第36回核燃料取扱主任者試験問題・解答例集,2004年

谷内 茂康; 中村 仁一; 天谷 政樹; 中島 邦久; 小室 雄一; 中島 勝昭*; 小林 泰彦; 佐藤 忠*; 須賀 新一*; 野口 宏; et al.

JAERI-Review 2004-020, 61 Pages, 2004/09

JAERI-Review-2004-020.pdf:1.85MB

本報は、国家試験として実施されている核燃料取扱主任者試験問題(第36回、2004年)の解答例集である。その一部については、簡単な解説または参考文献を付記した。

ATR圧力管設計手法

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PNC TN1410 97-032, 468 Pages, 1997/08

PNC-TN1410-97-032.pdf:10.35MB

ATR原型炉「ふげん」の圧力管(熱処理Zr-2.5%Nb合金製)は、米国Chase Brass社からの輸入材を使用している。「ふげん」圧力管の設計に使用した圧力管材料データは、主として海外文献データによるものであったが、安定供給および品質管理向上の観点から国産圧力管の製造技術を開発し、ATR実証炉への採用を目標として材料データの取得および設計評価を実施した。評価にあたっては、「ふげん」設計以降の最新の知見を考慮し、「ふげん」で照射された圧力管監視試験片のデータおよび通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験のデータを用いた。圧力管の物質的性質に関しては、周方向および軸方向の各物性値を取得し設計曲線を決定した。機械的性質に関しては、最近の規制動向に対応して、8ロット分25おきに引張特性データを取得し、設計応力強さSm値を決定した。圧力管の不安定破壊に対する健全性評価に関しては、静的破壊靱性値のみならず動的破壊靱性値を考慮し、水素化物の応力再配向および照射による靱性の低下を考慮した。圧力管クリープの評価手法に関しては、ASME基準に基づく熱クリープ評価を行い、許容クリープ量は応力加速内圧クリープ試験片の照射データにより決定した。圧力管の設計水素濃度評価に関しては、長時間炉内・外データを圧力管の直管部およびロールドジョイント部(すきま部)について取得し、設計式を決定した。圧力管の水素遅れ割れに対する健全性評価に関しては、水素遅れ割れ発生しきい値を水素濃度の関数で求め。設計上水素遅れ割れが発生しないことを評価した。圧力管のLBB性に関しては、オーステナイト系ステンレス鋼管に適用したLBB指針を参考にLBB評価を実施し、LBBが成立することを評価した。圧力管破損確率評価に関しては、これまで取得したデータを用い、PROFRAM3コードでモンテカルロ法による確率論的破壊力学を適用して解析を行った。圧力管の貫通確率、破断確率ともに十分低いことが判った。なお、本書のATR実証炉に係わる試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いた。

高温ナトリウムによるエロージョン開始時間の検討

若井 隆純; 青砥 紀身

PNC TN9420 97-003, 11 Pages, 1996/12

PNC-TN9420-97-003.pdf:0.36MB

エロージョン現象においては,その開始までに要する時間(インキュベーションタイム)があると一般に言われている.本検討では,インキュベーションタイムに相当するエロージョン初期の過程において重要な役割を演じるのは,疲労であると仮定し,高温の液体ナトリウムが,炭素鋼に一定の速度で滴り落ちる場合のエロージョンに対するインキュベーションタイムを計算した.その結果,高温の液体ナトリウムの衝突によるエロージョン単独で炭素鋼が損傷を受けることはないが,炭素鋼およびナトリウムに化学反応による材質変化が起こった場合には,インキュベーションタイムが1時間未満となり,エロージョンによる損傷過程を考慮する必要があることが示された.

高速炉トリチウム挙動解析コードの改良整備

本永 哲二*; 中山 忠和*; 竹内 純*; 照沼 英彦*; 保坂 忠晴*

PNC TJ9124 93-010, 186 Pages, 1993/03

PNC-TJ9124-93-010.pdf:4.37MB

「常陽」ナトリウム冷却系におけるトリチウム濃度測定結果等の評価に基づき、FBRにおけるトリチウム挙動解析コードTTT88の解析モデルを改良整備し、TTT92を作成した。今回の研究で得られた成果は、次に示す通りである。(1)トリチウムのコールドトラップ捕獲モデルに、炉外試験等で確認されて来ている水素との共沈捕獲機構を付加した。 (2)トリチウムのカバーガス系移行モデルに、「常陽」測定データ評価結果に基づき、水素効果の導入を図った。(3)トリチウムの蒸気発生器伝熱管透過評価式について、より精密なモデルに改良した。(4) トリチウムの雰囲気移行モデルに、「常陽」配管透過試験結果に基づき、保温構造物の効果を考慮した。(5)トリチウムの挙動に係わる物性値及びモデルパラメータを見直し整備した。(6)「常陽」MK-IIにおけるトリチウム濃度実測値とTTT92コードによる評価値を比較検討し、TTT92コードの妥当性に関する達成レベルを把握した。

