JPS6232391A - 原子炉圧力容器 - Google Patents
原子炉圧力容器Info
- Publication number
- JPS6232391A JPS6232391A JP60171900A JP17190085A JPS6232391A JP S6232391 A JPS6232391 A JP S6232391A JP 60171900 A JP60171900 A JP 60171900A JP 17190085 A JP17190085 A JP 17190085A JP S6232391 A JPS6232391 A JP S6232391A
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- Japan
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- pressure vessel
- steel
- reactor pressure
- strength
- stress
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野１
本発明は原子炉圧力容器に関するものである。
［発明の技術的背景とその問題点１
原子炉圧力容器は、原子力発電所の心臓部とも言うべき
もので、その内部に炉心を収納している。
もので、その内部に炉心を収納している。
この原子炉圧力容器の使用条件は沸騰水型原子炉では約
ＴＯ気圧、３００℃であり、また加圧水型原子炉では約
１５０気圧、約３５０℃であって、いずれにしても原子
炉圧力容器内面は、高温高圧純水に曝されている。これ
ら原子炉圧力容器の中には原子炉燃料が入っているため
その就仝性は信頼度の高いものが要求される。
ＴＯ気圧、３００℃であり、また加圧水型原子炉では約
１５０気圧、約３５０℃であって、いずれにしても原子
炉圧力容器内面は、高温高圧純水に曝されている。これ
ら原子炉圧力容器の中には原子炉燃料が入っているため
その就仝性は信頼度の高いものが要求される。
一般に、脆性破壊ＮＭ造物が何の前ぶれもなく瞬時に破
壊する現象）を防止する観点から原子炉圧力容器用鋼材
には高靭性材料が用いられている。
壊する現象）を防止する観点から原子炉圧力容器用鋼材
には高靭性材料が用いられている。
一方、原子炉圧力容器は上述のようにその使用条件が高
圧であるため所定の強度（−引張強さ）が必要とされる
為原子炉圧力容器用鋼材には高強度材料の機能も併せて
必要となる。また原子炉圧ノ〕容器の内面は高温純水中
に曝されるため、この内面に耐食性の良好なステンレス
鋼で内張を行い、原子炉圧力容器の耐食性を向上させて
いる。一方、原子炉圧力容器の設Ｒ１は通産省告示第５
０１号や米国ＡＳＭＥ規格のような設計基準に基づいて
設計されており、その強度については充分なマージンを
持つように材料によって許容値が定められている。
圧であるため所定の強度（−引張強さ）が必要とされる
為原子炉圧力容器用鋼材には高強度材料の機能も併せて
必要となる。また原子炉圧ノ〕容器の内面は高温純水中
に曝されるため、この内面に耐食性の良好なステンレス
鋼で内張を行い、原子炉圧力容器の耐食性を向上させて
いる。一方、原子炉圧力容器の設Ｒ１は通産省告示第５
０１号や米国ＡＳＭＥ規格のような設計基準に基づいて
設計されており、その強度については充分なマージンを
持つように材料によって許容値が定められている。
第５図には現用の沸騰水型原子炉圧力容器の構造の一例
を示す。同図において、３は原子炉圧力容器、４はクラ
ッドである。ところで、１１００ＭｅＷ級の原子炉圧力
容器の板厚は１６０１１１１以上となり極厚鋼としての
取扱いが必要となり、極めて高い品質が要求される。通
常、原子炉圧力容器の板厚は次式で決定される。
を示す。同図において、３は原子炉圧力容器、４はクラ
ッドである。ところで、１１００ＭｅＷ級の原子炉圧力
容器の板厚は１６０１１１１以上となり極厚鋼としての
取扱いが必要となり、極めて高い品質が要求される。通
常、原子炉圧力容器の板厚は次式で決定される。
ここで ［：圧力容器胴の板厚
Ｐ：内圧
Ｒ：圧力容器胴の半径
に：定数
α：材料の耐力
上式から分るように、原子炉圧力容器の板厚【は内圧Ｐ
に比例し、材料の引張強度に反比例する。
に比例し、材料の引張強度に反比例する。
従って内圧即ち最高使用圧力が同じ条件では高強度材Ｉ
４ｒを用いる程板厚を薄くすることが出来、圧力容器の
軽量化が計れる。
４ｒを用いる程板厚を薄くすることが出来、圧力容器の
軽量化が計れる。
しかしながら、一般には鉄鋼材料では材料の強度をあげ
た場合靭性値は低下する傾向にある。このことは材料に
切欠きゃ欠陥が存在した場合にこれらの切欠や欠陥から
不安定亀裂を起す可能性が高くなることを示している。
た場合靭性値は低下する傾向にある。このことは材料に
切欠きゃ欠陥が存在した場合にこれらの切欠や欠陥から
