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中畑 俊彦*; 吉河 朗*; 小柳津 誠*; 大矢 恭久*; 石本 祐樹*; 木津 要; 柳生 純一; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 宮 直之; et al.
Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1170 - 1174, 2007/08
被引用回数：3 パーセンタイル：25.42(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60Uにて行われているボロニゼーションを模擬し、静岡大学のP-CVDにて膜調整を行った高純度ボロン膜に対して飽和量の重水素を照射した後、加熱とSIMS測定を繰り返し行い、膜中に捕捉された水素同位体放出過程に関する以下の知見を得た。重水素脱離を支配する要素は試料温度である。第1期、すなわち573K以下では、B-D-B結合からの重水素の脱離が支配的であり、その温度領域においては、拡散が律速過程であった。573Kを上回ると、重水素はBD結合からおもに脱離し、その温度領域においては、再結合が律速過程であった。BD結合として捕捉された重水素の実効的な再結合定数は等温加熱実験によって算出した。
芦川 直子*; 木津 要; 柳生 純一; 中畑 俊彦*; 信太 祐二; 西村 清彦*; 吉河 朗*; 石本 祐樹*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 363-365, p.1352 - 1357, 2007/06
被引用回数：10 パーセンタイル：58.07(Materials Science, Multidisciplinary)LHD真空容器内で主放電6081ショット,ボロニゼイション3回に曝された。ステンレス(SS316)サンプル、及び同様にJT-60U真空容器ポート内で主放電1896ショット,ボロニゼイション2回に曝された。SS316サンプル表面の元素分布状態をX線光電子分光装置(XPS)を用いて分析し、LHDとJT-60Uの結果を比較した。(1)LHDでは最表面において炭素が20%,酸素が45%であり、それ以降基板界面に至るまで80%のボロン膜が保持されている。JT-60Uでは最表面において炭素が60%であり、その後55%程度のボロン膜が保持されている。このようにLHDと比較するとJT-60Uでは壁材による堆積層が顕著である。(2)JT-60Uでのボロン膜上の堆積層はトーラス方向に非均一であり、C1s及びO1sのXPSスペクトルピークシフトの結果においても場所により異なる傾向を示す。これはトーラス方向の酸素捕捉能力が非均一であることを示唆している。(3)ボロン膜厚は、LHDではグロー電極の位置に依存するが、JT-60Uではそのような傾向は見受けられなかった。理由の一つとして炭素による堆積層がトーラス方向に非均一であることが考えられる。(4)ボロン膜の厚みは実験サイクル中十分に保持されているため、ボロン化壁による酸素軽減効果はおもにボロン膜の最表面の特性に起因すると考えられる。
木津 要; 柳生 純一; 石本 祐樹*; 仲野 友英; 都筑 和泰*; 宮 直之; 芦川 直子*; 西村 清彦*; 相良 明男*
Annual Report of National Institute for Fusion Science; April 2005 - March 2006, P. 65, 2006/11
核融合科学研究所の大型ヘリカル装置(LHD)では、近年、金属壁へのヘリウム(He)蓄積を避けるために、Heグロー放電(He-GDC)ばかりでなく、Neグロー放電(Ne-GDC)も積極的に行っている。そこで、ヘリウムより大きな原子番号を持つ希ガスを用いたグロー放電のボロナイゼーション壁に対する影響を調査した。静岡大学でボロナイゼーションした試料(Si, F82H)をLHDのHe-及びAr-GDCに6時間,12時間(Arは6.5及び13時間)さらす前後でSIMS深さ分析を行ったところ、Heグローでは最大24nm程度しかボロン膜は損耗しなかったが、Arグローの場合は、6.5時間では平均150nm、13時間では平均190nmの膜厚の減少が観測された。LHDのグロー放電の条件では、ArとHeによる物理スパッタは同程度であるが、今回両者で大きな差異が出たことは、ArとHeグロー放電では電流密度の分布が異なり、局所的に大きなスパッタリングが起こっていることを示している。
大和田 功; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清
