2016 Annual Meeting

Presentation information

Oral Presentation

V. Fusion Energy Engineering » 501-2. Fusion Reactor Material Science (Reactor and Blanket Materials, Irradiation Behavior)

[2L17-20] Fusion reactor materials (Material strength evaluation method / Structual health monitoring)

Sun. Mar 27, 2016 5:25 PM - 6:30 PM Room L (Lecture Rooms C C105)

Chair: Ryuta Kasada (Kyoto Univ.)

5:40 PM - 5:55 PM

[2L18] Strength and pressure integrity evaluation of blanket first wall and necessary material data

*Hisashi Tanigawa1, Hyoseong Gwon1, Takanori Hirose1, Yoshinori Kawamura1 (1.JAEA)

Keywords:ASME, Boiler & Pressure Vessel Code, F82H, 9Cr-1Mo-V, allowable stress

開発に取り組んでいる固体増殖・水冷却方式のブランケットを対象として、筐体構造の健全性を評価した。表面熱負荷および中性子負荷に起因する応力が最も大きい第一壁に注目し、冷却水圧力を加えた荷重条件において、圧力容器構造基準であるASME Boiler and Pressure Vessel Codeにしたがって応力状態を評価した。一次応力の制限、一次+二次応力の制限、ひずみの制限などについて評価するとともに、許容値に関連して必要となる材料データを整理した。構造材料の候補である低放射化フェライト鋼(F82H)について、必要な材料データに対する取得および整備状況を分析した。F82Hのデータについては規格化された類似鋼である9Cr-1Mo-V鋼のデータと比較し、健全性評価手法の適用性について検討した。