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論文

Development of radiation resistant monitoring system in light water reactor

武内 伴照; 大塚 紀彰; 中野 寛子; 飯田 竜也*; 小沢 治*; 柴垣 太郎*; 駒野目 裕久*; 土谷 邦彦

QST-M-16; QST Takasaki Annual Report 2017, P. 67, 2019/03

福島第一原子力発電所事故の教訓から、過酷事故が発生した軽水炉の状況下でも使用可能な監視システムの技術開発を実施している。本システムの開発の課題として、耐放射線性カメラや可視光無線伝送システムで使用する撮像素子や電源IC等の耐放射線性が挙げられる。本研究では、耐放射線性カメラ撮像素子に対する$$gamma$$線の積算線量の影響を調べるため、異なる積算線量時においてフォトゲート(PG)駆動電圧に対する取得画像輝度のダイナミックレンジの違いを調べた。また、カメラ及び可視光無線伝送システムにおいて共通して使用する電源ICについて、$$gamma$$線環境下における出力電圧をモニタリングし、積算線量に対する変化を調べた。撮像素子は、PG駆動電圧調整ユニットに接続した簡易的なカメラシステムを照射室内に設置し、出力画像をモニタで観察した。その結果、ダイナミックレンジを最大とするPG駆動電圧の最適値は積算線量に影響することが分かり、PG駆動電圧の変更によって実質的な耐放射線性を向上させたカメラシステムの可能性を見出した。一方、電源ICは、入力電圧を発生する定電圧電源を接続し、出力電圧とともに、絶縁破壊による短絡発生の有無を調べるため、熱電対で測定したIC表面温度データをデータロガーで収集した。その結果、出力電圧は比較的低い積算線量で一時的に減少した後に復帰し、その後はほぼ安定することが分かり、あらかじめ照射したICを用いること等により放射線環境下においても安定した出力を得る見通しを見出した。

論文

High-temperature oxidation of sheath materials using mineral-insulated cables for a simulated severe accident

中野 寛子; 広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 土谷 邦彦

Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(2), p.17-00594_1 - 17-00594_12, 2018/04

現在の軽水炉の計装システムは、原子炉運転と原子炉停止中の全ての状況を監視するために不可欠であるが、福島第一原子力発電所の重大事故のような状況では充分に機能しなかった。そのため、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な高温型MIケーブルを開発している。特に、過酷事故時の原子炉内は、窒素,酸素,水素,水蒸気のほかに核分裂生成物等が含まれた混合ガス雰囲気中に暴露されることから、シース材の早期破損が懸念される。本研究では、MIケーブル用シース材として選定したSUS316及びNCF600について、過酷事故を模擬した雰囲気(模擬大気,模擬大気/H$$_{2}$$O, I$$_{2}$$/CO/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O)中における高温酸化特性を調べた。その結果、模擬大気中または模擬大気/H$$_{2}$$O環境下におけるSUS316及びNCF600の両試料表面に均一な酸化皮膜が形成されるとともに、酸化速度を評価し、破断時間の予想が可能となった。一方、I$$_{2}$$が含まれている雰囲気では、試料表面の均一な酸化皮膜の形成だけでなく、局部腐食を引き起こす複雑な腐食挙動を示すことが分かった。

報告書

照射試験開発棟における試験装置の設備整備,2

柴田 裕司; 中野 寛子; 鈴木 善貴; 大塚 紀彰; 西方 香緒里; 武内 伴照; 広田 憲亮; 土谷 邦彦

JAEA-Testing 2017-002, 138 Pages, 2017/12

JAEA-Testing-2017-002.pdf:9.3MB

JMTRの改修・再稼動後の利用性向上の一環として、照射試験開発棟において、炉外試験に使用する実験装置の整備を行った。当初、照射試験開発棟の設備整備にあたっては、照射キャプセルの組立て、照射前試料の材料試験や材料検査・分析などが行える装置の整備を行い、試験データの蓄積を進めていた。一方、東日本大震災以降、地震の影響による既存試験装置の改修や耐震対応を行った。さらに、経済産業省の資源エネルギー庁が進める原子力分野における基礎基盤研究の充実を図るため、軽水炉安全対策高度化に係る研究開発やつくば特区に係る$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造技術開発を実施するための試験設備の整備を進めた。本報告書は、照射試験開発棟において平成23年度から平成28年度にかけて、基礎基盤整技術開発のために新たに整備した試験装置等について、装置の概要やその操作方法、並びに照射試験開発棟で安全に炉外試験が実施できるよう基本的な管理要領についてまとめたものである。

