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石井 敏満; 米川 実; 近江 正男; 高田 文樹; 齋藤 順市; 井岡 郁夫; 三輪 幸夫
KAERI/GP-192/2002, p.157 - 166, 2002/00
原子炉構造材料の疲労特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、JMTRホットラボでは、非接触で歪測定が可能なレーザー伸び計を採用した遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。疲労試験では、分解能0.1mm,測定精度
0.5%のレーザー伸び計を用いて、小型疲労試験片の平行部の両端部に加工したツバの間隔の変化を測定した。この疲労試験装置を用いて、JMTRにおいて照射温度823Kで1
10
n/m
(E
1MeV)まで中性子照射した304型ステンレス鋼製試験片を対象に、823Kの真空中で、ひずみ量0.7,1.0,1.4%の軸歪制御による低サイクル疲労試験を行い、中性子照射によるステンレス鋼の疲労寿命低下の定量的データを提供することができた。
幕内 恵三; Haque, M. H.*; 池田 健一*; 吉井 文男; 久米 民和
日本ラテックスアレルギー研究会会誌, 4(1), p.7 - 10, 2001/01
天然ゴムラテックスの放射線加硫では、タンパク質も放射線で変性し、抽出可能な水溶性タンパク質が増加する。このタンパク質の除去法として、希釈した放射線加硫ラテックスに水溶性ポリマーを添加し、遠心分離器で濃縮することが有効である。また、水溶性ポリマーの分子量も脱タンパク質に影響し、低分子量を効果が大きいことを前回報告した。今回は、低分子量水溶性ポリマーとして重合度が500のポリビニルアルコール(PVA)を使用し、加水分解度の影響を検討した。PVAの添加した放射線加硫ラテックスから流涎でフィルムを作製し、乾燥後フィルムを10分間水洗し、引張強さと伸びを測定するとともに残存タンパク質をBCA法で定量した。脱タンパク質効果は加水分解度の増加とともに増大した。また、引張強さと伸びは加水分解度の低下とともに減少した。この結果から、完全加水分解のPVAが本法に適していることがわかった。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03
負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。
伊藤 政幸
Radiation Physics and Chemistry, 47(4), p.607 - 610, 1996/00
被引用回数：13 パーセンタイル：72.37(Chemistry, Physical)本報では耐熱性のフッ素ゴムであるアフラスとバイトンの放射線劣化の温度依存性を検討した。各試料を90
Cから200Cの一定温度に保たれた空気恒温槽の中で、Co-60
線を2.5kGy/hの線量率で、最高1.25MGy照射し、照射後室温で物性を測定し、以下の結論を得た。1.両試料共に照射に伴い重量は減少し、その傾向は温度が高い程激しく、バイトンの方が実験した全温度領域にわたって重量が減少しやすい。2.照射に伴う体積固有抵抗の変化は少なく、その温度依存性も少ない。3.破断伸びは線量と共に減少するが、温度依存性は少ない。同じ線量で比較するとアフラスはバイトンの約2倍の保持率を持つことが明らかになった。
武藤 康; 實川 資朗; 菱沼 章道
JAERI-Tech 95-039, 37 Pages, 1995/07
核融合実験炉のプラズマ対向壁の構造材として使用が検討されている316ステンレス鋼は中性子照射により脆化し一様伸びがほとんどゼロになる。このような特性をもつ材料を構造材として使用するには破壊力学による解析を行い構造健全性を調べる必要がある。しかし、現在までに得られている316ステンレス鋼の照射データは極く限られているので、照射材と見かけ上の応力ひずみ特性がほぼ一致している冷間加工材を用いて定式化を試みた。溶体化処理材、20%(15%)冷間加工材、40%冷間加工材に対して応力ひずみ線図を作成し、降伏応力値が等しいという仮定の下に冷間加工度と照射量を結びつけた。また照射データより塑性ひずみの上限を定めた。
加藤 正人
PNC TN8600 94-005, 132 Pages, 1994/08
平成6年8月8日
21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容は、技術資料にて報告した。本資料は、出力急昇試験にオンラインで測定した出力、被覆管伸び計装データなどの生データ集である。本試験は、ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて行った第一回目の出力急昇試験である。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60KW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2KW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。
