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河野 貴大*; 水田 直紀; 植田 祥平; 橘 幸男; 吉田 克己*
JAEA-Technology 2023-014, 37 Pages, 2023/08
JAEA-Technology-2023-014.pdf:2.35MB
現在用いられている高温ガス炉用燃料コンパクトは、被覆燃料粒子を黒鉛母材で焼き固めた黒鉛母材燃料コンパクトである。これに対して、SiC母材燃料コンパクトは、母材を従来の黒鉛から新たに炭化ケイ素に換えたものである。高温ガス炉用燃料コンパクトを従来の黒鉛母材燃料コンパクトからSiC母材燃料コンパクトに換えることで、高温ガス炉の出力密度等の性能向上が期待される。本研究では、高温ガス炉用燃料コンパクトに適用するための焼成条件を選定し、試作したSiCの密度や熱伝導率を測定した。
後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO
-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。
立花 光夫; 岸本 克己; 白石 邦生
International Nuclear Safety Journal (Internet), 3(4), p.16 - 24, 2014/11
2014年10月現在、日本原子力研究開発機構(原子力機構)の原子力科学研究所(原科研)では、3つの試験研究炉が永久停止されている。これら試験研究炉の廃止措置には、廃止措置コストや施設の利用などに応じて安全貯蔵又は一括撤去工法が適用されている。これら試験研究炉の廃止措置を通して、様々なデータや経験が得られた。本論文は原子力機構の原科研における試験研究炉の廃止措置に関するデータや経験についてまとめたものである。
里山 朝紀; 岸本 克己; 高泉 宏英; 星 亜紀子; 大越 実; 立花 光夫
JAEA-Technology 2009-060, 42 Pages, 2010/01
JAEA-Technology-2009-060.pdf:4.17MB
JRR-3の改造工事では、原子炉本体の一括撤去に併せて行った周辺のコンクリート構造物の解体により放射能レベルの極めて低いコンクリート破片が多量に発生した。これらのコンクリート破片は、現在、原子力科学研究所の保管廃棄施設・NLに保管している。原子力科学研究所における廃棄物対策として、JRR-3改造工事に伴って発生したコンクリート破片に対するクリアランスの適用性について検討を行った。はじめに、JRR-3改造工事における記録,保管廃棄記録票等から保管廃棄施設・NLに保管しているコンクリート破片の発生場所,物量,放射能濃度等を調査した。次に、保管廃棄施設・NLに保管しているコンクリート破片から測定用試料を採取して放射能濃度を測定し、汚染状況を調査した。さらに、放射化計算によりコンクリート構造物の放射化汚染の状況を調査した。これらの調査の結果、コンクリート破片に含まれる放射性物質の放射能濃度はクリアランスレベルよりも十分に低く、クリアランス対象物とすることが可能であることがわかった。
木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*
JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB
本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。
西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.869 - 873, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は2重壁構造を採用して2重壁内側からの溶接ができないため、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込み溶接継手について、継手や溶接金属の疲労試験より疲労特性を明らかにするとともに、有限要素法による継手部の弾塑性応力解析を行い、破壊力学的手法を用いた疲労寿命の予測を行った。得られた結論は以下の通りである。(1)不溶着部はき裂と同様な挙動を示し、溶接継手の疲労寿命の大部分はき裂伝播寿命であった。(2)継手の疲労き裂伝播速度はき裂発生時に加速する。これは不溶着部を切欠きと考えたときの切欠き効果と考えられる。(3)溶金のき裂伝播速度から破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を予測できる。(4)不溶着部の長さが短くても不溶着部は継手の疲労強度を大きく低下させる。
西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 中平 昌隆
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2001/08
ITERの真空容器は2重壁構造を採用し、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込みを有するT継手(外壁とリブ)と突き合わせ継手(外壁と外壁)について、継手や溶着金属の疲労試験を行い、疲労寿命や疲労き裂伝播速度を明らかにした。また有限要素解析を用いて両継手不溶着部の応力拡大係数範囲を計算し、継手と溶着金属の疲労き裂伝播速度を比較した。さらに破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を計算し、不溶着部の長さが変化したときの疲労強度を予測した。その結果、以下のことがわかった。いずれの継手の不溶着部も先端が鋭くき裂と同様に挙動し、溶着金属部へ伝播する。したがって継手の疲労強度は不溶着部を持たない母材に比べ非常に低下する。また、継手と溶着金属の疲労き裂伝播速度は応力拡大係数範囲で整理でき両者は良く一致し、破壊力学的手法に基づい手計算した継手の疲労寿命は実験より得られた疲労寿命と良く一致する。さらに継手の不溶着部の長さが短く(1mm)なっても疲労強度は母材に比べ大きく低下する。
倉田 有司; 橘 勝美; 鈴木 富男
日本金属学会誌, 65(4), p.262 - 265, 2001/04
熱化学水素製造プロセス(ISプロセス)では、腐食性の強いハロゲン及び硫酸を取り扱う。そのため、材料の機械的特性に及ぼす腐食の影響を調べることが必要である。本研究では、850
の硫酸分解ガス環境において1000hの高温腐食を行った材料を用いて、高温引張特性に及ぼす腐食の影響を評価した。腐食試験装置にNガスと95%HSO
