[2O01-05] Reactor Pressure Vessel Steels 1

10:45 AM - 11:00 AM JST(1:45 AM - 2:00 AM UTC)

[2O05] Neutron irradiation tests of structural materials for nuclear reactors using JRR-3 and WASTEF(5) Post-irradiation examination of irradiated reactor pressure vessel steels

*Yoosung Ha¹, Kuniki Hata¹, Yuji Okada¹, Hiroki Ushijima¹, Kento Mitsui¹, Takumi Fuyushima¹, Yasuhiro Ishijima¹, Daisuke Nio¹, Masaya Watanabe¹, Susumu Tagami¹ (1. JAEA)

Keywords:

JRR-3,WASTEF,Neutron irradiation test,Post-irradiation examination,Reactor pressure vessel,Irradiation embrittlement

発電用軽水炉の原子炉圧力容器（RPV）においては、中性子照射脆化を考慮した構造健全性評価が実施されている。軽水炉の60年超運転での安全確保のためには、高照射量領域まで中性子照射したRPV鋼の照射脆化データを拡充し、RPVの健全性評価の精度向上を図る必要がある。本研究では、RPV鋼の溶接熱影響部の照射脆化感受性の確認等を目的としてJRR-3を用いて中性子照射試験を行い、廃棄物安全試験施設（WASTEF）にて照射後試験を実施することとした。国内PWR比較標準材や、銅含有量が高く照射脆化が大きいと考えられるRPV鋼を対象として、PWRの60年運転に相当する照射量約7 x 10¹⁹ n/cm²まで、照射温度290±10℃を目標に照射した。その後、WASTEFまで照射キャプセルを輸送し、キャプセルの解体作業やフルエンスモニタを用いた照射量評価を行った。発表では引張試験等の照射後試験結果を報告する。