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下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二
Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 12 Pages, 2024/05
From the results of the internal investigation of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2, it was confirmed that part of the fuel assembly (upper tie plate) had fallen to the bottom of the pedestal periphery. From this result, it could be presumed that RPV has a hole large enough for the upper tie plate to drop. However, internal investigations have not revealed where the holes are located at the bottom of the RPV. One of failure mode of the RPV lower head would be assumed to be mechanical failure. In this failure, it is assumed that the RPV lower head will be damaged due to the accumulation of creep damage caused by core material above the creep temperature of the RPV substructure materials falling into the lower plenum. Such damage evaluation is performed by thermohydraulic-structure coupled analysis. In the analysis during accident, the RPV lower head is exposed to high temperature conditions. Therefore, the material properties of the RPV material in the high temperature range are required for evaluation by analysis. In this study, we obtained the strength data of RPV material form the creep temperature range to near the melting point and formulated the material property formulas (elastoplastic stress-strain, creep strain, creep rupture) necessary for mechanical failure evaluation.
若井 栄一; 大塚 英男*; 松川 真吾; 古谷 一幸*; 谷川 博康; 岡 桂一朗*; 大貫 惣明*; 山本 敏雄*; 高田 文樹; 實川 資朗
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1077 - 1084, 2006/02
被引用回数：11 パーセンタイル：59.03(Nuclear Science & Technology)微小試験片の試験技術は核融合炉材料の強度特性を調べるために発展しているが、これは特に、IFMIFでは照射スペースが小さくならざるを得ないことに由来している。本研究ではF82H鋼を用いて微小な曲げ試験片(ノッチ部に疲労予亀裂入)であるt/2の1/3PCCVN(pre-cracked Charpy V-Notch)とDFMB(deformation and fracture mini bend)を作製し、これらの曲げ試験片の靭性を評価するための新しい試験装置の開発について紹介する。本装置は約-180
Cから300Cまでの範囲で、変位量を高精度に制御して試験できるように設計した。また、室温でこれらの試験片を用いて静的破壊靭性試験を行い、大きめのサイズを持つ0.18DCT試験片の試験結果との比較を行った。加えて、t/2-CVNと1/3CVN及びt/2-1/3CVN片を用いて、衝撃試験によって得られた吸収エネルギーの温度変化から延性脆性遷移温度(DBTT)を評価し、t/2-1/3CVNのDBTTは大きい試験片の場合より約30C低くなる結果を得た。他方、微小引張り試験やスモールパンチ試験による強度とDBTT等の評価も同様に進めた。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12
被引用回数：171 パーセンタイル：99.28(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。
