原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第3報 熱過渡強度試験

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 原子炉容器モデル熱過渡強度試験; 第3報 熱過渡強度試験
• Author/Editor: 渡士 克己; 金沢 誠一; 梅田 寿夫
• Author Heading: 渡士 克己; 金沢 誠一; 梅田 寿夫
• Publication Date: 1986-01
• Publication Date (W3CDTF): 1986-01
• Alternative Title: Thermal transient strength test of reactor vessel model; Thermal transient strength test
• Periodical title: PNC TN9410 86-035
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 本報告書は高速炉高温構造設計方針に定められているクリープ疲労強度の評価手法の裕度を定量的に把握する目的で構造物強度確性試験施設を用いて、原型炉の原子炉容器相当材及び施工法にて製作したまゆ型容器状の供試体を用いて繰返し熱過渡強度試験の試験内容と、試験後の供試体の解体検査結果について述べたものである。得られた主要な結果を以下に示す。(1)供試体に250$^{\circ}C$のナトリウムを15分間、600$^{\circ}C$のナトリウムを105分間流入させる加熱度サイクルを連続で1002サイクルまで繰返した。(2)1002サイクルの時点で試験を休止し、供試体中の200$^{\circ}C$のナトリウムが流動している状態で超音波探傷を実施し、欠陥指示が確認できたので、その時点で試験を終了した。(3)供試体の撤去、洗浄、解体を行い、染色浸透試験を実施した結果、出入口ノズル、計装ノズル、胴部及びライナースタット部に周方向、半径方向又は亀甲状のき裂が入っていた。(4)各き裂の代表部から試験片を切り出し、光学顕微鏡による観察及び走査電子顕微鏡による破面及びその断面を観察した結果、破面の殆んど全てが粒界であること、ストライエーションの認められる場所は非常に少ないこと及びテトライエーションの間隔は1$\mu$m程度であることがわかった。(5)き裂の深さは板厚40mmの胴部や鏡部で20$\sim$30mm程度あり、ストライエーション間隔と熱過渡1サイクルが対応しないことがわかった。本報告書に示した試験データは、今後の流動・伝熱・応力解析及び高速炉設計方針の裕度の実証に用いられる予定であるそれらの成果については続報にて報告する。; This report describes the thermal transient strength test results of the MONJU reactor vessel model, which purpose is to verify the safety margin for creep-fatigue failure described in the MONJU Design Guide. The main results are as follows. (1)The testing model was subjected to cyclic hot and cold shocks (250$^{\circ}$C $\leftrightarrow$ 600$^{\circ}$C) during 15 min. After each hot shock the model was holded at 600$^{\circ}$C for 105 min. (2)The thermal transient test was stopped at 1002 cycles, then ultrasonic examination was performed at 200$^{\circ}$C and many indications were observed. This test was ended at that time. (3)The test model was removed, cleaned, cut into some parts, then many circunferential, axial and craze cracking were found on the surfaces of the testing model by dye penetrant test. (4)The observation by optical and scanning electron microscope clarified that the most of crack surfaces were intergraunlar, and striation area was very limited. (5)There was no correspondence with striation spacing of about 1$\mu$m and one thermal cycle, because crack depths were 10$\sim$30 mm. (6)The data described in this report will be used for flow-heat transfer-stress analysis and verification of the safety margin against creep-fatigue failure.
• Source: /PNC-TN9410-86-035.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-86-035.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 本報告書は高速炉高温構造設計方針に定められているクリープ疲労強度の評価手法の裕度を定量的に把握する目的で構造物強度確性試験施設を用いて、原型炉の原子炉容器相当材及び施工法にて製作したまゆ型容器状の供試体を用いて繰返し熱過渡強度試験の試験内容と、試験後の供試体の解体検査結果について述べたものである。得...