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Nuclear graphite

原子力用黒鉛材料

柴田 大受 

Shibata, Taiju

黒鉛・炭素材料は、優れた熱・機械的特性を有しており、原子力分野(特に核分裂炉)においては、黒鉛減速炭酸ガス冷却炉(マグノックス炉),改良型ガス冷却炉(AGR),高温ガス炉(HTGR),超高温ガス炉(VHTR)などの主要な炉内構造物の材料として用いられている。本報は、黒鉛・炭素材料の高温ガス炉の炉内構造物への利用について、おもに高温工学試験研究炉(HTTR)を例にとり解説したものである。HTTRでは、黒鉛構造物はその機能及び交換の可能性を考慮して炉心黒鉛構造物と炉心支持黒鉛構造物とに分類されており、これらは定められた設計及び検査基準に従って製作されている。黒鉛への中性子照射効果については、寸法,弾性係数,熱膨張係数,熱伝導率,強度への影響及び照射クリープ係数が考慮されている。今後、VHTRの黒鉛構造物については、中性子照射による黒鉛材料の特性変化を適切に評価し、黒鉛構造物の長期利用を実現することが重要である。また、炭素材料については、VHTR炉内の高温での使用条件を考慮して、C/C複合材料製の制御棒要素の開発が重要な課題である。

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