Thermal cycling tests of 1st wall mock-ups with Beryllium/CuCrZr bonding

宇田 実*; 岩立 孝治*; 内田 宗範*; 山田 弘一*; 中道 勝*; 河村 弘

JAERI-Conf 2004-006, p.60 - 65, 2004/03

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2004-006.pdf

ITER遮蔽ブランケットの第一壁アーマ材料の候補であるベリリウム(Be)とヒートシンク材料の候補である銅合金(CuCrZr)を高温等法圧プレス(HIP)法で接合することが提案されている。本研究では、使用後のリサイクル性を向上させることを目的に開発された、中間層としてAlの箔とCrの蒸着層の複合層を用いたHIP接合体の熱サイクル特性を評価した。熱サイクル試験では、JMTRホットセル内の熱負荷試験装置(OHBIS)に試験体を装着して、電子ビームを照射し、試験体の表面温度,内部温度,外観及び接合部の変化を測定・観察することにした。表面熱負荷は5MW/cm、熱負荷時間は15秒として、最大1000サイクルまでの熱サイクルを与えた。その結果、開発された試験体は、1000サイクルまで良好に除熱性能を維持した。会議においては、実験結果の詳細及びHIP条件が熱サイクル特性に与える影響についても報告する。

Development of Be/DSCu HIP bonding and thermo-mechanical evaluation

秦野 歳久; 黒田 敏公*; Barabash, V.*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1537 - 1541, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01071-1

ITER第一壁においてベリリウムとアルミナ分散強化銅の冶金的に接合した構造体が必要である。そこで熱伝導がよく、高い接合強度が得られる高温等方加圧接合法を適用することにした。しかし、直接接合すると熱膨張率の差及び接合面での脆い金属間化合物の生成により十分な性能を有する接合体が得られない問題があった。これらの問題を解決するために、応力緩和及び反応抑止を目的として第3金属を中間層として挿入する方法を考案した。中間層材質,中間層成膜方法,HIP条件等をパラメータに機械試験と金相観察により評価することによって、これらを最適化し良好な性能を発揮する二種類の接合方法を選定した。選定した条件は中間層にアルミ/チタン/銅、接合温度555と中間層に蒸着した銅、接合温度620である。さらにそれら接合体の熱負荷試験により性能を比較し、熱機械特性について考察した。

High heat load tests of neutron-irradiated divertor mockups

石塚 悦男; 内田 宗範*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 56-57, p.421 - 425, 2001/10

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(01)00347-7

炭素繊維強化炭素複合材とアルミナ分散強化銅からなるダイバータモックアップを中性子照射し、高熱負荷試験を実施した。試料の照射条件は、照射温度が約300、照射損傷量が0.3及び0.4dpaであった。高熱負荷試験は、熱流束を5MW/m、加熱及び冷却時間を10秒として実施した。この際、冷却水の流速及び圧力は、各々11m/s及び1.5MPaであった。試験の結果、0.3dpaまで照射した試料の表面温度は約800となり、未照射試料により約400高くなり、0.4dpaの試料では1100となることが明らかとなった。この原因は、中性子照射によって、炭素繊維強化炭素複合材の熱伝導率が低下したためと考えられる。さらに、同じ高熱負荷試験条件で1000回の熱サイクル試験を実施した結果、炭素繊維強化複合材とアルミナ分散強化銅の剥離はなく、冷却性能が低下しないことを確認した。

High heat flux test of a HIP-bonded first wall panel of reduced activation ferritic steel F-82H

秦野 歳久; 鈴木 哲; 横山 堅二; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.685 - 688, 2000/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(00)00230-0

核融合原型炉におけるブランケット/第一壁構造材として低誘導放射化フェライト鋼F-82Hが提案されている。原型炉ブランケットの開発の一環として、既に製作したF-82H第一壁パネルを用いて高熱負荷試験を実施しその製作性と熱・機械特性を評価した。試験は熱負荷2.7MW/mで繰り返し5000回まで試験した。試験の結果からHIP接合面に割れや剥離はなく、健全性を示した。また試験中パネルの温度応答は解析とよく一致しており、有意な結果を得た。パネルの熱構造解析より、熱負荷表面に最大0.46%の機械ひずみが発生した。それは材料試験データと比較すると長寿命であることを確認した。

