Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
更田 豊志*; 永瀬 文久
Zirconium in the Nuclear Industry; 18th International Symposium (ASTM STP 1597), p.52 - 92, 2018/01
事故時の燃料ふるまいに関する理解を進めることを目的に、20年以上にわたり広範な研究計画を実施してきた。本研究計画では、NSRRにおけるパルス照射実験、被覆管機械試験、RANNSコードの開発と検証といったRIA研究、熱衝撃試験、酸化速度評価試験、被覆管機械試験といったLOCA研究、FEMAXI-6コードの開発や検証等を行い、国内外の規制基準に対する直接的、間接的に技術的な基盤となる知見やデータを提供した。本論文は、主な成果をとりまとめ、また今後の研究ニーズを示すものであり、ASTMのKroll賞受賞記念論文である。
小池 通崇; Colema, C. E.*; Causey, A. R.*; Ells, C. E.*; Hosbon, R. R.*
Zirconium in the Nuclear Industry; 11th International Symposium (ASTM STP 1295), p.469 - 491, 1998/00
1988年2月
1989年3月にかけて、カナダAECLとPNCが共同研究した成果及びATR圧力管の評価を発表するもので、カナダNPD炉で約20年間使用した熱処理Zr-2.5Nb圧力管(ATR用と同等)の照射後試験結果とその評価に関するものである。冷間加工Zr-2.5Nb圧力管(CANDU炉用)に較べ、軸方向照射クリープ量は非常に小さく、周方向の照射クリープ量は同等であった。また、引張特性、水素吸収量、水素遅れ割れしきい値、水素遅れ割れき裂進展速度及び疲労き裂進展速度も冷間加工材と同等であった。破壊靱性値は冷間加工材よりも若干大きかった。これらの結果は「ふげん」で照射した圧力管材に関する引張特性、水素吸収量及び疲労き裂進展速度等の測定結果とも同等であった。以上の結果、HT材とCW材の照射による特性の差異が明確にされるとともに、ATRの圧力管設計において想定している材料特性の妥当性を確認することが出来た。
小池 通崇; 秋山 隆; 永松 健次; 柴原 格
10th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, 0 Pages, 1993/00
ふげん発電所の圧力管は内部に燃料集合体を収納しているので,高い中性子照射を受ける。従って,照射下での材料特性を確認することは,圧力管の健全性を評価する上で重要である。このため,圧力管監視試験片を運転初期より「ふげん」の特殊燃料集合体内部に組み込んで,圧力管材料の照射を行っている。そして,定期的に監視試験片を取り出して引張試験,曲げ試験,バ-スト試験,腐食試験,水素分析及び金相試験等の照射後試験を実施している。引張強さ及び降伏応力は照射によって増加し,伸びは若干減少する。破壊靱性値は照射によって初期低下するがその後一定となる。腐食量及び水素吸収量は設計値よりも十分小さく,水素脆化の小さいことがわかった(吸収1ppm/年)。諸特性の照射による変化については考察を加える。
古田 照夫; 上塚 寛; 川崎 了
Zirconium in the Nuclear Industry, p.734 - 746, 1984/00
LOCA時における燃料被覆管の脆化を現行基準と対比して調べ、現行基準がconservativeであることを明らかにした。即ち、(1)管の酸化、(2)燃料棒の破裂酸化、および(3)拘束状態での燃料棒破裂酸化後急冷試験によって、被覆の脆化を調べた。酸素に起因する脆化に対しては現行基準は十分余裕を持っているが、破裂後の内面酸化で吸収される水素に起因する脆化に対しては基準は適当でないことを明らかにした。そこで、LOCA時に起こるとされる最も苛酷な条件を与えた被覆の破損を急冷試験によって求め、被覆管の破損限界は、現行基準に比べてまだ余裕が残されていることを確証した。
