[3I01-08] 原子炉設計、原子力発電所の建設、耐震性

10:15 〜 10:30

[3I03] NuScale "VOYGR^TM"の開発実証(10) 原子炉機器の設計・製造技術検討

*鮎澤 康正¹、長船 亮司¹、小池 大介¹、森本 泰巨²、Boyadjian Paul³ (1. IHI、2. 日揮グローバル、3. NuScale Power)

キーワード：

SMR、NuScale、VOYGR、設計製造技術

NuScale SMR 原子力発電所であるVOYGR^TMは、実証済みの軽水炉技術を活用しながら、小型化・設計の簡素化を進めた革新的な原子炉である。NuScale Power Modules（NPM）を構成する格納容器（CNV）には、軽量化および耐食性の観点から高強度のマルテンサイト系ステンレス鋼および窒素強化オーステナイト系ステンレス鋼が使用される。しかしながら、これらの材料をCNVのような大型容器に適用した実績は無く、その製造や溶接には技術課題が存在する。そのため、溶接性や機械的特性を調べるために、様々な溶接プロセスで溶接モックアップテストを実施した。本報では、マルテンサイト系ステンレス鋼と窒素強化オーステナイト系ステンレス鋼の異材溶接に関する継手性能評価試験の結果を中心に紹介する。