Coupled thermo-hydro-mechanical experiment at Kamaishi mine technical note 14-99-01; Verification of the buffer material emplacement technique

杉田 裕; 千々松 正和*; 藤田 朝雄; Tranduc, P.*

JNC TN8430 99-009, 45 Pages, 1999/06

JNC-TN8430-99-009.pdf:2.58MB

地層処分における技術開発の観点からは、工学規模での試験によるニアフィールド環境である周辺岩盤の挙動が人工バリアに与える影響の把握および周辺岩盤を含むニアフィールド性能の定量的評価と室内および原位置における大型試験による人工バリアの品質性能の確認を行い、地層処分技術の信頼性向上を図ることが重要となっている。そのため、核燃料サイクル開発機構東海事業所の地層処分基盤研究施設等における工学規模の試験と並行して、原位置試験場において、人工バリアの品質性能の確認およびその実岩盤条件下でのニアフィールド連成挙動を評価することが必要となっている。そこで、実条件でのニアフィールド環境を把握するため釜石原位置試験場において粘土充填・熱負荷試験を実施してきた。粘土充填・熱負荷試験において緩衝材の充填方法の一つである現場締固め方式のまきだし・転圧工法を実施し、施工性および品質を実岩盤条件下で確認した。試験は実規模室内試験および原位置試験で構成し、実規模室内試験では材料を均一かつ高密度に充填するための技術開発を行った。実規模室内試験において設定した諸条件に基づいて試料を充填した原位置試験では、粘土充填・熱負荷試験で充填目標値とした乾燥密度(管理値は1.60-1.70g/cm3)でベントナイト単体試料を施工することが可能であった。

Fabrication and testing of small scale mock-ups of ITER shielding blanket

秦野 歳久; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 横山 堅二; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸; 小原 祥裕

JAERI-Tech 98-058, 77 Pages, 1998/12

JAERI-Tech-98-058.pdf:6.08MB

ITER遮蔽ブランケットの製作性を確認すると共に熱負荷試験による特性評価を行うことを目的として、一般第一壁及びバッフル第一壁、遮蔽ブロックと第一壁端コーナー部の小型モックアップを製作した。これらのモックアップは従来より実施してきた接合技術開発の成果を反映し、熱間等方加圧(HIP)法を用いて製作した。バッフル第一壁では銅合金の熱シンク上にアーマータイルとして炭素繊維複合材を二段ロウ付けを適用して接合した。いずれのモックアップも精度良く製作することができ、モックアップ端部の破壊試験から健全な接合が得られていることを確認した。また、熱機械的特性を評価するための高熱負荷試験では、熱解析より予想した除熱性能と良い一致を示すと共に、試験中の除熱性能の劣化は見られなかった。したがって、製作した構造体の健全性を確認した。

新型転換炉実証炉燃料のHBWRにおける負荷追従試験(7) IFA-554ロッド1、2、3、4、6の照射後試験結果及びIFA-554/555最終報告書

上村 勝一郎; 河野 秀作; 矢野 総一郎; 加藤 正人; 森平 正之; 森本 恭一; 菊池 圭一

PNC TN8410 97-038, 447 Pages, 1997/03

PNC-TN8410-97-038.pdf:195.11MB

ハルデン炉において、ATR実証炉燃料の負荷追従照射試験(IFA-554/555)を実施した。照射後試験のうち、すでに非破壊試験については全7本を、破壊試験については2本(IFA-554ロッド5及びIFA-555ロッド1)について結果を取りまとめた(既報第46報)。本報告では、残る5本(IFA-554ロッド1,2,3,4,6)の破壊試験結果について解析・評価するとともに、全7本の照射後試験結果について最終報告書として取りまとめた。得られた結果は、以下の5点である。(1)被覆管の軸方向の微小塑性変形の蓄積による燃料棒伸び量の増加及び燃料温度の周期的変化によるFPガス放出率の顕著な増加が見られなかった点から、負荷追従運転は定常運転に比して燃料挙動に顕著な影響を与えなかったと考えられる。(2)破損した燃料棒のうち2本の燃料棒(IFA-554-1及びIFA-555-1)は、使用した被覆管が腐食感受性が高いこと及び他の燃料棒に比べて高い線出力を経験していることから、異常な酸化により燃料破損したと推察した。(3)破損した燃料棒のうちIFA-554-5については、燃料初期に温度計装が断線した際、シール部からの水分混入による水素化、あるいは、製造時に被覆管内に残留した水素あるいは水分による被覆管内面からの水素化により破損したものと推察した。(4)上部クラスターのIFA-554-4,5,6の下部Zry-2ディスク充填部で被覆管に膨れ変形が生じたが、上記(3)と同様の原因によりZry-2ディスクが水素化したためと推察した。(5)被覆管内部の水素化の原因として、加圧溶接部の溶け込み深さの検査基準が明確でなかったことから、この部分から水分が混入したとも考えられたが、断面金相試験からリークのなかったことを確認した。

