Development of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures, 5; Resilience improvements of fast reactors by failure mitigation for beyond design high temperature accidents

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, structural analysis under extreme high temperature was conducted in a next-generation SFR with hanged reactor vessel (RV). This study has conducted the detailed structural analysis of the RV and GV in the loop-type SFR using the FINAS/STAR code. And CV was simply modeled to confirm the constraint effect on the deformation (expansion) of RV. From the structural analysis results under high temperature condition at LOHRS, deformation behavior and the areas that should be focused on to mitigate impacts of failure were understood. And CV constraint effect was confirmed to enhance the structural resilience.

Structural analysis of a reactor vessel in a sodium-cooled fast reactor under extremely high temperature conditions

山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。

Creep properties with short period excessive loadings on a nickel-base heat-resistant alloy hastelloy XR

辻 宏和; 田辺 龍彦*; 中曽根 祐司*; 中島 甫

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(4), p.274 - 278, 1994/04

https://doi.org/10.3327/jnst.31.274

高温工学試験研究炉の高温構造用部材として開発したハステロイXRを供試材料として、一連の荷重一定クリープ試験、短期過大荷重を伴うクリープ試験を900~1000C域の高温ガス炉1次冷却材模擬ヘリウムガス中で行った。短期過大荷重の水準は、高温工学試験研究炉高温構造設計方針に定められたハステロイXRの設計応力強さSmとした。10回程度の過大負荷は、最小クリープ速度、3次クリープ開始点、クリープ破断時間及びクリープ破断伸びのいずれにも本質的な変化を与えなかった。これは、設計応力強さSmの設定が妥当であったことを示唆している。

高温工学試験研究炉実機同一ヒートハステロイXRの特性評価,第2報; 母材の短時間強度特性評価

辻 宏和; 田辺 龍彦*; 仲西 恒雄*; 中曽根 祐司*; 中島 甫

JAERI-M 93-209, 64 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-209.pdf:2.64MB

高温工学試験研究炉の高温機器の製作に用いられた30ヒートのハステロイXRのうちの代表的な1ヒートを対象として、引張特性、シャルピー衡撃特性及びクリープ特性(試験温度:850,900,950及び1000C、最長試験時間:3371.4時間)を調べ、以下の結果を得た。(1)引張強度特性及び引張破断延性の面で、高温工学試験研究炉の高温機器の製作用素材として不都合な点は無い。(2)厚さ15mmの板材は十分な靱性を有した材料であるといえるが、厚さ60mmの板材の靱性は、厚さ15mmの板材のそれよりも劣る。(3)設計クリープ破断応力強さSを上回っているばかりでなく、平均クリープ破断応力強さの強度水準をも上回っている。また、十分なクリープ破断延性を有している。

Applicability of creep damage rules to a nickel-base heat-resistant alloy Hastelloy XR

辻 宏和

Journal of Nuclear Materials, 203, p.187 - 188, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(93)90057-6

Journal of Nuclear Materials 199(1992)P.43-P.49に掲載された著者らの論文に対して、当該誌の編集者宛にコメントが寄せられた。本報はそのコメントに対する返答を記したものである。一般論として、温度/応力変動を伴う条件下のクリープ破断寿命を正確に予測するには、化学組成や金属組織の変化を考慮した手法が望ましいが、高温工学試験研究炉の高温構造用部材として開発したハステロイXRの高温ガス炉1次冷却材模擬ヘリウムガス中における温度/応力変動を伴う条件下のクリープ破断寿命の予測に対しては、クリープ破断データのばらつきも考慮すると、簡便な高温構造設計手法として累積損傷和則が適用可能であることを示すとともに、実プラントの寿命予測では長時間を要して生じる化学組成や金属組織の変化に注意する必要があることを述べた。

材料特性データ集; Mod.9Cr-1Mo鋼のクリープ特性(母材) No.F02

青木 昌典; 加藤 章一; 佐藤 勝美*; 鈴木 高一*; 小林 裕勝*; 吉田 英一; 和田 雄作

PNC TN9450 91-010, 259 Pages, 1991/10

PNC-TN9450-91-010.pdf:4.55MB

本報告は,高温構造材料設計 材料強度基準および高温強度特性評価法の高度化に供することを目的に,FBR蒸気発生器材料として適用が予定されている。Mod.9Cr-1Mo鋼について,材料開発室の研究開発計画に基づいた試験で取得したクリープ特性データをまとめたものである。今回報告する試験内容は, (1)材 料:Mod.9Cr-1Mo鋼(母材) 板 材 7鋼種(F2,F6,F7,F9,F10,NSC1,NCS2) 鍛鋼品 8鋼種(F4,F5,F8,F11,VIM,F550) 管 材 1鋼種(F3) (2)試験温度:450650度C (3)試験方法:JIS Z 2271「金属材料の引張クリープ試験方法」,ならびにJIS Z 2272「金属材料引張クリープ破断試験方法」およびPNC N241 79-32「FBR金属材料試験実施要領書」に準拠 (4)試験環境:大気中及びナトリウム中 (5)データ点数:314点 なお,材料特性データは,「FBR構造材料データ処理システム SMATのデータ様式に従い作成したものである。