(0.01mol/min)を流し、850で1000h、アロイ800H、ハステロイXR、インコネル600の強度試験片及び腐食試験片(短冊形及びU字曲げ)の高温腐食を行った。腐食は、表面腐食膜の形成、内部酸化と硫化からなる粒界侵食によって進行した。850での高温引張試験では、腐食後の材料の0.2%耐力、引張強さは、受入材の80%以上の値を示した。また、破断伸び、絞りも50%以上であることから、腐食による高温引張特性の著しい劣化は認められなかった。
猪原 康人*; 井岡 郁夫; 深谷 清; 橘 勝美; 鈴木 富男; 木内 清; 黒田 雄二*; 宮本 智司*
JAERI-Tech 2001-021, 22 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-021.pdf:3.14MB
発電炉の高度化に対応できる耐久性に優れた被覆管の開発には、被覆管が置かれる高温かつ温度傾斜をもった重照射場環境における腐食現象の解明と抑制が不可欠である。本研究では、現用材や開発材の高温水中での腐食挙動の解明と、今後のホットセル試験に必要な腐食試験技術開発のために、超臨界水仕様の高温水ループ腐食試験装置を製作した。本装置は、実際の被覆管の表面温度を超える450,圧力25MPaまでの超臨界水域における浸漬腐食試験や伝熱面腐食試験が可能である。本装置の特長は、一対のサファイア製観察窓を設置することにより、試験片表面のその場観察が可能なことである。小型高温水ループにおける長時間腐食試験では、各試験条件における制御安定性が求められるが、温度,圧力及び溶存酸素濃度が数%以下の変動範囲で制御できることを確認した。
橘 勝美; 西 宏; 衛藤 基邦; 武藤 康
JAERI-Tech 99-024, 65 Pages, 1999/03
高温工学試験研究炉の中間熱交換機や配管のライナーなどの高温構造物に使用されているNi基耐熱合金ハステロイXRについて、母材、TIG溶接継手、及び溶接金属の大気中クリープ(破断)試験を950
Cで行った結果、以下の事項が明らかにされた。(1)溶接継手のクリープ破断強度は短時間側では母材と同等であるが、1000hを超えると母材よりも低くなる。この原因は、溶接金属のボロンが濃度勾配により母材へと拡散したためと考えられる。(2)溶接金属のクリープ破断強度は、短時間側では母材よりも僅かに高めであるが、2000hを超えると低下する傾向が認められる。これも溶接金属に含まれるボロンの影響として説明できる。(3)溶接金属強度の方向差については、破断時間に関してはビードと直角方向の強度がビード方向の強度よりもやや高いが、差は僅かである。しかしクリープ変形速度に関しては、明瞭に差が認められ、溶接線に対して直角方向の伸びが大きい。(4)高温時効の影響は、溶接継手に対しては認められるが、溶接金属については明瞭に認められない。高温時効による強度の低下が継手ほどでないのは、濃度勾配がないためにボロンが拡散し難かったためと説明できる。
橘 勝美; 西 宏; 衛藤 基邦; 武藤 康
JAERI-Tech 98-010, 107 Pages, 1998/03
鉄基耐熱合金Alloy 800Hについて、700~950Cの温度で、大気中応力一定の条件下でクリープ試験を行い、クリープ曲線、最小クリープひずみ速度、3次クリープ開始時間、クリープ破断時間のデータを取得した。クリープ曲線は応力50MPaを境として、より高応力では典型的な1次+2次+3次クリープ特性を示すが、より低応力では時間とともに軟化する特異な形状を示すことが分かった。高応力側ではGarofaloの式を用いて、ほぼ定式化できた。低応力側では、クリープ曲線そのもののばらつきが大きいことから定式化が難しいが、指数関数を用いて一定の定式化を行うことができることが分かった。
蕪木 英雄; 滝塚 貴和; 押川 茂男; 橘 勝美; 武藤 康
日本原子力学会誌, 30(5), p.433 - 442, 1988/00
黒鉛ブロックで炉心が構成されている高温ガス炉では、黒鉛ブロックのすき間に発生する冷却材の漏れ流れが炉心熱流動特性に悪い影響を与える。そのため高温工学試験研究炉では高温プレナムブロック間ギャップに平板形の黒鉛シール要素を持つシール機構を設置することが考えられている。このシール機構の冷却材漏れ流れ特性を空気及びヘリウムガスを用いて調べた。
二川 正敏; 菊地 賢司; 武藤 康; 橘 勝美
JAERI-M 87-082, 17 Pages, 1987/06
HTTR炉床部を構成するサポートポスト構造の振動特性について調べるために、強制振動試験を二次元振動試験体を用いて行った。
立花 光夫; 石神 努; 里山 朝紀; 岸本 克己
no journal, ,
原子力機構では、クリアランス作業を効率的に実施するためにクリアランスレベル検認評価システム(CLEVES)を開発した。一方、JRR-3の改造に伴って発生したコンクリートがらを対象としてクリアランス作業を進めている。本報告では、JRR-3コンクリートのクリアランス作業へのCLEVESの適用結果について報告する。
吉田 克己*; Gubarevich, A.*; 橘 幸男; 高松 邦吉; 沖田 将一朗; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*
no journal, ,
High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs) adopting silicon carbide (SiC) instead of conventional graphite for fuel compacts with TRISO fuel particles have been proposed to improve the power density and to enhance the oxidation resistance of the fuel elements in the air ingress accident. In this study, we selected reaction sintering method, which is capable of fabricating dense SiC at lower temperature in a short time without mechanical pressure, and the fabrication process of the dense SiC matrix fuel compacts by reaction sintering was studied, and characterization and thermal conductivity measurement of the reaction-sintered SiC were conducted.