論文

Effect of dissolved gas on mechanical property of sheath material of mineral insulated cables under high temperature and pressure water

武内 伴照; 中野 寛子; 上原 聡明; 土谷 邦彦

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.451 - 454, 2016/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

無機絶縁(MI)ケーブルは、耐熱性,絶縁性及び機械的強度に優れ、原子力用計測機器の計測線として使用されている。日本が提案する核融合炉ブランケットは高温高圧水で冷却する方式であるが、軽水炉及び核融合炉の運転時には、水の放射線分解により、溶存ガス量が変化し、シース材に影響を与えることが懸念されている。本研究は、シース材としてSUS304及びSUS316を選定し、高温高圧水中の溶存酸素,水素及び窒素量の変化による機械的特性への影響をSSRT試験により調べた。まず、PWRの高温高圧水環境下325$$^{circ}$$C$$times$$15MPaで溶存酸素量約6ppmの条件下において、ひずみ速度の影響を調べた。その結果、両鋼材ともに、ひずみ速度が遅いほうが引張強度が高かった。一方、溶存窒素量約20ppm程度の試験では、ひずみ速度が遅いほうが引張強度は低く、破断伸びが小さかった。破断面のSEM観察を行ったところ、試料表面部に脆性的破面が見られ、その表面深さは、ひずみ速度が遅いもの、すなわち高溶存窒素環境をより長時間経験した試料のほうが深かった。さらに、窒素に加えて溶存水素量を約50ppbにして行った試験では、窒素単独時よりもわずかに脆性破面率が高く、引張強度が低かった。以上から、高温高圧水環境において、溶存水素とともに、溶存窒素もステンレス鋼の機械的特性に影響を与えることが分かった。

論文

Effect of dissolved gases on mechanical property of AISI 304 and 316 stainless steels under high temperature and pressure water

武内 伴照; 中野 寛子; 上原 聡明; 土谷 邦彦

Mechanical Engineering Journal (Internet), p.95 - 96, 2016/09

福島第一原子力発電所事故以降、過酷事故時における原子炉監視システムの重要性が高まっている。その開発の一環として、平常時及び過酷事故環境で使用可能な無機絶縁(MI)ケーブルの開発に着手した。本研究では、炉水環境のMIケーブルの機械的な健全性を調べるため、高温高圧純水中におけるケーブル被覆材の破壊特性に対する溶存酸素の影響を調べた。被覆材として、SUS304及び316ステンレス鋼を選定し、325$$^{circ}$$C$$times$$15MPaにて5$$times$$10$$^{-3}$$mm/minで低ひずみ速度法による引張試験を行った。その結果、両鋼材とも、溶存酸素が8500から50ppbでは延性破壊のみが生じ、引張強度や延びに変化は無かった。一方、10及び1ppbでは、破面周縁部に脆性破壊が生じ、引張強度及び延びがともに減少した。以上から、高温高圧純水環境において、溶存酸素が100ppb以下の領域にSUS304及び316が脆性破壊を起こす閾値が存在することが示唆された。

論文

Corrosion property of sheath materials using MI cables at conditions simulated severe accident

中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦

Proceedings of 10th Asia-Pacific Conference on Fracture and Strength (APCFS 2016) (USB Flash Drive), p.283 - 284, 2016/09

過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O$$_{2}$$雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000$$^{circ}$$Cの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、H$$_{2}$$Oの添加によりO$$_{2}$$雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、ヨウ素の影響によって腐食が促進されることを確認した。これにより、NCF600の方が想定される過酷環境における耐食性が高いことが示唆された。

論文

過酷事故環境用高温型MIケーブルの開発

三浦 邦明*; 柴田 裕司; 鬼澤 達也*; 中野 寛子; 武野 尚文*; 武内 伴照; 土谷 邦彦

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.387 - 390, 2016/07

過酷事故時においても原子炉の状態を監視するための軽水炉安全対策高度化の一環として、高い耐熱性と耐放射線性を有する高温型MIケーブルの開発を行っている。このMIケーブルの開発に際しては、金属シース材としてSUS316及びNCF600、絶縁材には高純度のAl$$_{2}$$O$$_{3}$$及びMgOを選定し、K型熱電対型及び電流-電圧線型MIケーブルを開発した。開発した高温型MIケーブルに対し、金属シース材について、過酷事故時を想定した環境における酸化特性や被毒性を調べ耐久性を評価した。また、高温加熱試験を行い、その電気的特性(絶縁特性、導通特性など)を評価した。これらの結果、過酷環境においても使用可能なMIケーブルの見通しを得た。

