは、シャルピー衝撃特性は劣化していたが、室温での破壊靭性は低下していないことが本試験により示された。また、試験片への疲労予き裂を熱時効の前と後に導入した場合を比較した結果、今回の熱時効条件の場合では有意な差異がないことが分かった。