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900 MWe原子炉容器の運転時強度 – 被照射材料の挙動 – 2005年12月の
SPN要求への回答に関するIRSN意見書
2009年12月15日、IRSNは、原子力安全機関（ASN）の要求を受け、900 MWe原子炉容器の運転時強度 – 被照射材料の挙動 – 2005年12月のSPN要求への回答について、自らの意見書を提出した。
審査した書類に基づき、IRSNは、炉容器胴体部の材料脆化評価について、照射監視プログラムによって900 MWe炉容器胴体の母集団で測定される脆弱性の値全体をベースに予測計算式に使用する標準偏差を計算するよう勧告する。
IRSNは、900 MWe炉容器胴体並びに溶接部の脆化を40年間の運転に対応する6.5 ｘ 1019n/cm2のフルエンスで評価する際には、平均的脆化の評価に＋3℃の補正を加えるよう勧告する。
6.5 ｘ 1019n/cm2のフルエンスを超える炉容器胴体並びに溶接継目の脆化評価について、IRSNは、40年を超えるフルエンスに対応するため追加カプセルを炉内に投入しその結果が判明した時点で現在の計算式を再評価するよう勧告する。
IRSNは、主要分離ゾーンやゴーストライン・ゾーンが脆化に及ぼす影響を評価するためEDFが着手した活動をまとめるよう勧告する。
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