[3D01-07] 事故炉の各種評価

[3D05] 炉材料の強度及び微細組織への事故時の過熱の影響

(1)過酷事故を考慮した原子炉器材料の強度評価

*橋本 健吾¹、野口 耕平¹、實川 資郎¹ (1. 福島工業高等専門学校)

キーワード：福島第一原⼦⼒発電所 、廃⽌措置 、格納容器鋼の強度、温度履歴の効果

溶融燃料が接近したことにより福島第⼀原⼦力発電所の1号機などの格納容器材料は加熱され、構造強度に影響を受けた可能性がある。また、冷却用の水の注⼊の結果、加熱された材料は様々な速度で冷却されたと考えられる。TMI-2の事例でも、同様の加熱及び冷却が起きたとの報告がある。このような背景から、ここでは福島第一原子力発電所で使用されている格納容器材料(類似材を使用)において加熱条件、冷却条件等をパラメータに熱履歴を与え、それらによる鋼材の強度特性への影響を実験的に検討した。具体的には熱履歴を与えた材料に対して硬さ試験、引張試験、破壊靭性試験、組織の観察等を通して様々な観点から評価した。