電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

T03076

タイトル(和文)

鉄中の中性子照射損傷形成への照射温度の影響の計算機シミュレーション

タイトル(英文)

Computer simulation of the effect of irradiation temperatures on the damage accumulation in Fe

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

軽水炉の長期運転のために,圧力容器鋼の中性子照射脆化を精度よく予測することが重要である.沸騰水型軽水炉と加圧水型軽水炉では圧力容器の温度に若干の違いがあり,精度向上のためには温度の影響について理解が重要である.本研究では,照射損傷の原子レベル計算機シミュレーション手法を用い,鉄中での照射損傷形成への照射温度の影響を調べた.計算結果を,照射温度の影響に関するNRC/ASTMのモデルとJonesらのモデルに基づいて評価した.照射温度の影響を温度の一次関数によりモデル化するJonesらの手法が計算結果を良く説明することが分かった.

概要 (英文)

Neutron irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steels needs to be predicted with high accuracy for long-term operation of light water reactors. Since there is a slight difference between the irradiation temperatures of boiling water reactors and pressurized water reactors, it is important to understand the effect of irradiation temperature on embrittlement. We present in this study kinetic Monte Carlo computer simulation results of damage accumulation in Fe at different temperatures. The results are analyzed using the idea of temperature effect models developed by NRC/ASTM and Jones et al. We found that the simulation results are well described by Jones model that determines the effect of irradiation temperature as a linear function of the temperature.

報告書年度

2003

発行年月

2004/04

報告者

担当氏名所属

曽根田 直樹

狛江研究所材料科学部

石野 栞

電力中央研究所

土肥 謙次

狛江研究所材料科学部

高橋 昭如

東京理科大学 理工学部機械工学科

キーワード

和文英文
軽水炉圧力容器 Reactor Pressure Vessel
照射脆化 Irradiation Embrittlement
マトリックス損傷 Matrix Damage
照射温度 Irradiation Temperature
計算材料科学 Computational Materials Science
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