報告書

炉外高温高圧水ループ試験装置の性能試験(受託研究)

中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-049.pdf:14.7MB

日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。

報告書

$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液の品質検査用分析装置の性能試験,1

鈴木 祐未*; 中野 寛子; 鈴木 善貴; 石田 卓也; 柴田 晃; 加藤 佳明; 川又 一夫; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-031, 58 Pages, 2015/11

JAEA-Technology-2015-031.pdf:14.57MB

テクネチウム99m($$^{99m}$$Tc)は、核医学分野で一般的に使用される放射性同位元素である。日本原子力研究開発機構では、材料試験炉(Japan Material Testing Reactor: JMTR)を用いた放射化法((n,$$gamma$$)法)によるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)製造に関する開発研究が行われている。一方、2013年10月に「核医学検査薬(テクネチウム製剤)の国産化」として新規プロジェクトがつくば国際戦略総合特区に採択され、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc国産化のための実証試験が計画されている。このため、本プロジェクトの一環として、2014年に新しい設備や分析装置をJMTRホットラボ施設内に整備した。本プロジェクトにおける分析装置整備の一環として、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc溶液及びその溶液から抽出される$$^{99m}$$Tc溶液等の品質検査のために$$gamma$$-TLCアナライザー及びHPLC用放射線検出器が導入された。これらの分析装置は、$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcの代替核種として$$^{137}$$Cs, $$^{152}$$Euを用いて検出感度, 分解能, 直線性, エネルギー範囲の選択性などの性能確認試験を行った。この結果、これらの分析装置を用いることにより、溶液の品質検査の見通しを得た。本報告書は、それらの性能確認試験結果をまとめたものである。

口頭

軽水炉安全対策のための高性能監視システムの開発,5; 高温型MIケーブル用金属シース材の機械的特性

中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所事故への教訓として、原子力発電所における監視システムの高度化の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発することが必要である。本研究では、高温高圧水ループ試験装置を整備し、純水中15MPa条件下にて、MIケーブル用金属シース材として選定したSUS316及びニッケル基の超合金であるNCF600の低ひずみ速度引張試験(SSRT)を行い、歪速度及び温度の影響について調べた。その結果、歪速度の低下に伴い、SUS316は最大引張強度及び歪が増大すること、NCF600は最大引張強度及び歪とも変化がないことを観測した。これにより、得られた実験値が文献値と同様な傾向を示すことから、所定の性能を有する試験装置であることが確認でき、今後実施する割れ感受性を評価するための標準値を取得することができた。

口頭

Development for high-performance irradiation tests and PIE techniques with research/testing reactors

土谷 邦彦; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 中野 寛子; 石田 卓也; 上原 聡明; 山本 圭一; 斎藤 隆; 中村 仁一; et al.

no journal, , 

JMTRは供用開始から幅広い分野で活用され、様々な照射技術を蓄積してきた。最近、精度の向上や温度、中性子束制御、環境などの照射環境の制御が要求されている。特に、再稼働後、軽水炉の安全対策高度化、原子力基盤研究、産業利用の分野で期待されている。これらの照射試験にあたり、放射線モニター(SPNDやSPGD)、各種センサー、作動トランスなどの炉内計測機器の開発が行われている。また、放射化法によるMo-99製造技術開発も進められている。一方、新たにFIB, TEMなどの照射後試験装置がJMTRホットラボに整備された。本シンポジウムでは、新たな照射試験及び照射後試験技術に関する開発の現状について紹介する。

口頭

Development of radiation resistant in-water transmission system using visible light with environmental robustness