HIP接合により製作されたITER用第一壁パネル部分モデルの高熱負荷試験

秦野 歳久; 佐藤 和義; 深谷 清; 佐藤 聡; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 秋場 真人; 高津 英幸

JAERI-Research 97-017, 67 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-017.pdf:6.75MB

高温静水圧(HIP)法によりブランケット第一壁パネルを試作して、原研の粒子工学試験装置(PBEF)を用いて高熱負荷試験を実施した。高熱負荷試験は、ITER通常運転時に銅合金とステンレス鋼の間に発生する温度及び歪みを模擬した熱サイクル試験とプラズマ崩壊時の高熱負荷を模擬した熱衝撃試験からなる。熱サイクル試験では試験中に測定された温度応答より除熱性能の劣化は確認されず、熱衝撃試験では熱負荷表面から小さな飛散物が多数確認された。試験後の試験体断面観察よりHIP接合面に剥離やき裂は確認されなかった。

釜石鉱山における粘土充填・熱負荷試験

茂呂 吉司*; Oanh, T.*; 雨宮 清*

PNC TJ1412 96-001, 481 Pages, 1996/03

PNC-TJ1412-96-001.pdf:16.26MB

放射性廃棄物の地層処分のおいては緩衝材とその周辺岩盤に、廃棄体から発生する熱による力学・透水特性の変化、地下水の侵入による伝熱・力学特性の変化、緩衝材の膨潤、岩盤の変形による伝熱・透水特性の変化等が相互に複合して生じる。このため、人工バリア及びその周辺岩盤の伝熱特性、力学的挙動、水理特性等を評価するためには、これらの熱-水-応力連成現象を解析するモデル、コードの開発・確証が必要である。特に、亀裂性結晶質岩における深地層を理解するために、白亜紀初期の花崗岩を母岩とする釜石鉱山における原位置試験が計画され、熱-水-応力連成概念モデルを確立し、数学モデルとコンピューターコードを確証するために釜石原位置試験の1つとして、原位置熱-水-応力連成試験が計画された。連成試験計画は、試験坑道掘削、岩の特性調査、試験ピット掘削、ベントナイトの埋設と連成試験の5段階に分かれている。試験坑道は幅5m、奥行10m、高さ7mで、掘削機と発破によって掘削され、各種計測機器を埋設するために14本の試錐が行なわれた。本年度は、14本の試錐、計測機器の埋設と試験ピットの掘削を実施したので報告する。

JT-60U用BC表面改質炭素材の高熱負荷試験

中村 和幸; 石川 博史*; 安東 俊郎; 佐藤 和義; 横山 堅二; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 荒木 政則; 秋場 真人

JAERI-M 94-046, 28 Pages, 1994/03

JAERI-M-94-046.pdf:3.08MB

JT-60U用ダイバータ材としての本格的使用を開始する前に、JEBISを用いて高熱負荷試験を行い、材料の耐熱特性を調べた。試験を行った材料は、前回の試験で最も密着性に優れた被覆法として評価された化学反応法(CVR)でBCを被覆した炭素系材料である。加熱条件は、JT-60Uで想定されている10MW/mで5秒及び約3MJ/mの二条件である。試験の結果、10MW/m、5秒の加熱条件では、約300~400mの膜厚までは、溶融、剥離等の有害な損傷が見られないこと、3MJ/mの加熱条件では、複数回の被覆処理を行った試料にのみ剥離が生じることなどが明らかとなった。