二軸応力下におけるハステロイXRの高温強度特性

武藤 康; 羽田 一彦; 小池上 一*; 大野 信忠*

日本原子力学会誌, 33(5), p.475 - 481, 1991/05

https://doi.org/10.3327/jaesj.33.475

ニッケル基の固溶強化型耐熱合金ハステロイXRの薄肉円筒試験片を用い、950C大気中で、軸力+捩り荷重によるクリープ及びクリープ疲労試験を行なった。クリープ試験の結果として、Misesの流れ則が良く当てはまること、捩り荷重下では引張り荷重下に比べボイドが十分大きく成長するまで破壊が発生せず、破断時間が長くなること、圧縮荷重下ではボイドの数、面積ともに小さく、破壊時間が著しく長いことなどが分かった。クリープ疲労試験の結果として、軸方向引張圧縮負荷に一定の捩り荷重を加えると破損繰返し数は著しく減少し、この減少量は線形損傷則による推定値と良く一致することが分かった。

The Present status of research and development works for the preparation of the high temperature design code

武藤 康; 加治 芳行; 宮本 喜晟; 中島 甫; 馬場 治

Juel-Conf-71, p.243 - 274, 1989/04

高温工学試験研究炉の高温構造物の設計に必要な高温構造設計指針を作成するために実施されている研究開発の概要(目的、試験条件及びスケジュール)について述べる。さらに、ハステロイXRの変形と損傷、ハステロイXRの850Cにおけるクリープ疲労損傷評価、及びハステロイXR伝熱管の曲げ疲労試験結果の3項目について、最近の実験結果を述べる。

Ni基耐熱合金鋼とセラミックコーティング材の高温Heガス中における摩擦・摩耗特性

菊地 賢司; 根本 政明*; 蕪木 英雄; 佐野川 好母; 川口 勝之*; 小野 重治*

日本原子力学会誌, 26(4), p.70 - 79, 1984/00

VHTRの高温構造要素には、炉の構造上、機器の熱膨張、冷却材の流体振動、地震力により相対摺動や部材相互がぶつかり合うことがあるため、それらの部材の異常な磨耗、焼けつき、破損を防ぐ必要がある。本報告では、高温部材の1つであるNi基耐熱合金鋼(ハステロイX-R)及びその摺動面にコーティングした摺動試片の1000C、0.2~4.1MPaの高温高圧Heガス中における摩擦・磨耗を調べた結果、次のことが明らかとなった。(1)ハステロイX-R同士の摩擦係数は、Heガス中のO分圧が高いほど低下する。(2)ZrOCaC,ZrO-YOコーティング材とハステロイX-Rの摺動では、物質の相互移着が認められた。(3)コーティング材同士の摺動ではZrO-CaC,ZrO-YO,TiCが安定な特性を示した。

高温ヘリウムインパイルガスループ(OGL-1)の建設と性能試験

松永 朔郎; 田中 利幸; 馬場 治; 高橋 秀武; 中村 圀夫; 逆井 実*; 小畑 清和*; 亀ケ谷 勝彦*; 山田 邦貴*; 臼井 伸一*

日本原子力学会誌, 21(3), p.245 - 267, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.21.245

高温ヘリウムインパイルガスループ(OGL-1)は材料試験炉に建設され、所期の性能が確認された。ループは多目的高温ガス実験炉開発のための試験装置で、1000Cのヘリウムガス流動条件下でその燃料およびグラファイトの照射試験が実施される。高温条件下での運転実績のあるシステム、機器、構造が少ないことから、ループの設計、製作にあたり多数の開発要素を含んでいた。そのためループは単なる照射施設というより、実験炉のパイロットプラントといってよい。7年間にわたる開発試験の結果、ループは1977年3月に建設を終了した。そして1000Cの連続運転に成功したものである。本報告では、OGL-1の概要、開発試験、安全設計、構造設計、性能試験について述べる。