論文
BWRプラントにおけるSCC対策の実機適用と評価
著者:
山下 裕宣,Hironobu YAMASHITA,岡村 祐一,Yuichi OKAMURA,安川 宏,Hiroshi YASUKAWA,水谷 淳,Jun MIZUTANI,二見 常夫,Tsuneo FUTAMI
発刊日:
公開日:
1.背景および概要沸騰水型原子炉(BWR)プラントにおける応力腐食割れ(SCC)の発生事例は、1974年に米国で原子炉一次系のステンレス鋼配管に確認され、国内においても、多くの事例が確認されている。炉心シュラウドについては、1990年にスイスで、1993年には米国、翌年には東京電力福島第一2号機で も確認された。本稿では、国内BWRプラントにおけるSCC対策と して実機に適用された工法と評価について述べる。2.原子炉内大型構造物の取替2-1) 概 要1994年に福島第一2号機シュラウド中間リング溶接 部(......
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:
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
極値統計法による腐食レールの最大さび厚の推定および腐食程度毎のレールの疲労強度の解明
著者:
水谷 淳,Jun MIZUTANI,細田 充,Mitsuru HOSODA 山本 隆一,Ryuichi YAMAMOTO
発刊日:
公開日:
レールの損傷要因のひとつに、レールの腐食がある。本研究では、腐食レールのさび厚に着目して、レールの腐食程度を定量的に把握した。その際に、極値統計理論を用いて曲げ疲労試験による破断予測箇所における最大さび厚を推定した。また、曲げ疲労試験を実施し、レール側面から取得した腐食量から各腐食程度のレール疲労強度に及ぼす影響を明らかにした。そのうえで、レールの腐食を考慮可能な余寿命推定手法を構築し、レールの余寿命を試算した。...
英字タイトル:
Estimation of Maximum Rust Thickness of Corroded Rails by Extreme Value Statistics and Elucidation of Fatigue Strength of Rails for Each Degree of Corrosion