不安定亀裂を起す可能性が高くなることを示している。
［発明の目的］
本発明は上記事情を考慮してなされたもので、その目的
は、高強度、高靭性の材料特性を有する鋼板を用いた原
子炉圧力容器を提供覆る・ことにある。
は、高強度、高靭性の材料特性を有する鋼板を用いた原
子炉圧力容器を提供覆る・ことにある。
［発明の概要］
本発明は上記目的を達成するために、高張力鋼を母材と
し、この母材の両側に軟鋼または不鋳鋼等の高靭性材を
接合することにより、高強度・高靭性特性を備えた鋼板
を用いた原子炉圧力容器に関するものである。そして、
接合材には母材より熱膨脹率の低い材料を使用すること
により原子炉運転時に内外面共圧縮の残留熱応力を発生
させて切欠き感度を低めるようにしたものである。
し、この母材の両側に軟鋼または不鋳鋼等の高靭性材を
接合することにより、高強度・高靭性特性を備えた鋼板
を用いた原子炉圧力容器に関するものである。そして、
接合材には母材より熱膨脹率の低い材料を使用すること
により原子炉運転時に内外面共圧縮の残留熱応力を発生
させて切欠き感度を低めるようにしたものである。
［発明の実施例］
本発明の実施例を図を用いて説明する。
第１図は本発明に係る鋼材の断面図を示すもので、８０
〜１００ｋｇ／ｌｌ１ｍ２級の高張力鋼１の両側にステ
ンレス鋼２をクラッド溶接した例を示している。
〜１００ｋｇ／ｌｌ１ｍ２級の高張力鋼１の両側にステ
ンレス鋼２をクラッド溶接した例を示している。
第２図には本鋼材を用いた場合の応力−歪特性を実線で
示しており、また現用の原子炉圧力容器用として一般に
用いられている鋼材の応力−歪特性を１点鎖線で示して
いる。この第２図より明らかなように、原子炉圧力容器
の板厚を快定づける降伏応力は現用の鋼材に比べ木４１
１材の方が遥かに高いことが分る。したがって、この降
伏応力の上背分に比例して原子炉圧力容器用鋼板の板Ｊ
？を薄くできる。これにより原子炉圧力容器の軽量化が
可能となる。たとえば、現用沸騰水型原子炉の原子炉圧
力容器の１ｆｆｉは約７５０ｔであるが、現用材（ＳＦ
ＶＱ）の２倍の強度を持つ材料を使用することにより約
３７０ｔにすることができる。また同図中の破線はクラ
ッドの厚みによる材料の応力・歪関係も示しており、破
線で示すように実線に比ベクラツド厚さを厚くした方が
破断ひずみが増大しており、より高延性側に移行する。
示しており、また現用の原子炉圧力容器用として一般に
用いられている鋼材の応力−歪特性を１点鎖線で示して
いる。この第２図より明らかなように、原子炉圧力容器
の板厚を快定づける降伏応力は現用の鋼材に比べ木４１
１材の方が遥かに高いことが分る。したがって、この降
伏応力の上背分に比例して原子炉圧力容器用鋼板の板Ｊ
？を薄くできる。これにより原子炉圧力容器の軽量化が
可能となる。たとえば、現用沸騰水型原子炉の原子炉圧
力容器の１ｆｆｉは約７５０ｔであるが、現用材（ＳＦ
ＶＱ）の２倍の強度を持つ材料を使用することにより約
３７０ｔにすることができる。また同図中の破線はクラ
ッドの厚みによる材料の応力・歪関係も示しており、破
線で示すように実線に比ベクラツド厚さを厚くした方が
破断ひずみが増大しており、より高延性側に移行する。
尚この第２図は母材である高張力鋼と比較材である現用
原子炉圧力容器材の板厚を同一にしてそれにクラッド溶
接を行った際の結果を示している。
原子炉圧力容器材の板厚を同一にしてそれにクラッド溶
接を行った際の結果を示している。
第３図は全板厚を一定にした時の材料の応力・歪関係を
第２図と同じケースについて示したものである。いづれ
の場合においてもクラツド材の方が高強度を示している
とか分る。これ【＾板厚を現状通りとした場合、本発明
による鋼材を用いれば、強度的信頼性が向上することを
示している。
第２図と同じケースについて示したものである。いづれ
の場合においてもクラツド材の方が高強度を示している
とか分る。これ【＾板厚を現状通りとした場合、本発明
による鋼材を用いれば、強度的信頼性が向上することを
示している。
第４図はステンレスクラッドを行った鋼板の板厚方向の
応力分布を示したものである。常温において応力値は共
に０″であるが、熱膨脹率は高張力鋼で１２．９０ Ｘ
１０−６ ｔｉｌｌ／ｌｌ”ｃ、ステンレス鋼で１７
．６２ ｘ １０−６ ａｍ／ｉｍ”ｃであり、高張力
鋼とステンレスクラッドの熱膨脹率の差により温度の上
昇とともにクラッド側で圧縮、母材側で引張の熱応力を
発生する。原子炉運転時においては、この熱応力の成分
以外に内圧による応力が加わるため、内面においても引
張応力となるが圧縮熱応力によりその大きさは小さくな
る。このように本発明によれば、板肉外表面に圧縮応力
を付加できる。
応力分布を示したものである。常温において応力値は共
に０″であるが、熱膨脹率は高張力鋼で１２．９０ Ｘ
１０−６ ｔｉｌｌ／ｌｌ”ｃ、ステンレス鋼で１７
．６２ ｘ １０−６ ａｍ／ｉｍ”ｃであり、高張力
