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杉田 裕; 菊池 広人*; 星野 笑美子*
JAEA-Data/Code 2020-017, 39 Pages, 2021/01
JAEA-Data-Code-2020-017.pdf:2.96MB
わが国では、高レベル放射性廃棄物(HLW)は深地層の処分場に埋設される。HLWの竪置き方式の処分場概念では、オーバーパックに封入された廃棄体は緩衝材(ベントナイトとケイ砂の混合材)にくるまれた状態で鉛直に掘削された処分孔に埋設される。そして、処分坑道は、埋め戻し材(ベントナイトと掘削ズリの混合材)で埋め戻された後、コンクリートプラグで閉塞される。日本原子力研究開発機構は、埋め戻し材で起こると考えられる熱-水-応力-化学連成挙動を把握するため、幌延深地層研究センターで発生した掘削ズリを用いた埋め戻し材の(1)膨潤圧試験、(2)透水試験、(3)熱物性測定、(4)一軸圧縮試験、(5)水分ポテンシャル測定、及び(6)浸潤試験を実施し、膨潤圧,透水係数,熱伝導率等のデータを得た。これらの試験データは、幌延深地層研究センターで実施中の実規模原位置試験に用いられる。
井岡 郁夫; 栗木 良郎*; 岩月 仁; 川井 大輔*; 横田 博紀*; 稲垣 嘉之; 久保 真治
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 5 Pages, 2020/08
熱化学水素製造法ISプロセスは、大規模水素製造法の候補の一つとして研究開発が進められている。ISプロセスの硫酸を蒸発・ガス化し、熱分解する工程の腐食環境は過酷であり、その環境に耐える機器材料にはセラミックスが用いられている。本研究では、脆性材料であるセラミックスを代替し得る、表面改質技術を用いて耐硫酸性と延性を兼ね備えるハイブリッド材料の開発を狙いとしている。プラズマ溶射技術とレーザー溶融処理技術の組み合わせより試作したハイブリッド材料試験片は、95%沸騰硫酸中で十分な耐食性を示した。これは、表面に形成させた高Si濃度の耐食層が硫酸環境で酸化し、接液面にSiO
層が生成したためと考えられる。本技術による容器状構造体を試作した。本報では、容器状構造体の耐食性を向上するための実施した熱処理の結果と容器状構造体の耐食性評価方法について報告する。
城 まゆみ*; 小野 誠*; 中山 雅; 朝野 英一*; 石井 智子*
Geological Society Special Publications, 482, 16 Pages, 2018/09
被引用回数：2 パーセンタイル：21.22(Geology)The phenomena of "piping and erosion" are serious problems for the integrity of the buffer material as an element of engineered barrier systems in geological disposal for high-level radioactive waste. In this study, the outflow behavior and condition in buffer material has been investigated using a test pit drilled in host rock at Horonobe Underground Research Laboratory to acquire the knowledge to consider countermeasures to contain the outflow of the buffer material. The following are results. (1) The phenomena of "piping and erosion" occurred irrespective of injection flow rate. However, when the rate is small, it is considered that buffer material can be self-repairing and the erosion of buffer material can be suppressed. (2) When injection water contains a lot of electrolyte, the surface of buffer material peels off and precipitates, possibly suppressing waterproof performance. (3) It is considered that bentonite pellets are effective for countermeasures against buffering "piping and erosion".
加治 芳行; 宇賀地 弘和; 中野 純一*; 松井 義典; 川又 一夫; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*
HPR-364, Vol.1 (CD-ROM), 10 Pages, 2005/10
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、軽水炉のステンレス鋼製構造物の長期運転において、重要な課題の一つである。IASCCの研究分野では、照射下でのSCC試験を実施することは大変困難なため、おもに照射材を用いたPIEを実施している。したがって、照射下SCC試験の重要な技術として、負荷応力レベル,水化学,照射条件等の効果に関する情報を得るために試験技術の開発を行ってきた。本報告では、開発した種々の技術、特に試験片の荷重制御,き裂進展モニタリング技術などについて述べ、JMTRにおける照射済み材料を用いた照射下IASCC進展試験の現状についても述べる。
加治 芳行
Proceedings of KNS-AESJ Joint Summer School 2005 for Students and Young Researchers, 2, p.221 - 228, 2005/08
炉内構造物に対しては、主な研究項目は、BWRの炉心シュラウドや再循環系配管における低炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)と中性子や
