1. 緒言
て残留応力の状態から周方向のひび割れが発生する - 東海第二発電所は、第 24回定期事業者検査期間中可能性を否定できないことから、周方向のひび割れを の炉内構造物検査において、第 21 回定期事業者検査 仮定して維持規格に基づき進展評価及
1. 緒言
て残留応力の状態から周方向のひび割れが発生する - 東海第二発電所は、第 24回定期事業者検査期間中可能性を否定できないことから、周方向のひび割れを の炉内構造物検査において、第 21 回定期事業者検査 仮定して維持規格に基づき進展評価及
1. 緒言
我が国の主力電源である軽水型原子力発電所では、 プラントの安全・安定運転を確保するため、日常の影響評価について、特に産学共同で実施してきた内 容を中心に紹介する。 心音山にノV1G、TVに圧式大型犬心しいの 容を中心に紹介する。
Zhanpeng Lu, Tetsuo Shoji, Kazuhiko Sakaguchi, Fanjiang Meng, Yubing QiuFracture and Reliability Research Institute, Tohoku
1. はじめに
- 沸騰水型原子炉の配管や炉内構造物に使用され ている 316系低炭素ステンレス鋼の材料劣化事象の 1つとして、応力腐食割れ (SCC)が知られている。 低炭素ステンレス鋼の SCC 発生には、機械加工によ って生じる材料表面の加工硬
1. 緒言
- ウォータージェットピーニング(WJP)は、原子力発電所 の原子炉内部構造物の高経年化に伴う溶接線近傍の応力 腐食割れ(SCC)に対する有効な予防保全工法の一つであ り、1999年以降、多くの実績を積み重ねてきたい。 - WJP とは、
1. 緒言
プラント高経年化に伴い潜在的経年劣化事象が新たに 発現する可能性が懸念される。ここでは潜在的経年劣化 事象として今までに経験したことのない未経験事象に加 えて既知事象であるがそれらの連成事象・連鎖事象を含 めて考えることにする。従来、現象
1.緒 言
プラントの高経年化進行に伴い工学的に予見し難い部位で新たに発現する可能性のある経年劣化事象及び事象の複合作用として発現する可能性のある経年劣化事象(以下「潜在事象」という)について科学的合理性をもってプロアクティブ(先見的)に予見してお
隙間に磁性体を配置した小型ECTセンサのプロトタイプを試作し、曲率半径5mm 曲面に存在する深さ0.5mm の
擬試験体を用いた試験結果について報告する。
放電加工(EDM: Electrical Discharge Machining)スリッ
Graduate School of Engineering, Tohoku University Ziqing ZHAI Member
Graduate School of Engineering, Tohoku University H
1.緒言
すき間付き定ひずみ曲げ(CBB)試験は、沸騰水型 原子炉(BWR)一次冷却水環境における鋭敏化ステン レス鋼のSCC感受性を評価するための実験室加速試験 法として開発され 1)、現在では高温水環境中における 各種耐食合金のSCC感受性評価
1.はじめに
電力中央研究所 材料科学研究所 PD センターは、日 本非破壊検査協会規格 NDIS 0603 の附属書に従い、 2006 年 3 月より軽水型原子力発電所のオーステナイト 系ステンレス鋼配管溶接部におけるき裂高さ(深さ) 測定の P
1.緒 言
プラントの高経年化に伴い工学的に予見し難い部位で 新たに発現する可能性のある経年劣化事象及び事象の複 合作用として発現する可能性のある経年劣化事象(以下 「潜在事象」という)について科学的合理性をもってプ ロアクティブ(先見的)に予見
1.緒言
1999年12月、日本原子力発電(株)敦賀発電所1号機(BWR)の炉内構造物であるシュラウドサポートに多数のひび割れが発見された(Fig.1)。原因調査の結果、その原因はシュラウドサポート溶接部(ニッケル基合金:インコネル182
1.Introduction Laser-ultrasonics has brought practical solutions to a variety of nondestructive evaluation problems that cann
1.緒言 1999年12月、日本原子力発電(株)敦賀発電所1号機
(沸騰水型軽水炉(BWR:Boiling Water Reactor) の炉内構造物の一つであるシュラウドサポートに多数のひび割れが発見された。[1(] Fig.1)調査の結果、原
1. 緒言
一般に構造物は供用期間中に徐々に経年変化が進行することが知られている。原子力発電所の機器もこの一般則を免れず運転時間の経過とともに経年変化が進行するとの認識から、2003年10月、経年変化を前提と した技術基準が我が国の原子力規
1.はじめに
1970年代中頃に、沸騰水型原子力発電所(以下、BWR:Boiling Water Reactor)においてSUS304ステンレス鋼製の原子炉再循環系配管の溶接熱影響部に応力腐食割れ(以下、SCC:Stress Corrosi
1. 緒論
、原子力プラントの供用期間中検査においては超音波探傷試験法(Ultrasonic Testing)が主に用いら
原子力プラントが日本で初めて運転を開始して30年 が経過した今、プラントの保全をめぐる動きは
1.緒言
本格的な商用原子力発電が開始されてから30年を経 た現在、高経年化対策が重要な課題となっている。炉内構造物に関しては、近年、多くの炉心シュラウドや再循環系配管において発生が報告されているように高ニッケル基合金やオーステナイト系ステ
1.緒言
加圧水型原子炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸 騰水型原子炉(BWR: Boiling Water Reactor)の原子炉圧力容 器や原子炉内構造物を対象とした応力腐食割れ(SCC: St
「Stress Corrosion Cracking」と一致する結果は見つかりませんでした。