並列タイトル等Thermal transient strength test of reactor vessel model; Vol.7 Ultrasonic testing and acoustic emission monitoring
一般注記本報告書は構造物強度確性試験施設(TTS)で実施した原子炉容器モデル熱過渡強度試験の予備検討、供試体の設計・製作、試験からき裂の解析・評価に致る12冊の報告書の中で、熱過渡強度試験において供試体における試験途中のき裂の有無を検査する手段として用いた超音波探傷(UT)とアコースティック・エミッション(AE)計測結果について述べたものである。熱過渡強度試験は上記モデルに繰返しの熱過渡荷重を負荷して破損データを得ることによって、「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」の安全裕度を実証する目的で実施した試験である。UT及びAEで得られた主要な結果を下に示す。(1)供試体中に200$^{\circ}C$のナトリウムが流動している状態で板厚25㎜の部分及び40㎜の部分のSUS304母材と溶接部を超音波探傷した結果、欠陥指示が認められた。供試体を解体したところ、欠陥指示に対応した場所き裂の存在を確認し、高温超音波探傷が溶接部を含む構造物のき裂の検査に有効であることがわかった。(2)1002サイクルの熱過渡試験中、連続してAEをモニターした結果、ナトリウムの流動や混合、構造物の塑性変形とは異なるイベント数及びリングダウンカウント数(どちらもAE信号の一種)の明らかな変化率の増加を700サイクル近傍以後で観察した。AEは構造物におけるき裂の発生繰返し数及び進展速度を計測できる可能性の高いことがわかった。
This report is one of 12 volumes describing the testing and analytical results associated with thermal transient strength test of reactor vessel model. The objective of the test is to validate the creep-fatigue damage evaluation method described in "MONJU Design Guide". The contents of this report are the results of ultrasonic testing (UT) and acoustic emission monitoring (AE) during thermal transient cycles for crack ditection. The main results are as follows; (1)The base metal and the welding joint of 25mm thick and 40mm thick portions were examined by UT. During UT period, sodium at 200$^{\circ}$C was flowing in the model. The UT was effective and showed many defect indications. After that, the testing model was cut into some pieces, then we confirmed cracking at every UT indications. (2)The results of continuous AE monitoring during thermal transient of 1002 cycles showed that the increasing rates of the event number and ring down count number clearly changed at about 700 cycles.
一次資料へのリンクURL/PNC-TN9410-86-100.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System