武内 伴照; 大塚 紀彰; 中野 寛子; 柴垣 太郎*; 駒野目 裕久*; 土谷 邦彦

no journal, , 

過酷事故の際の使用済み燃料プール内のデータ取得及び伝送や、原子炉建屋が水で満たされる場合を想定して、水中における無線伝送システムを検討した。本研究では、水中環境が変化した場合でも安定した伝送を可能とするための、環境ロバスト性を有するか施行水中無線伝送システムの試作を行った。設計したシステムでは、発光ダイオードは2次元マトリックス配列とし、フォトダイオードはCMOSイメージセンサに置き換えた。2次元送受信システムの環境ロバスト性を確認するために、水中における気泡の有無や数を変化させて水中送受信試験を実施した。その結果、パターン信号よりも点滅信号の方が気泡の影響を受けにくく、ロバスト性に優れることが分かった。また、表面実装型の発光ダイオードの方が、砲弾型のものよりも2次元マトリックス上の各発光点の弁別性に優れていることが分かった。一方で、発光素子の耐放射線性を確認するため、発光ダイオードに対する$$gamma$$線照射試験を実施した。その結果、表面実装型の方が吸収線量に対する全光束の現象が小さく耐放射線性の面からも同発光ダイオードが伝送システムの発光素子として有利であることが分かった。

口頭

過酷事故模擬環境における高温型MIケーブル用シース材の腐食特性

中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦

no journal, , 

過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O$$_{2}$$雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000$$^{circ}$$C$$times$$2hの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、H$$_{2}$$Oの添加によりO$$_{2}$$雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、I$$_{2}$$の影響によって腐食が促進されることを確認した。したがって、NCF600の方が想定される環境における耐食性が高いことが示唆された。

口頭

軽水炉過酷事故環境下における計測線用金属シース材の腐食評価

中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦

no journal, , 

軽水炉における過酷事故環境下でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O$$_{2}$$雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気)中における耐食性を調べ、さらにMIケーブルのシース材厚さから破損予測時間を評価した。その結果、1000$$^{circ}$$C$$times$$2hの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、H$$_{2}$$Oの添加により腐食が促進されることがわかった。さらに、1000$$^{circ}$$CにおけるO$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気についてMIケーブルのシース材厚さが0.32mmのとき、SUS316は37時間、NCF600は170時間で破損することが予測できた。一方、O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、ヨウ素の影響によって腐食が促進されることを確認した。これにより、過酷事故を想定した環境では、SUS316は1000$$^{circ}$$C以上で3日間の計測は困難であり、NCF600がシース材として良好であることが示唆された。

口頭

溶存水素濃度制御装置の開発

中野 寛子; 津口 明*; 中村 和*; 土谷 邦彦

no journal, , 

軽水炉高温高圧水を模擬した環境における構造材料の応力腐食割れ(SCC)等の現象を把握するため、水質を管理することが重要である。特に、循環水中の溶存水素濃度については、これまで純水素ガスや高水素濃度の標準ガスのバブリングにより制御していたが、大掛かりな防爆設備等が必要であった。このため、循環水を電気分解により溶存水素濃度を制御可能な、2室型電解セル構造を持つ水素濃度制御装置を開発した。本研究では、まず水素透過膜として1価陽イオン交換膜を用いて2室型電解セルを試作し、その性能を調べた。この結果、水中の溶存水素濃度はイオン交換膜の表面積に対する電流密度に依存していることが分かった。本発表では、開発した水素濃度制御装置を高温高圧水ループ試験装置に設置し、その性能試験結果についても述べる。

口頭

過酷事故模擬環境を想定した高温型MIケーブル用シース材の腐食特性,2

中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 柴田 裕司; 根本 忠洋*; 花本 行生*; 土谷 邦彦

no journal, , 

原子力発電所における監視システムの高度化の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な高温型MIケーブルを開発している。特に、過酷事故時の原子炉内は、窒素, 酸素, 水素, 水蒸気のほかに核分裂生成物等が含まれた混合ガス雰囲気に暴露されることから、シース材の早期破損が懸念される。本研究では、MIケーブル用シース材として選定したSUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した雰囲気(O$$_{2}$$, O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O, I$$_{2}$$, I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O等)中における耐食性評価を行った。その結果、700$$sim$$1000$$^{circ}$$CのO$$_{2}$$及びO$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気では、SUS316及びNCF600ともほぼ均一な酸化被膜の形成が観測され、酸化現象は放物線法則が成立することが分った。一方、I$$_{2}$$雰囲気では、温度の上昇とともにSUS316表面の孔食が増加すること、I$$_{2}$$を含んだ混合ガス雰囲気では、I$$_{2}$$の影響と思われる孔食と酸化被膜の形成という複雑な腐食挙動を示していることが分った。

