原子炉構造機器用Cr-Mo系低合金鋼の長時間使用に伴なう材質劣化評価の2,3の問題点

鈴木 雅秀; 深谷 清; 古平 恒夫; 奥 達雄

日本原子力学会誌, 27(8), p.722 - 724, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.27.722

原子炉の構造物には低合金鋼が多く使用されいているが、原子炉冷却材の出口温度の高温化に伴い、高温で使用される機械が多くなり、高温強度特性の良好なCr-Mo鋼への期待が高まっている。日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉(VHTR)の圧力容器に使用予定の2-1/4Cr-1Mo鋼および主ボルトとしての1Cr-0.5Mo-0.3V鋼もその1例である。原子炉の健全性・信頼性の確保のためには、構造材料について材質的な面から十分に検討しておく必要があるが、この中で材質の経年変化の評価は重要であるにも関わらず甚だ難しい。というのは、予測評価には現象の機構的把握が前提として必要であるにもかかわらず現状では十分でないこと、および予測評価のための加速試験の方法が確立していないことが多いからである。一般的に、熱処理による組織調整法を用いて所定の強度、靭性を保持している材料では、高温で長時間保持された後も、これらの性質が保証されるか否かは定かではない。