加藤 正人
PNC TN8600 94-004, 184 Pages, 1994/08
平成6年8月8日21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容について報告する。ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて出力急昇試験を行った。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60kW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2kW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。また、すでに照射試験の終了しているIFA-554/555,565の照射後試験とIFA-591ランプ試験前の非破壊試験のデータについて、シェラー研究所にて照射後試験結果の技術的な打ち合わせを行い、照射後試験の試験方法、試験データについての解釈について打ち合わせた。
伊藤 政幸
DEI-92-112, p.49 - 55, 1992/12
エチレン-プロピレンゴムの放射線劣化を例として、ゴムの機械的性質の劣化に関して以下の提案を行う。1.ゴムの寿命の指標として破断伸びに注目することが一般的であるが、この指標にはゴムの腰の強さ(モジュラス)や強度の要素が入っていない。そこで、これらの要素をも含む応力-歪曲線の面積を「Tensile Energy」と名付け、これをゴムの寿命の指標とする。2.モジュラスの対数と破断伸びの対数との関係を「モジュラス-破断伸びプロフィル」と名付け、このプロフィルを用いると劣化に伴って起きる切断と架橋の比率が時間の経過と共に変化する様子が、求められる事を明らかにした。
八木 敏明; 瀬口 忠男; 奥田 智昭*; 金光谷 和彦*; 橘 忠男*
三菱電線工業時報, (84), p.11 - 17, 1992/10
原子力発電所で使用される電線・ケーブルの絶縁およびシース材料について、熱と放射線による複合劣化を加速試験により調べ、実使用環境での寿命を推定する手法を検討した。エチレンプロピレンゴム(EPゴム)およびクロロスルホン化ポリエチレン(CSM)の実験配合を用い、基準の使用環境(1Gy/h,50C)での劣化速度の50倍~1000倍になるよう加速劣化(同時劣化および逐次劣化)を行い、機械特性の変化を調べた。加速倍率50倍~1000倍における破断伸びの低下速度はEPゴムおよびCSMとも加速倍率にほぼ比例して増大し、その劣化挙動は各加速倍率において相似であった。また、EPゴムでは逐次劣化の加速試験より求めた寿命が同時劣化の場合よりも若干長くなる傾向を示したが、CSMでは両方の試験で求めた寿命がほぼ一致することがわかった。
木村 重人; 青木 昌典; 桜井 方*; 柳林 清司*; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9450 92-004, 37 Pages, 1992/06
本報告書は、耐照射スエリング特性に優れ、FBR大型炉用炉心材料として適用が予定されている高強度フェライト/マルテンサイト網について、材料開発室で収得した大気中およびナトリウム中内圧クリープ特性データをまとめたものである。1材料:高強度フェライト/マルテンサイト網燃料被覆管形状(
6.50.47MMT)2試験環境:大気中およびナトリウム中3試験温度:600、650
)4フープ応力:9.4832.43KGF/MM2、5データ点数:13点、なお、材料特性データは、「FBR構造材料データ処理システムSMAT」のデータ様式に従い作成したものである。
石島 清見; 中村 武彦
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.263 - 270, 1991/00
燃焼の進んだ原子炉燃料の反応度事故時における破損モードの一つとして、厳しいペレット-被覆管機械的相互作用による被覆管の損傷が考えられる。この原因は、出力暴走によってもたらされるペレットの急激なふくれである。PCMIと呼ばれる上記の現象を調べるため、NSRRを用いて反応度事故を模擬した燃料のパルス照射実験を実施した。燃料ペレット及び被覆管の過渡的伸びは、LVDT型センサを用い、大気圧・室温及びBWRを模擬した高温高圧条件の冷却水中で良好に測定できた。また、実験結果の評価のため、事故時燃料挙動解析コードFRAP-T6を用いて解析を行った。これらの研究により、燃料の過渡伸びに及ぼすギャップ幅及び冷却材条件の影響を明らかにした。
八木 敏明; 森田 洋右; 川上 和市郎; 神村 誠二*; 柳生 秀樹*; 望月 修*; 大西 隆雄*
EIM-90-124, p.65 - 74, 1990/12