口頭

$$gamma$$線照射環境下における高温型MIケーブルの電気的特性への影響

柴田 裕司; 鬼澤 達也*; 武内 伴照; 中野 寛子; 上原 聡明; 武野 尚文*; 三浦 邦明*; 土谷 邦彦

no journal, , 

原子力発電所でシビアアクシデントが発生した際に、事象進展を迅速かつ的確に把握するためには、プラントの状況を確認するための能力の向上が重要である。このため、この監視システム高度化のための基盤技術開発の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)の開発が必要である。本研究は開発した高温型MIケーブル(外径: $$phi$$1.6mm、長さ6m)を試作し、$$gamma$$線照射環境下におけるMIケーブルの絶縁・導通抵抗等の電気的特性への影響を調べた。その結果、室温で0.3$$sim$$1.1kGy/hの線量率で照射した時、300$$^{circ}$$C以下では、絶縁抵抗は未照射時よりも低下したが300$$^{circ}$$C以上では未照射及び照射時の絶縁抵抗はほぼ同じ値であった。以上より絶縁抵抗の低下は温度による影響が支配的であることを明らかにした。

口頭

軽水炉過酷事故環境下における計測線用金属シース材の腐食挙動

中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 柴田 裕司; 根本 忠洋*; 花本 行生*; 土谷 邦彦

no journal, , 

軽水炉における過酷事故環境下でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁材(MI)ケーブルを開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したSUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故時の環境を模擬した雰囲気(O$$_{2}$$, O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O, I$$_{2}$$,I$$_{2}$$/O$$_{2}$$,I$$_{2}$$/H$$_{2}$$O,I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O, I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O/CO等)中における加熱試験を行い、腐食特性を調べた。その結果、O$$_{2}$$及びO$$_{2}$$/H$$_{2}$$Oの雰囲気では、両材料の表面には均一な酸化皮膜が形成されていたが、SUS316の方がNCF600よりも重量増加量は大きく、腐食度が大きかった。I$$_{2}$$ガスを含んだ雰囲気では、SUS316表面には酸化皮膜の形成のみならず、孔食が見られた。この孔食は、ガス種の違いにより発生形態が異なっていた。以上から、過酷事故時の雰囲気により、シース材は複雑な腐食挙動を示すことが分かった。

口頭

Corrosion properties of sheath materials for MI cables under various gas conditions containing iodine gas

中野 寛子; 武内 伴照; 広田 憲亮; 土谷 邦彦

no journal, , 

軽水炉の過酷事故時でも炉内計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、ヨウ素を含む環境におけるMIケーブル用被覆材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、窒素ガスベースで5種類の雰囲気(I$$_{2}$$、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$、I$$_{2}$$/H$$_{2}$$O、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O/CO)で1000$$^{circ}$$Cにおける耐食性を調べた。その結果、SUS316については、I$$_{2}$$、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O/CO雰囲気下では試料表面に黒褐色の薄いスケールの形成とともに孔食が点在していたが、I$$_{2}$$/H$$_{2}$$O、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気下では試料表面に厚いスケールが形成され、損傷が大きかった。一方、NCF600については、全ての雰囲気下で試料表面に薄いスケールの形成のみであった。これにより、NCF600はヨウ素が含まれる環境における耐食性が高いことが示唆された。

口頭

過酷事故模擬環境を想定した高温型MIケーブル用シース材の腐食特性,3

中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 土谷 邦彦

no journal, , 

原子力発電所における監視システム高度化の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な高温型MIケーブルを開発している。特に、過酷事故時の原子炉内は、窒素、酸素、水素、水蒸気のほかに核分裂生成物等が含まれた混合ガス雰囲気中に暴露されることから、シース材の早期破損が懸念される。本研究では、MIケーブル用シース材として選定したSUS316及びNCF600について、燃料破損を想定した雰囲気(I$$_{2}$$、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$、I$$_{2}$$/H$$_{2}$$O、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O)中における腐食特性調べた。その結果、NCF600は全雰囲気において試験片表面に厚さの均一な腐食生成物が観察された。SUS316は、I$$_{2}$$、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$雰囲気では、表面に厚さの均一な腐食生成物が観察された一方で、I$$_{2}$$/H$$_{2}$$O、I$$_{2}$$/O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気では、表面に厚さの不均一な酸化皮膜が形成され、さらにこの酸化皮膜が異なる酸化物で構成された層状であることが観察された。以上より、I$$_{2}$$及びH$$_{2}$$Oの混合雰囲気では、SUS316表面で形成された酸化皮膜が破損と形成を繰り返し、層状に形成された可能性が考えられ複雑な腐食挙動を示していることが示唆された。

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