Hideaki TOKUMA
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解説記事
原子力発電所用機器における渦電流探傷試験に係わる日本電気協会技術指針（JEAG4217）
著者:
高木 敏行,Toshiyuki TAKAGI,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,野中 善夫,Yoshio NONAKA,
発刊日:
公開日:
高木 敏行,Toshiyuki TAKAGI,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,野中 善夫,Yoshio NONAKA,
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１．はじめに国内の原子力発電所は、機器ごとに適切な周期で様々な検査が行われている。この検査で、万が一、き裂が見つかった場合は、日本機械学会 発電用原子力設備規格 維持規格（以下、維持規格と略す）等に従い、健全性評価が行われている。また、必要に応じ、補修などの適切な処置が行われ、機器の健全性が確保されている。例えば、原子力発電所の主要機器の一つである原子炉圧力容器等の検査には、目視試験、表面試験、体積試験などがある。この目視試験は、主に水中カメラが利用されているが、その代わりとして超音波探傷試験または渦......
論文
原子炉再循環系配管のSCC損傷評価
著者:
鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAYA,設楽 親,Chikashi SHITARA,水谷 淳,Jun MIZUTANI,坂下 彰浩,Akihiro SAKASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA
発刊日:
公開日:
鈴木 俊一,Shunichi SUZUKI,熊谷 克彦,Katsuhiko KUMAGAYA,設楽 親,Chikashi SHITARA,水谷 淳,Jun MIZUTANI,坂下 彰浩,Akihiro SAKASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA
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背景および概要近年、国内の沸騰水型原子力発電プラント（BWR）炉心シュラウドや再循環系（PLR）配管等の低炭素ステンレス鋼製機器の溶接部で、多数の応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking: 以下、SCC） が確認された［1］。2003年10月には健全性評価制度が法制化され、SCC 等の欠陥が発生した機器についても、機械学会維持規格［2］に基づく技術的評価により健全性が確認されれば継続運転が可能となった。ただし、PLR配管のSCCに ついては、従来の超音波探傷検査（UT）では十分な精......
論文
原子炉再循環系配管のSCC深さサイジング技術
著者:
古川 敬,Takashi FURUKAWA,古村 一朗,Ichiro KOMURA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,福田 俊彦,Toshihiko FUKUDA
発刊日:
公開日:
古川 敬,Takashi FURUKAWA,古村 一朗,Ichiro KOMURA,山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,徳間 英昭,Hideaki TOKUMA,福田 俊彦,Toshihiko FUKUDA
発刊日:
公開日:
1．はじめに国内の沸騰水型原子力発電設備の再循環系配管（以下PLR配管と記す）で使用されている低炭素オーステナイト系ステンレス鋼（以下SUS316L系材と記す）配 管の一部でひび割れが発見され、超音波探傷試験（以下UTと記す）による深さ測定が行われた。この測定に用いられたUT手法は、横波を用いた端部エコー法（以下従来UTと呼ぶ）を適用した。その後の金属調査の結果、ひび割れは応力腐食割れ（Stress CorrosionCracking 以下SCCと記す）であることが判明した。また従来UTで測定したひび割れ......