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沖田 将一朗; 長家 康展; 深谷 裕司
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(9), p.992 - 998, 2021/09
被引用回数：2 パーセンタイル：30.55(Nuclear Science & Technology)The latest ENDF/B-VIII library adapted new porosity-dependent cross-section data of graphite. However, the porosity of the actual graphite does not necessarily correspond to the porosity given in the data. We have proposed a method to perform neutronic calculations at the desired porosity on the basis of the pseudo-material method. We have performed calculation benchmarks to confirm the applicability of this method for the porosity-dependent cross-sections of graphite. We have also compared the 
values calculated by the pseudo-material method with the experimental values for the VHTRC. In addition, we have investigated the temperature dependance of the calculation values obtained by this method. From these results, we have concluded that this method allows us to perform the neutronic calculations in which we can reflect detailed information on the porosity of graphite.
奥 達雄*; 車田 亮*; 中田 昌幸*; 武田 和孝*; 川又 清弘*; 荒井 長利; 石原 正博
Proceedings of 24th Biennial Conference on Carbon (CARBON '99), p.574 - 575, 1999/07
炭素繊維複合材料について、機械的特性の照射効果を調べるために、TIARAを用いて175MeVのエネルギーでアルゴンイオン照射を行い、照射後ダイナミック硬さを調べた。照射後試験の結果ヤング率及び強度との相関が良いとされるB及びDパラメータに照射による増加が認められ、照射による硬化が確認された。また、これらのパラメータは、損傷が最大となる領域(表面から約50
m; 損傷は0.15dpa)からの影響を受けるため、押し込み荷重を変化させることにより増加量に変化が認められた。さらに、定性的評価ではあるが、ダイナミック硬さを計測する方法は炭素繊維材料の照射損傷の程度を調べるために有効であることがわかった。なお、本研究は「炭素繊維複合材料の照射損傷の評価」に関する茨城大学との共同研究として実施したものである。
二川 正敏; 菊地 賢司; 田辺 裕治*; 武藤 康
J. Eur. Ceram. Soc., 17, p.1573 - 1578, 1997/00
被引用回数：4 パーセンタイル：38.15(Materials Science, Ceramics)熱化学水素製造プロセス(ISプロセス等)の腐食環境下で使用される構造材料としてセラミックスが期待されている。セラミックスは脆性材料であることから、特に動的荷重に対する強度特性を十分把握することが重要である。ここでは、そのような脆性材料である原子炉用黒鉛材と磁器材について、動的負荷荷重の疲労強度に与える影響を調べるために、衝撃荷重負荷を含む繰り返し疲労強度(最大10
サイクル)及び負荷速度を変えた動的疲労強度試験(負荷時間範囲:10
S~10S)を実施した。その結果、黒鉛材の疲労特性には繰り返し数依存効果が支配的になること、磁器材では時間依存と繰り返し依存の重畳効果が認められること、さらに衝撃荷重が繰り返し負荷された場合では、高周波数成分の繰り返し疲労特性として理解できることが明らかとなった。
石原 正博; 奥 達雄*
日本機械学会論文集,A, 62(602), p.2305 - 2309, 1996/00
高温工学試験研究炉の黒鉛構造物には、原子炉の運転とともに中性子照射による寸法収縮変形およびクリープ変形により残留ひずみが蓄積される。したがって、原子炉の安全運転の観点から、黒鉛構造物中に蓄積される残留ひずみの程度を非破壊的に計測する必要がある。一方、黒鉛の応力・ひずみ曲線が非線形性を示すことから、残留ひずみの蓄積により材料の変形特性が異なることが予想される。そこで、種々の引張模擬残留ひずみを発生させた試験片表面に微小硬度計によりダイヤモンド圧子を押し込み、連続的に押し込み荷重と深さを計測した。その結果、残留ひずみの増加により圧子の押し込み深さが増加し、変形抵抗の減少が認められるとともに、微小硬さが減少した。したがって、黒鉛構造物の残留ひずみ計測法として、微小硬度計を用いて硬さ分布を測定することにより、残留ひずみが非破壊的に検知可能であることがわかった。
西堂 雅博
プラズマ・核融合学会誌, 71(5), p.372 - 378, 1995/00
JT-60用プラズマ対向材料(ダイバータ板及び第一壁保護タイル用材料)の開発及びJT-60におけるプラズマと材料との相互作用研究について述べる。JT-60では、当初使用したTiC被覆Mo材から、現在ダイバータ板に使用している炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)まで、プラズマ性能の向上に伴なって、耐熱衝撃性の優れた、高熱伝導性かつ低原子番号の材料を応用してきた。さらに、炭素材料の改良型として開発したB
