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橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.103 - 112, 2004/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.22(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mmの鋼製圧力容器である。HTTRの原子炉圧力容器の通常運転時温度は約400
Cであるため、軽水炉圧力容器用合金鋼よりもクリープ強度に優れた2 1/4Cr-1Mo鋼が、原子炉圧力容器用材料として、日本で初めて採用されている。この温度では、鋼材の熱脆化が問題となるため、独自に高温ガス炉仕様を定め、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量化学成分を制限している。本論文は、HTTRの原子炉圧力容器の設計(特に、材料),製作,試験,供用期間中検査等についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10
被引用回数：4 パーセンタイル：29.9(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Elevated Temperature Design and Analysis, Nonlinear Analysis, and Plastic Components, 2004 (PVP-Vol.472), p.39 - 44, 2004/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mm(胴部)160mm(上鏡)の縦置円筒型圧力容器である。HTTRの原子炉入口冷却材温度は軽水炉よりも高温となるため、原子炉圧力容器材料として、2 1/4Cr-1Mo鋼が選ばれている。原子炉圧力容器の照射量は、1
10
n/cm
(E
1MeV)以下と予測されているため、照射脆化は無視できるが、熱脆化について考慮する必要がある。HTTRでは、原子炉圧力容器の脆化低減対策として、J-factor及びX-barの脆化パラメーターを用いて、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量不純物成分を制限している。本報は、HTTR原子炉圧力容器の設計,製造,供用期間中検査技術等についてまとめたものである。
柴田 大受; 石原 正博
Transactions of 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-17) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/08
高温ガス炉の炉内黒鉛構造物は、酸化や中性子照射などにより機械的特性が徐々に変化するため、供用期間中にその健全性を確認する必要がある。酸化による機械的特性の低下は黒鉛内部の気孔の状態に依存するので、結晶粒や気孔などの微細構造に基づいた多結晶体中の超音波伝播解析モデルを用いれば、非破壊的な機械的特性評価が可能になる。一方、このモデルを炉内の黒鉛に適用するには、中性子照射の効果を考慮する必要がある。そこで、新たに中性子照射の効果を考慮した超音波伝播モデルを開発し、HTTRで使用されているIG-110黒鉛のヤング率について、その適用性を検討した。その結果、炉内黒鉛構造物の機械的特性の評価にこの解析モデルを適用できる見通しを得た。
角田 淳弥; 塙 悟史; 菊地 孝行; 石原 正博
JAERI-Tech 2003-023, 37 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-023.pdf:7.79MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてのTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。そこで、平成8年9月から平成10年6月にかけて視検査に用いる供用期間中検査装置の開発を行った。また、開発した検査装置を用いて炉心支持黒鉛構造物の初期据え付け時における目視検査を行った。その結果、TVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査で、鮮明な画像が得られることを確認するとともに、炉心支持黒鉛構造物の初期据付時の健全性を確認した。
柴田 大受; 石原 正博
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2001/08
黒鉛は酸化により機械的特性が低下するため、高温ガス炉の炉内黒鉛構造物は供用期間中検査においてその健全性を確認する必要がある。酸化による機械的特性の低下は黒鉛内部の気孔状態に依存するので、気孔状態の変化から機械的特性を評価するため、多孔質セラミックス中の気孔と超音波との衝突過程に基づく超音波伝播モデルの酸化黒鉛への適用性について検討した。この超音波伝播モデルを用いて、酸化の進行に伴う黒鉛のヤング率の低下について調べ、酸化に伴う黒鉛内部の気孔状態の変化として気孔寸法、気孔率に加えて気孔形状の変化が解析上重要な因子の一つであることを示した。その結果、酸化による黒鉛の機械的特性の低下の評価にこの解析モデルを適用できる見通しを得た。
柴田 大受; 石原 正博
Nuclear Engineering and Design, 203(2-3), p.131 - 141, 2001/01
多孔質セラミックスについて、気孔での超音波の反射特性を考慮して、反射法における超音波伝播モデルを開発した。このモデルでは、超音波の減衰要因として拡散と散乱による損失を扱うことが可能である。このモデルの妥当性を原子炉級黒鉛の超音波特性の試験データにより検証した。また、このモデルを用いて、超音波信号から多孔質セラミックスの機械的強度を評価する新たな手法を提案した。この方法の妥当性を高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内黒鉛構造物の受け入れ検査における試験データを用いて検証した。さらに、高温ガス炉の炉内黒鉛構造物の供用期間中検査(ISI)へのこの評価手法の適用についての提案した。
村主 進
原子力工業, 19(9), p.57 - 62, 1973/09
今後1年間の予定で原子炉安全工学講座を連載するが、その第1回の「原子炉安全工学概説」では、原子力発電の歴史、炉内の放射性物質に関する対策、一次冷却系統の健全性、一時冷却系等の破断に関する対策、反応度の制御などについて概説し、軽水炉を中心として安全工学の必要性および安全工学で取扱う範囲について述べる。
