[2O06-08] 圧力容器鋼2

11:10 〜 11:25

[2O06] ホットセルにおける中性子照射された原子炉圧力容器鋼の加工及び試験技術開発

*渡邊 勝哉¹、河 侑成¹、松本 直弥²、星野 一豊²、佐野 成人¹、田上 進¹、宇佐美 浩二¹、端 邦樹¹、知見 康弘¹ (1. JAEA、2. 原子力エンジニアリング)

キーワード：

WASTEF、材料照射試験、照射後試験、原子炉圧力容器鋼、照射脆化

原子炉の長期運転に伴い、原子炉圧力容器（RPV）は中性子照射を受けて脆化する。長期運転での安全性確保のためには、照射脆化したRPV鋼の機械的特性の適切な評価が必要である。照射後のRPV鋼は放射化しているため、ホットセル内で遠隔操作により取り扱う必要がある。JAEAではRPV鋼の機械的特性試験のための試験装置類を廃棄物安全試験施設（WASTEF）に整備し、研究開発を行っている。具体的には、照射試料の受け入れ、マニプレータを用いた遠隔での試料の切断・切削・放電加工等によるMini-C(T)試験片やSS3試験片の製作、破壊靭性試験や引張試験を行っている。本発表では、WASTEFで実施している研究開発のうち、試験片の加工技術や試験の実施状況を報告する。