コンクリートの長期変質挙動に関する調査研究(3)(成果報告書)

大成建設*; 清水建設*; 大林組*; 鹿島建設*

PNC TJ1449 91-005, 256 Pages, 1991/01

PNC-TJ1449-91-005.pdf:10.52MB

コンクリートは放射線廃棄物の処理において、固化体、緩衝材、グラウト材、シール材、及びプラグ材などとしての利用が検討されている。本研究は、自然条件下で長期間にわたって変質の進行したコンクリートの変質挙動に関する文献調査を行い、コンクリート構造物から変質したコンクリート試料を採取して、その試料の変質状態の調査研究を行ってきた。本年度は、さらにコンクリートの長期変質挙動に関するデータを蓄積することを目的として、コンクリート構造物から採取した試料についてその変質状況について試験検討を行った。試料採取を行ったコンクリート構造物は、昭和13年に建設(52年経過)された東京都心のビル及び昭和4年に建設(61年経過)された横浜新港の埠頭である。得られた試料について、その変質に関する各種の試験を行うと同時に、長期の変質挙動の予測手法に関する文献調査を行い、以下が明らかになった。(1)コンクリートの変質過程について試験したコンクリートは、それ程変質していないようである。これは、ビルのコンクリートコアは地下3階外壁から、埠頭のコンクリートブロックは海水面下から採取され、両試料とも比較的に安定した環境にあったためであると考えられた。(2)変質挙動の予測手法に関連する文献についてコンクリートの長期の変質挙動の予測手法や実際の変質程度を検討した結果と比較検討が可能な研究は少なかった。

OGL-1高温照射黒鉛ブロックの特性変化

松尾 秀人; 湊 和生; 今井 久

JAERI-M 90-009, 24 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-009.pdf:0.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心用黒鉛材料IG-110の諸特性に対する高温照射効果は、JMTR、JRR-2およびHFR等でのキャプセル照射実験によってかなり明らかにされてきている。しかし、実際の炉心黒鉛ブロックでは温度や中性子照射量がブロックの位置によって異なり、発生した照射および熱応力が照射効果に影響することも考えられる。このため大型黒鉛ブロックの諸特性の照射効果を明らかにするための一つの方法として、OGL-1で照射した第4次~第7次黒鉛ブロックから試験片を採取し、熱膨張率、電気比抵抗、ヤング率等の特性変化を調べ、小型試験片の照射効果と比較した。熱膨張率の照射による変化傾向は小型試験片の照射効果と必ずしも一致しないがその照射による変化量は小さく、小型試験片の特性値の変動内であった。また、電気比抵抗やヤング率は小型試験片の場合と類似した変化傾向を示した。

多結晶黒鉛材料の諸物性間の相関性について

依田 真一; 藤崎 勝夫

炭素, 110, p.81 - 88, 1982/00

https://doi.org/10.7209/tanso.1982.81

本論文は、異なった製法、原料より成る10種黒鉛材料の機械的、物理的性質を調べ、その間に成立する相関性を明らかにし、黒鉛材料の機械的、物理的性質を統一的に理解しようと試みたものである。実験は機械的性質として、引張、圧縮、曲げの各強度試験、物理的性質として、ヤング率、熱膨張係数、電気抵抗の測定を行った。これらの実験より得られたデーターを整理し、相互間の相関を調べた結果をまとめると、(1)ヤング率および熱膨張係数は気孔の体積率に依存し気孔率の増加に伴ない減少する。そして(2)ヤング率Eと熱膨張係数の間には、E=一定なる新たな関係が見い出された。またEの値は気孔率に依存していることが明らかになった。さらに気孔率は黒鉛の黒鉛化度と密接な関係があることが明らかになった。(3)電気比抵抗は、結晶粒度に依存し、粒の細かいものほど比抵抗が大きくなることを明らかにした。