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粉川 博之*; 嶋田 雅之*; Wang, Z.*; 佐藤 裕*; 佐藤 嘉洋*; 木内 清
JAERI-Tech 2003-014, 22 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-014.pdf:1.68MB
原子炉用SUS304ステンレス鋼やインコネル600などの原子炉配管材料の熱鋭敏化を抑制する手段として、結晶粒界構造の制御に着目した解析研究を実施した。鋭敏化と結晶粒界構造との相関性をTEM観察等により解析して、低エネルギー結晶粒界の構造を持つ場合には、鋭敏化が抑制されることを見いだした。さらに低エネルギー結晶粒界を持つような材料に改善するための加工熱処理法を検討して、鋭敏化を生じにくい材料を開発した。
橋本 和一郎; 日高 昭秀; 五十嵐 実*; 杉本 純
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(10), p.804 - 806, 1996/10
被引用回数：4 パーセンタイル：59.05(Nuclear Science & Technology)シビアアクシデント時における原子炉冷却系配管内のCsIエアロゾル挙動を把握するため、WAVE実験を実施している。今回の実験は過熱蒸気が沈着挙動に及ぼす影響を調べるために、キャリアガスとして窒素と過熱蒸気を使用して実施した。実験結果から配管下流側の沈着量を比べると、窒素中では自然対流の影響により床よりも天井の方が多くなったが、過熱蒸気中では逆に天井より床への沈着量が多くなった。粒径計測では過熱蒸気中の方が窒素中よりも質量中央径が大きくなっており、この影響で重力沈降による床への沈着が多くなったと考えられる。これは既存のエアロゾル成長モデルでは説明出来ない現象である。エアロゾル粒径分布はエアロゾル挙動に多大な影響を及ぼすため、今後は過熱蒸気中のエアロゾル成長機構を解明する必要がある。
勝山 仁哉
no journal, ,
原子炉圧力容器や配管溶接部に対する構造健全性評価においては、溶接残留応力は最も重要な影響因子の一つであり、その高精度解析手法に基づく評価が重要である。本報では、これまでに原子力機構で整備された原子炉圧力容器内面のクラッド部や原子炉配管溶接部に対する溶接残留応力解析手法を活用し、機器の経年劣化に係る様々な影響因子の不確実さも考慮して、機器の破損頻度を求めることができる確率論的破壊力学に基づく健全性評価手法に関する最近の研究について紹介する。
