2018年秋の大会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[1C14-17] 原子炉圧力容器2

2018年9月5日(水) 16:25 〜 17:30 C会場 (B棟 B21)

座長:福谷 耕司(INSS)

16:25 〜 16:40

[1C14] 平成29年度原子炉圧力容器及び炉内構造物の照射影響評価手法の高度化

(1) Zion発電所1号機圧力容器廃炉材の板厚方向破壊靭性分布

*山本 真人1、小林 知裕1 (1. 電力中央研究所)

キーワード:圧力容器鋼、廃炉材、破壊靭性、マスターカーブ法、超小型C(T)試験片

米国で廃炉となったZion発電所1号機の原子炉圧力容器を対象とし、板厚の各部から採取した超小型のC(T)試験片(Mini-C(T)試験片)を用いてマスターカーブ法に基づいた評価を実施し、延性-脆性遷移温度域における破壊靭性の板厚方向分布を明らかにした。圧力容器内表面に近い位置から採取した材料は、内部に比べ中性子照射量が高いにもかかわらず高い破壊靭性を示し、マスターカーブ法で評価される参照温度(T0)が最大で50度低い値となった。15年程度の商用運転を経た実機材料においても、その破壊靭性は初期の破壊靭性分布に支配されており、加圧熱衝撃事象などの評価対象となる内表面近傍の材料は監視試験で使用される1/4厚さの材料より高い破壊靭性を保っていることが明らかとなった。