C表面改質CFC材を、ダイバータ板として一部適用するとともに、酸素不純物低減のために、デカボランを用いたその場ボロン化処理を採用することにより、プラズマ性能の向上に寄与してきた。本稿では、このような、プラズマ対向材料のR&Dと、プラズマ性能向上への貢献を中心に述べる。
9日、東海村原子分子データ研究委員会
JAERI-Conf 94-004, 187 Pages, 1994/11
原子分子データ研究委員会の平成5年度の粒子-物質相互作用研究会が、1994年3月8、9日の2日間原研東海研究所で開催された。この研究会は、核融合のための原子・分子データの収集と評価の立場から、種々のエネルギー粒子と物質との相互作用に関する研究の現状を把握し、問題点を明確にすることにより、今後のワーキンググループの活動に資することを目的として開催されたものである。研究会では17の講演が行われ、本報告書は、講演後に提出して頂いた16編のレポートをまとめたものである。主な内容は、ITERプラズマ対向材料、炭素材の照射損傷、金属中の水素の捕捉と再放出、重イオンと固体表面との相互作用に関するものである。
伊与久 達夫; 多喜川 昇*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 辻 延昌*; 山田 邦貴*; 杉原 哲哉*
JAERI-M 93-002, 28 Pages, 1993/01
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛検査基準は、材料検査、非破壊検査、寸法検査及び外観検査からなる。材料検査については、黒鉛及び炭素材料に対して特に考慮する項目について解説されているが、その詳細は規定されていない。このため、銘柄検査、不純物検査及び機械的強度検査からなる材料検査について、黒鉛及び炭素で材料に特有の検査方法、判定基準等を検討した。検討に際しては、HTTRで使用する黒鉛及び炭素材料について、従来取得してきたデータを体系的に調査・分析すると共に、製造メーカに問い合わせた最新の製造実績を考慮した。検討の結果、一部の明確に規定されていなかった材料検査の検査方法及び判定基準を具体的に設定することができた。HTTRの黒鉛及び炭素の材料検査は、本成果に基づいて行う予定である。
藤井 貴美夫; 野村 真三; 今井 久*; 新藤 雅美
Journal of Nuclear Materials, 187, p.32 - 38, 1992/00
被引用回数：7 パーセンタイル：57.42(Materials Science, Multidisciplinary)HTTRの中性子吸収材であるほう素炭化物含有黒鉛とヘリウム中の水蒸気との反応を1000
Cまでの温度範囲で、主としてBCの酸化の観点から調べた。ほう素炭化物含有黒鉛の酸化反応は、BC+6H
O=2BO
+6H+C(free carbon)、C(free carbon)+HO=CO+H及びC(黒鉛)+HO=CO+Hから成り、反応速度はBOの形成により、温度の上昇と共に単調には増加しないこと、黒鉛材料に比較して酸化速度が遅いことが明らかになった。
秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 伊勢 英夫*; 中村 和幸; 横山 堅二; 大楽 正幸; 田中 茂
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.373 - 376, 1992/00
核融合実験炉のプラズマディスラプション時には、プラズマ対向機器表面に20MJ/m
程度のエネルギーが入ると予想されている。しかしながら、このように高い熱負荷での材料損傷に関するデータは殆どないのが現状である。今回、300~1800MW/mの熱負荷における黒鉛材料の損傷挙動について調べた。その結果、(1)損傷深さは材料の熱伝導率に反比例する、(2)1000MW/m以上の熱流束では、材料表面からの粒子飛散が激しくなり、SEM観察の結果、材料が一様に激しく損耗していることがわかった。(3)損傷深さを解析と比較した所、解析値の約3倍程になっていることが明らかとなった。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策
JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-083, 31 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告は、HTTRの燃料体等の炉心黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、酸化評価に対する考え方、照射挙動を考慮した熱・照射応力解析手法等について、具体的に解説したものである。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-070, 32 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告はHTTRの炉心支持黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心支持黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、その他特別な荷重制限の考え方、酸化評価に対する考え方等について、具体的に解説したものである。
荒木 政則; 秋場 真人; 伊勢 英夫*; 大楽 正幸; 横山 堅二; 関 昌弘
Int. Symp. on Carbon New Processing and New Applications; Extended Abstracts, Vol. l, p.210 - 213, 1990/00
ダイバータ及び第1壁に代表されるプラズマ対向機器には、黒鉛系材料の採用が有望視されている。このため原研では、各種黒鉛系材料の性能確認及び炉材料としての適用性を調べるための実験的研究を進めている。本報ではプラズマディスラプションを模擬した各種黒鉛系材料の熱衝撃実験について述べるもので以下にその結果を示す。1)黒鉛系材料の損耗は吸収エネルギーに比例して増加する。2)重量損失における解析結果は実験結果と異なり、実験結果による重量損失の方が大きい。このことは、材料表面観察等から、粒子飛散、繊維及マトリックス損失によるものと考える。3)熱流束220MW/m以下では、イオンと電子ビームによる照射効果の違いは認められず、よりよい一致をみた。