線,高温水による腐食及び応力の同時作用効果により発生する照射誘起応力腐食割れ(IASCC)である。本講演では、IGSCC及びIASCCの機構論的理解のための基礎的な研究,経済産業省の国家プロジェクトの一環として実施している照射後IASCC試験データに基づくBWRプラントのIASCC評価技術開発及び照射下IASCC試験の現状と主な成果について紹介する。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
IFMIF国際チーム
JAERI-Tech 2003-005, 559 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-005.pdf:48.89MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m
,鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器、体積9m
の液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本タスク報告書では、3年間に実施した加速器,ターゲット,テストセル,設計統合のKEPタスク結果について記載した。
日浦 寛雄*; 山浦 高幸; 本橋 嘉信*; 小檜山 守*
日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.202 - 208, 2002/06
原子炉燃料中の酸素ポテンシャルの炉内測定を可能とする酸素センサの開発を行った。本センサは、CaOで安定化したジルコニア電解質の両側に標準極と測定極を接触させて酸素濃淡電池を構成し、発生する起電力から測定極となる燃料中の酸素ポテンシャルを推定する。本開発試験では、センサ標準極にNi/NiO, 測定極には燃料の代わりにFe/FeOを用いることとし、さらに長寿命化対策を考慮してセンサを設計・試作して、その起電力特性を炉外試験及びJMTRでの照射下その場試験において調べた。炉外試験では、700
1000間の温度変化に対する起電力の温度依存性は理論値とほぼ一致し、起電力経時変化は800一定の下で980hにわたり4%以内であった。照射下その場試験では、高速中性子(E
1 MeV)照射量8.0
10
m
(照射時間1650h)までの700 900間の温度変化に対する起電力の温度依存性は炉外試験時に得られた結果とよく一致し、800一定下での起電力経時変化は理論値の6%以内であった。以上のことから、中性子照射下における燃料中の酸素ポテンシャルの測定が本センサにより可能であることがわかった。
IFMIF国際チーム
JAERI-Tech 2002-022, 97 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-022.pdf:9.17MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)活動は1995年からIEA協力で国際的に実施されている。IFMIFは加速器を用いた重陽子-リチウム(Li)中性子源であり、核融合の候補材料の試験のため、強力な中性子場(2MW/m、鉄に対して20dpa/年)を発生する。IFMIFの重要要素の技術リスク低減のため、3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)が2000年に開始された。KEPでは、電流250mAでエネルギー40MeVの高出力重陽子(D+)加速器,体積9mの液体Liを循環するLiループ,温度制御された照射試験施設,照射後試験(PIE)施設及びその他の施設を運転するのに必要なIFMIF建屋及びユーティリティのシステム設計も実施されている。本中間報告書では加速器,ターゲット,テストセル,設計統合について記載した。KEP活動は2002年12月まで継続され、その成果がIFMIF-KEPの最終報告書としてまとめられる予定である。
核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会
JAERI-Review 2002-008, 79 Pages, 2002/03
JAERI-Review-2002-008.pdf:9.92MB
拡大核融合炉・材料研究合同委員会が、2001年7月16日に、東京で開催された。この合同委員会では、原研及び大学におけるブランケット、材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、本合同委員会で用いられた資料及びそのまとめから構成されている。
山田 禮司; 田口 富嗣; 井川 直樹
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.574 - 578, 2000/12
被引用回数：71 パーセンタイル：96.57(Materials Science, Multidisciplinary)実際の使用荷重条件を考慮した2次元及び3次元SiC/SiC複合材料を試作し、その機械的熱的性質を調べた。2次元材料ではSiC短繊維をランダムに配向させ一部3次元的繊維配向を実現した。また3次元繊維では最近開発された高弾性率を有するSiC長繊維で3次元配向を実現した。熱伝導率を測定した結果、新繊維をZ軸方向に配向する割合を増加させると試料厚み方向の熱伝導が向上することを明らかにした。今回用いた繊維は特に表面改質をしていないため、機械的強度及び靱性に関しては、電子線照射で不融化した従来のハイニカロンSiC繊維よりも悪い結果を得た。表面観察等から、SiC/C比が等比的新SiC繊維の場合表面層にカーボン富化した層がないため機械強度が弱いことが明らかとなり、カーボンコート等の表面改質が必要なことを示した。
材料試験炉部
JAERI-Conf 99-006, 434 Pages, 1999/08
第6回研究炉に関するアジアシンポジウム(ASRR-VI)が、1999年3月29日~31日まで、水戸市の三の丸ホテルで開催された。この会議は、16のセッションとパネル討論で構成され、各国の試験研究炉の現状と計画、運転経験、燃料管理、原子炉の改造、照射設備、照射研究、炉特性評価、計測技術及び中性子ビーム利用について合計58件の論文が発表され、「試験・研究炉利用の新しい動向」についてパネル討論が行われた。発表者は計183人(国外33人、国内150人)、参加者の国別では、中国、韓国、インドネシア、タイ、バングラデシュ、ベトナム、台湾、ベルギー、フランス、米国及び日本であった。また、国際原子力機関(IAEA)からの参加もあった。本論文集は、全発表論文及びパネル討論の記録を収録したものである。
中野 純一; 藤井 貴美夫; 山田 禮司