原子力発電所にとって重要な電線・ケーブルを非破壊的に診断する方法および測定装置の検討を行った。ケーブル試料に周期的なねじり歪を与え、それに応じたトルクを測定する装置を試作し、熱および逐次劣化(放射線
熱)した600V級低圧CVケーブルのトルク値と機械的特性の関係を調べた。ケーブル試料に与える歪に応じたトルク値の大きさは試料の硬さや柔らかさの程度によって変化する。本装置で求めたトルクの値と劣化ケーブルのシース材の破断伸びの間にはよい相関性が得られた。シース材の劣化がケーブルの劣化を支配するとき、本方法(歪-トルク応答)によって、電線・ケーブルの劣化状態を非破壊で定量的に求めることが出来る。
吉井 文男; 幕内 恵三; 石垣 功
J.Appl.Polym.Sci., 32, p.5669 - 5671, 1986/00
被引用回数：7 パーセンタイル：68.33(Polymer Science)ポリプロピレンのモルホルジーと耐放射線性との関係を明らかにするために、高温で融解したポリマーを種々の温度で結晶化した試料の照射効果を調べた。劣化の程度は引張試験による破断伸びで評価した。結晶化を水を通したプレス中で行った場合は、2.5Mradの照射で伸びがなくなってしまう。一方、ドライアイスで-60Cに冷却したメタノール中および水道水中で急冷した試料は、2.5Mradまでは破断伸びの減少が全くなく、劣化しにくいことが分った。これらの試料の融解挙動は、ドライアイス-メタノール中で急冷したものは融解の開始温度と融点がプレス中で冷却したよりも低い。この事実から、ポリプロピレンにおいては、OSC曲線の低温側で融解する成分が多いと耐放射線性がよくなることが明らかとなった。
小向 文作; 河村 弘; 安藤 弘栄; 桜井 文雄; 新見 素二; 瀬崎 勝二; 小山田 六郎
JAERI-M 85-087, 23 Pages, 1985/07
JMTRのBOCAキャプセルを用いて、製造時ペレット-被覆管ギャップの異なる2本の88型BWR燃料棒(直径ギヤップ; Rod1: 90
m及びRod2: 190m)の燃料中心温度度測定実験を実施し、出力サイクル及び出力急昇時の燃料挙動に及ぼす燃料棒設計パラメータの影響を調べた。得られた結果は次の通りである。(1)ギャップの違いによる燃料中心温度差は、300w/cmにおいて約120Cであった。またRod1, 2の燃料中心温度は、ともに第1回目原子炉起動時よりも第2回目の方が高かった。(2)出力サイクル及び出力急昇時の燃料中心温度は、各Rodの第2回目原子炉起動時の場合と同じであった。(3)Rod2の燃料棒伸びは、第1回目原子炉起動時が最も大きく、それ以後は出力サイクル数とともに減少した。(4)燃料ふるまいコード「FEMAXI-III」による燃料中心温度の計算値は、実測値と良く一致した。
岡田 漱平; 日馬 康雄; 吉川 正人; 伊藤 政幸; 八木 敏明; 吉田 健三
EIM-84-134, p.57 - 66, 1984/00
EPRとポリエチレンを、水蒸気(飽和水蒸気と空気を含んだ水蒸気;環境温度は夫々100,120,140C一定)・ケミカルスプレー・ガンマー線照射の同時暴露LOCA模擬環境下で劣化させ、破断伸びと絶縁抵抗の経時変化を調べたところ、(1)空気を含まない環境での絶縁抵抗の変化には偶発的要因によると思われるものも含まれ、伸びの劣化との相関も弱い。(2)空気を含む場合、絶縁抵抗は伸びの劣化と同様比較的一様な経時劣化を示し、両者の相関も強い。しかし温度依存性には差がある。(3)伸びが引張試験の信頼性の限界に近付く程劣化した場合でも絶縁抵抗は実用上問題のない値を保っているので、伸びを劣化の指標として適切な基準を設定すれば、絶縁抵抗の方はその概念の中に包含されるようにすることができる。(4)空気を含む場合の絶縁劣化には時間(線量)-温度換算則が成立する。などが明らかになった。
渡辺 勝利; 近藤 達男; 小川 豊
Nuclear Technology, 66, p.630 - 638, 1984/00
被引用回数：5 パーセンタイル：51.26(Nuclear Science & Technology)オーステナイト系耐熱合金の高温における引張性質とクリープ性質に及ぼす中性子照射の効果を調べた。高温における延性の低下は合金中の硼素およびニッケルと熱中性子との核変換反応により生じるヘリウムに起因し、破壊モードは粒界破壊であることを特徴とする。最大熱中性子照射量を1.210
n/mとし、照射後の引張性質を700~1000Cの間で調べた。また、クリープ試験は900Cにて行い、熱中性子照射量は6.610
、7.510n/mとした。引張延性は変形温度の上昇とともに減少するが、これは主として局所伸びの低下にもとづくものである。一方、照射後クリープ試験の結果では破断寿命の著しい減少がみられた。引張性質とクリープ性質の両者を総合すると、鉄基合金の方がニッケル基合金よりも優れ、特に、インコロイ800では照射に対してきわだって高い抵抗性を示した。
酒井 陽之; 中倉 優一; 名取 歳夫; 宮田 精一; 長島 久雄; 川又 一夫; 米川 実; 岩井 孝; 佐川 勉; 相沢 静男; et al.