林 博和; 湊 和生
JAERI-Conf 2001-016, 181 Pages, 2001/12
JAERI-Conf-2001-016.pdf:11.72MB
溶融塩技術を利用した物質の分離や合成は、新たな物質科学の分野を展開していくものとして、近年、調査・研究が精力的に行われてきている。原研物質科学研究部アクチノイド科学研究グループは、日本原子力学会再処理・リサイクル部会と共催で、2001年7月18日に原研東海研において、本ワークショップを開催した。本ワークショップでは、溶融塩の構造や物性から乾式再処理技術と計算シミュレーションに至る、溶融塩技術の基礎から応用までの広範囲にわたる11件の講演が行われるとともに、活発な討議が行われた。
井口 正
JAERI-Research 2000-050, 107 Pages, 2000/09
JAERI-Research-2000-050.pdf:4.29MB
BWR燃料と模擬燃料の伝熱特性、特に熱容量及び熱的時定数を検討した。BWR燃料からの単位長さあたりの熱容量cp 
A(kJ/mK)は、300
から800の範囲では、0.34kJ/mKから0.36kJ/mKの範囲にあると見積もられる。模擬燃料の熱容量は、製作上のばらつきの影響、高さ位置の違いの影響は小さく、温度が高いほど大きい。異常時炉心伝熱試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.38kJ/mKとなり、この値は実機平均値(0.35kJ/mK)の+9%である。一方、核熱結合試験の模擬燃料の熱容量は、600Kで約0.42kJ/mKとなり、この値は実機平均値の+20%である。熱的時定数は、表面熱伝達率、熱拡散率、ギャップコンダクタンスに関係する。表面熱伝達率が小さい場合、表面熱伝達が伝熱を支配し、熱的時定数は表面熱伝達率に関係する。表面熱伝達率が大きい場合、内部熱伝導が伝熱を支配し、熱的時定数は熱拡散率に関係する。前者の場合、1点近似モデルが成立し、時定数は表面熱伝達率に反比例する。この場合、表面熱伝達率が1kW/m
Kのとき、BWR燃料、模擬燃料の熱的時定数はそれぞれ約10s、約13sと見積もられた。一方、後者の場合、時定数は表面熱伝達率にかかわらず、熱拡散率に逆比例する一定値に漸近する。この場合、BWR燃料では約5s、模擬燃料では1s以下と見積もられた。ギャップコンダクタンスが小さくなると、ギャップ部の伝熱が支配的になり、この場合熱的時定数はギャップコンダクタンスに関係する。
奥 達雄*; 車田 亮*; 中田 昌幸*; 武田 和孝*; 川又 清弘*; 荒井 長利; 石原 正博
Proceedings of 24th Biennial Conference on Carbon (CARBON '99), p.574 - 575, 1999/07
炭素繊維複合材料について、機械的特性の照射効果を調べるために、TIARAを用いて175MeVのエネルギーでアルゴンイオン照射を行い、照射後ダイナミック硬さを調べた。照射後試験の結果ヤング率及び強度との相関が良いとされるB及びDパラメータに照射による増加が認められ、照射による硬化が確認された。また、これらのパラメータは、損傷が最大となる領域(表面から約50
m; 損傷は0.15dpa)からの影響を受けるため、押し込み荷重を変化させることにより増加量に変化が認められた。さらに、定性的評価ではあるが、ダイナミック硬さを計測する方法は炭素繊維材料の照射損傷の程度を調べるために有効であることがわかった。なお、本研究は「炭素繊維複合材料の照射損傷の評価」に関する茨城大学との共同研究として実施したものである。
磯崎 敏邦; 大場 敏弘; 植田 脩三
日本機械学会論文集,A, 42(359), p.2034 - 2041, 1976/00
オーステナイト系ステンレス鋼SUS304は高速増殖炉1次冷却系構造材料として使用される。高速増殖炉の核暴走事故時には構造物は衝撃荷重を受けることが予想され、このような衝撃荷重に対する原子炉構造物の健全性を評価するためには構造材料の機械的性質に与えるひずみ速度の効果を明らかにしておく必要がある。本報では以上の目的のもとに、オーステナイト系ステンレス鋼SUS304を供試材として火薬爆発力を直接利用した高温衝撃引張試験を実施した。実験温度は室温、400C、600Cの3段階とし火薬薬量をパラメーターとして引張過程中のひずみ速度を変化させた。その結果各実験温度において引張強さ、伸びおよび変形エネルギーなどの機械的性質に与えるひずみ速度の効果が明らかになった。
中野 寛子; 武内 伴照; 広田 憲亮; 井手 広史; 塙 正成*; 土谷 邦彦
no journal, ,
福島第一原子力発電所の事故以来、過酷事故時の原子力発電所の状況を監視するために研究開発を行った。過酷事故時には、原子炉容器が高温・高放射線に曝されることから、原子炉容器内の温度や圧力を長時間測定することが困難になる可能性がある。そのため、耐放射線性及び耐熱性に優れた無機絶縁(MI)ケーブルの開発が必要である。本研究では、過酷事故模擬環境下でも使用可能なMIケーブルを開発するために、過酷事故模擬条件においてMIケーブルの電気特性及び腐食特性を評価した。その結果、過酷事故模擬環境下でも使用可能な高温MIケーブルとして、ニッケル合金をシース材に用いたMIケーブルを提案できる見通しが得られた。
