2017年春の年会

講演情報

一般セッション

III. 核分裂工学 » 306-1 原子力安全工学(原子力施設・設備,PSAを含む)

[2M07-09] 軽水炉の安全評価

2017年3月28日(火) 11:10 〜 12:00 M会場 (16号館 16-504教室)

座長:中村 康一 (電中研)

11:40 〜 11:55

[2M09] 高温曝露したコンクリートの材料特性と非破壊評価の検討

*佐藤 佑眞1、ドーティマイ ズン1、鈴木 雅秀1、山田 知典2 (1. 長岡技術科学大学、2. 日本原子力研究開発機構)

キーワード:過酷事故、格納容器、コンクリート、高温、ひび割れ

原子力発電所の過酷事故時、コンクリートは設計条件を大幅に超えて高温に晒される可能性がある。高温曝露されたコンクリート構造物が非破壊試験で強度等を推定できるかを検討するため、コンクリート供試体の高温曝露試験を実施し温度と材料特性の関係等を明らかにした。