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論文

Inspection techniques for primary pressurized water cooler tubes in the high temperature enigneering test reactor

竹田 武司; 古澤 孝之; 篠崎 正幸*; 宮本 智司*

Nuclear Engineering and Design, 217(1-2), p.153 - 166, 2002/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.59(Nuclear Science & Technology)

逆U字型の伝熱管136本を有する1次加圧水冷却器(PPWC)は、HTTR(高温工学試験研究炉)の1次冷却設備に据え付けられている。HTTRは、日本で初めての高温ガス炉であり、出口ガス温度は950$$^{circ}C$$である。PPWC伝熱管は、1次冷却材圧力バウンダリを形成している。PPWC伝熱管の供用期間中検査を効率的に実施するため、探傷試験技術を確立すべきである。そこで、渦流探傷試験と超音波探傷試験用プローブを用いた自動探傷システムを開発した。本研究の中で、模擬欠陥試験体を用いたモックアップ試験により、探傷プローブの欠陥検出性能及びPPWC伝熱管の非破壊検査への自動探傷システムの適用性について調べた。自動探傷システムにより、探傷プローブを模擬欠陥試験体内の所定の位置に一定速度で円滑に挿入,引抜くことが可能となった。さらに、自動探傷システムを用いたPPWC伝熱管の探傷技術の信頼性を実証するため、最高到達原子炉出力約55%のHTTR試験運転後の原子炉停止期間において、PPWC伝熱管の非破壊検査を実施した。非破壊検査を通じて、検査PPWC伝熱管外面に欠陥は無いことが確認できた。

報告書

HTTR(高温工学試験研究炉)の1次加圧水冷却器伝熱管の非破壊検査に対する自動探傷システムの適用(共同研究)

竹田 武司; 古澤 孝之; 宮本 智司*

JAERI-Tech 2001-050, 37 Pages, 2001/07

JAERI-Tech-2001-050.pdf:3.82MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の1次加圧水冷却器(PPWC)伝熱管は、1次冷却材圧力バウンダリを形成しており、安全上重要である。PPWC伝熱管の探傷試験技術を確立するため、渦流探傷試験(ECT)用ボビン型プローブ,回転型及び超音波探傷試験(UT)用回転型プローブを用いた自動探傷システムを開発した。本システムを用いて、HTTRの原子炉停止期間(報告時点における最高到達原子炉出力は約55%)において68本(抜取率50%)のPPWC伝熱管の非破壊検査を実施した。その結果、ECTにおける信号/ノイズ比の最大値は1.8であり、当該PPWC伝熱管で得られたリサージュ波形の軌跡及び位相は、模擬欠陥試験体に対して得られた結果と異なった。さらに、UTにおけるエコ-振幅はいずれの検査部位も20%距離振幅校正曲線を下回った。ゆえに、検査したPPWC伝熱管にプローブの検出指標を超える深さの外面欠陥は無いことが確認できた。

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