鋼とステンレスクラッドの熱膨脹率の差により温度の上
昇とともにクラッド側で圧縮、母材側で引張の熱応力を
発生する。原子炉運転時においては、この熱応力の成分
以外に内圧による応力が加わるため、内面においても引
張応力となるが圧縮熱応力によりその大きさは小さくな
る。このように本発明によれば、板肉外表面に圧縮応力
を付加できる。
一般に、割れのような欠陥は、板表面に発生することが
多く、これが引張応力で進展する。従って、本発明にに
る鋼材を用いると、割れの発生および進展を予防するこ
とが期待できる。
多く、これが引張応力で進展する。従って、本発明にに
る鋼材を用いると、割れの発生および進展を予防するこ
とが期待できる。
また、原子炉圧力容器の外面クラツド材にカドミウムボ
ロン等の中性子吸収の大きな材料または遮蔽効果の大き
な鉛を使用することにより、被曝の低減化も計れる。
ロン等の中性子吸収の大きな材料または遮蔽効果の大き
な鉛を使用することにより、被曝の低減化も計れる。
なお、応カー歪関係は用途に応じて変えることができる
ため、原子炉圧力容器のみならず他の機器への応用も可
能になる。
ため、原子炉圧力容器のみならず他の機器への応用も可
能になる。
し発明の効果］
以１−説明したように、本発明によれば高張力鋼をは材
に高靭性材を接合することにより高強度・高靭性材を作
ることができるので、原子炉圧力容器の板厚を薄くし、
軽量化することができる。
に高靭性材を接合することにより高強度・高靭性材を作
ることができるので、原子炉圧力容器の板厚を薄くし、
軽量化することができる。
第１図は本発明に係る鋼板の断面図、第２図は本発明の
鋼板と現用の原子炉圧力容器鋼板の応力−歪線図、第ご
３図は全板厚を一定にした場合の鋼材の応力−歪線図、
第４図は原子炉運転時における熱応力分子ｆｉ図、第５
図は現用の沸騰水型原子炉圧力容器の断面図である。 １・・・高張力鋼 ２・・・ステンレス鋼 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１
名） 第 １ 皆 ス 史 ｇ 第４図 第 ５ 図
鋼板と現用の原子炉圧力容器鋼板の応力−歪線図、第ご
３図は全板厚を一定にした場合の鋼材の応力−歪線図、
第４図は原子炉運転時における熱応力分子ｆｉ図、第５
図は現用の沸騰水型原子炉圧力容器の断面図である。 １・・・高張力鋼 ２・・・ステンレス鋼 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１
名） 第 １ 皆 ス 史 ｇ 第４図 第 ５ 図
Claims (2)
- （１）高張力鋼を母材とし、この母材の両側に軟鋼また
は不鋳鋼等の高靭性材を接合することにより、高強度・
高靭性特性を備えた鋼板を用いたことを特徴とする原子
炉圧力容器。 - （２）接合材に母材より熱膨脹率の低い材料を使用した
特許請求の範囲第１項記載の原子炉圧力容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60171900A JPS6232391A (ja) | 1985-08-06 | 1985-08-06 | 原子炉圧力容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60171900A JPS6232391A (ja) | 1985-08-06 | 1985-08-06 | 原子炉圧力容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6232391A true JPS6232391A (ja) | 1987-02-12 |
Family
ID=15931892
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60171900A Pending JPS6232391A (ja) | 1985-08-06 | 1985-08-06 | 原子炉圧力容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6232391A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06312255A (ja) * | 1993-04-28 | 1994-11-08 | Yoji Yamashita | 金属溶解炉へのインゴット供給方法 |
-
1985
- 1985-08-06 JP JP60171900A patent/JPS6232391A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06312255A (ja) * | 1993-04-28 | 1994-11-08 | Yoji Yamashita | 金属溶解炉へのインゴット供給方法 |
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