JAERI-M 82-034, 55 Pages, 1982/04
軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では3体の計装付燃料集合体が照射されるが、第1次試料の照射後試験が終了した。第1次試料は燃料-被覆管のギャップをパラメータとした4本の燃料棒を照射し、計装として燃料中心温度、FPガス圧力、被覆管伸びなどを測定した。ここで報告する照射後試験は炉内軽装の裏付けとなるデータを採取することを目的とし、外観検査、X線検査、ガンマスキャンニング、寸法測定、渦流探傷試験、残留ギャップ測定、封入ガス量測定、ガス分析、金相試験等を行った。
岡田 漱平; 日馬 康雄; 伊藤 政幸; 八木 敏明; 吉川 正人; 吉田 健三
EIM-82-111, p.27 - 36, 1982/00
LOCA模擬の短時間試験が安全サイドに立っていることを示す外挿を可能ならしめるような劣化の数式化の方法論を調べるための一つの試みとして、PWR LOCAを模擬した放射線・蒸気・ケミカルスプレーの複合環境下での機械的特性値の変化を反応速度論的に解析した結果、(i)EPR,Hypalonの伸びP=e/e
の劣化は-dP/dt=KP
によって整理することができる。(ii)空気を含む場合と含まない場合とで減衰の次数nが異なり、別種の反応が支配的であることが示唆され、新しく提示するElongation-Strength Trajectoryという表示法によって考察すると、空気のない場合は架橋が、ある場合には切断が優勢であることが分る。(iii)EPRの場合、空気のない時はn~2、空気のある時はn~1であるということや、線量率効果、温度効果などは、空気のない場合は、P・+P・
P-Pのような反応が優勢であり、空気のある場合はP・+O
POO・のような反応が律速となると考えれば説明がつく。等のことがらが明らかにされた。
日馬 康雄; 伊藤 政幸; 岡田 漱平; 中瀬 吉昭; 吉田 健三
EIM-81-94, p.39 - 46, 1981/00
電線絶縁材料の健全性試験で適用されるLOCA模擬条件のうち、初期の過渡期間の温度条件がケーブル用絶縁材料の劣化に与える影響を、放射線とそれ以外のLOCA環境条件を一諸に与える同時法によって実験した結果について報告する。初期の急昇温速度は室温より150Cまでを10秒間で行う場合と1時間で上げる場合について比較した。初期の冷却速度は、150Cより50Cまでを10分間及び2時間で下げる場合について比較検討した。また、初期の急速加熱ピークを1回与えた場合と、2回与えた場合についても比較検討した。
中瀬 吉昭; 吉田 健三; 日馬 康雄; 伊藤 政幸; 岡田 漱平; 町 末男
EIM-80-98, p.57 - 64, 1980/00
原子力発電所用電線ケーブル絶縁材料の劣化をSEAMATE-IIを用いて行った。 SEAMATE-IIの装置事自体について、設計時に予定した性能が得られることを確認した。注目した性能は、急速過熱により所定の温度にまで達する時間と、試料位置における空間線量、及びその分布である。実測では、室温より150Cまで3秒、200Cまで35秒で上昇する。また、10KGy/hの線量率で、その均一度も1.1である。その他の性能についても満足できる結果が得られた。 本装置を使用して得られた結果の一部として、PWR-LOCA模擬条件下における実用配合試料(シート状)の同時法(放射線とその他の環境を同時に与える)と逐次法(両者を別々に与える)による劣化状況を比較したことを示した。 伸びの変化を指標とした場合、その低下が大きすぎて、明確な結論が出せないことがわかった。