Journal of the American Ceramic Society, 80(11), p.2897 - 2902, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：47.73(Materials Science, Ceramics)CVD SiC被覆層、SiC/C傾斜層、及び黒鉛基材を有する開発SiC/C傾斜組成黒鉛材料の機械的性質を室温での曲げ、圧縮、及び硬さ試験により調べた。SiC/C傾斜層は作製することにより、曲げ及び圧縮強度に及ぼす影響は、小さいものであったけれども、その比表面積は、SiC/C傾斜層中のSi濃度の増加とともに増加した。CVD SiC被覆層を有する試料では、SiC/C傾斜層の有無と無関係に曲げ強度を黒鉛の約2倍の値に向上させた。良好な耐酸化特性を有する開発SiC/C傾斜組成黒鉛材料の機械的性質を表面状態、気孔率、及び硬さの項目で検討した。
C-carbon fiber composite ceramics as plasma facing materials in nuclear fusion reactor, 3; Heat resistance evaluation by electron beam irradiation and by in situ plasma discharge in JT-60神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 大楽 正幸; 中川 師央*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 後藤 純隆*
Journal of the Ceramic Society of Japan, International Edition, 105, p.1179 - 1187, 1997/00
C/C材の次世代のプラズマ対向材料として、BCと炭素繊維から成る複合セラミックスを作り、電子ビームとJT-60のプラズマによる熱負荷試験を行って、耐熱性を評価した。高熱伝導性の縦糸と高強度で折れ難い横糸の炭素繊維から成る平織り布にBCを含浸後に、渦巻状にして加圧焼結した複合セラミックスで作ったタイルは、22MW/mの電子ビーム照射(5秒,2500
C)によっても破損しなかった。さらに、JT-60のダイバータに設置し、中性粒子入射加熱(30MW,2秒)を含む15秒のプラズマ放電を繰り返し(572回)行っても、クラックの発生は見られなかった。
尾形 孝成*; 赤堀 光雄; 小川 徹
JAERI-Tech 96-052, 18 Pages, 1996/11
小さなU-Zr合金試料のクリープひずみ速度を測定するため、圧縮-保持した場合の応力緩和挙動に基づく評価方法を考え、757~911Cの範囲でU-10wt%Zr合金のクリープひずみ速度の測定に適用した。測定試験の結果、試料のひずみ量が適切で、かつ十分な荷重の変化量が観測される場合には、今回用いた評価方法は有効であると判断された。得られたU-10wt%Zr合金のクリープ速度は、U金属に対する実験値やU-Pu-Zr合金に対する評価式に比べて格段に小さな値を示した。しかし、今回の測定結果には、試料に含まれていた析出物の影響等が現れていると考えられるため、今後より注意深い試験データの蓄積が必要である。
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。
川合 將義*; 深堀 智生
JAERI-Conf 95-008, 261 Pages, 1995/03
1994年核データ研究会が、1994年11月17日と18日の両日、日本原子力研究所東海研究所において開催された。この研究会は、日本原子力研究所のシグマ研究委員会と核データセンターが主催して開いたものである。口頭発表ではバングラデシュにおける核データ研究、アクチニドの核データ、JENDL-3.2の積分テスト、核反応理論、材料研究からの核データニーズ、トピックスとして核分裂中性子数の測定、IFMIF計画と核構造データ評価活動の15件の報告があった。ポスター発表では、34件の発表があり、それらは、核データの測定、評価や評価済み核データのベンチマークテストに関するものであった。本報文集は、それら全部で49件の論文をまとめたものである。
材料試験炉部
JAERI-Conf 95-001, 87 Pages, 1995/03
JMTR照射利用ワークショップが1994年12月9日に開催され、国内外の試験炉の利用状況、照射試験の最先端の課題について講演が行われると共に、今後21世紀に向けてのJMTRの役割について討論が行われた。この中で、原子炉燃料・材料の照射研究においては、照射中の挙動解明を目的とするin-situ照射実験の重要性が高まりつつあることから、照射技術の高度化、新照射設備の設置等を積極的に進める必要があること等が示された。また、次世紀においても、材料の工学的照射データ取得のために材料試験炉は引き続き必要であることから、次期材料試験炉に関する検討を進める必要のあることが確認された。本報告書は、これら8件の講演及び討論の内容を収録したものである。また、当日実施したJMTRの利用等に関するアンケートの結果についても示した。
長尾 美春; 島川 聡司; 小森 芳廣; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-006, 46 Pages, 1995/02
JMTRのような混合スペクトルをもつ試験炉においては、熱中性子束を調節することにより、高速炉や核融合炉等での照射効果を模擬した照射試験のほか、材料の基礎基盤研究における中性子スペクトル効果の究明等のために照射試験が可能である。核融合炉材料の照射試験を行う場合には、He生成量とはじき出し損傷量の比(He/dpa)を照射効果の指標とし、その比を核融合炉での値に模擬する方法が採用されている。本報告では、JMTRにおける中性子スペクトル調整照射の検討の一環として、ステンレス鋼(SUS316)を核融合炉条件(He/dpa=15)で照射するための制御能力について検討した。本解析にあたり、SUS316の構成元素
Niの熱中性子2段反応Ni(n,)
Ni(n,
)
Feによって生成するHeを評価するため、計算プログラムNIHEを作成した。解析の結果、照射孔の移動と軽水リングの使用によるスペクトル調整を組合せて行うことにより、He/dpa=13~15の範囲内に制御した照射が可能であることがわかった。
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。