Proc. of 43rd Conf. on Robotics and Remote Systems 1995, 0, p.75 - 80, 1996/00
軽水炉技術の高度化計画に伴って、燃料の高燃焼度化が進められており、燃料ペレットの熱電導率は、重要な熱物性値として注目されている。原研・燃料試験施設では、レーザーフラッシュ法を用いた遮蔽型のペレット熱拡散率測定装置を開発した。熱伝導率は、測定した熱拡散率、比熱及び密度より求める。装置は試料保持部、レーザー発信器部、赤外線検出器部、ヒータ温度抑制部、真空排気部、データ処理部、生体遮蔽体、フード及び試料移送容器で構成されている。装置の性能と照射後試験への適用を確認するため、金属タンタル、アルミナ、未照射UO
、未照射UO-GdO
及び照射済燃料を用いて熱拡散率を測定した。その結果、高燃焼度燃料の照射後試験に十分使用できることが明らかになった。
山原 武; 西野 泰治; 天野 英俊; 石本 清
IAEA-TECDOC-822, 0, p.43 - 54, 1995/09
IAEA Technical Committee Meeting on Recent Development on Post-Irradiation Examination Techniques for Water Reactor Fuel,17-21 October 1994,Cadaracheにおいて、燃料試験施設の最近の照射後試験技術の開発について発表する。燃料試験施設では、軽水炉高燃焼度燃料の照射後試験に最も力を注いでいるが、燃焼度の伸長とともに従来の試験技術をそのまま適用することが困難となってきた。その例としてパンクチャー試験技術及び脱燃料技術があり、これらの技術開発を行った。また、新たな照射後試験ニーズに応えてペレット熱拡散率測定装置及びペレット融点測定装置の開発を行った。今回はこの4件の技術開発に関して報告する。
仲田 祐仁; 天野 英俊; 関田 憲昭; 西 雅裕; 中村 仁一; 古田 照夫; 助川 友英; 石本 清
HPR-345, 0, 9 Pages, 1995/00
ノルウェーのハルデン炉で照射された高燃焼度燃料棒7本が平成3年1月に原研燃料試験施設に搬入され照射後試験が実施されてきた。その照射後試験の中から非破壊による燃料棒の外面酸化膜厚さ測定について、測定技術及び測定結果を報告する。燃料棒の外面酸化膜厚さ測定は、渦電流法を用いた膜厚測定であり、燃料棒の軸方向及び周方向の酸化膜厚さ分布を把握することが可能である。ハルデン高燃焼度燃料棒の酸化膜厚さは、最大で約22
mであり、燃焼度及び照射期間からみると商用LWR燃料棒に比べて低い値であった。また、この酸化膜厚さ測定結果を基にして燃料棒直径測定データの再評価を実施し、燃料被覆管の外形変化を求めた。
大和田 功; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清
Transactions of the American Nuclear Society, 73, p.465 - 466, 1995/00
軽水炉技術の高度化計画に伴って、燃料の高燃焼度化が進められており、燃料ペレットの熱伝導率は、重要な熱物性値として注目されている。原研・燃料試験施設では、レーザーフラッシュ法を用いた、遮蔽型のペレット熱拡散率測定装置を開発した。熱伝導率は、測定した熱拡散率、比熱及び密度より求める。装置は試料保持部、レーザー発信器部、赤外線検出器部、ヒータ温度制御部、真空排気部、データ処理部、生体遮蔽体、フード及び試料移送容器で構成されている。装置の性能と照射後試験への適用を確認するため、金属タンタル、アルミナ、未照射UO、未照射UO-GdO及び照射済燃料を用いて熱拡散率を測定した。その結果、高燃焼度燃料の照射後試験に十分使用できることが明らかになった。
串田 輝雄; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清
Proc. of 42nd Conf. on Robotics and Remote Systems, 2, p.52 - 57, 1994/00
軽水炉燃料の燃焼度増加に伴う被覆管の機械的特性の変化を調べることは重要である。原研・燃料試験施設では、低荷重で極く微小領域における硬さ測定を行うことが可能な超微小硬度計(以下、本装置)を開発した。本装置は、高放射性試料を取扱うため、硬度計本体を鉛セル内に設置した。試料のセッティング、対物レンズの切替はトング操作によるが、他の操作は全て自動操作となっている。本装置では、ダイナミック硬さ及びビッカース硬さが測定可能である。特に、ダイナミック硬さ測定では、試料に圧子を低荷重で押し込んだ時の深さを計測することから、微小振動が測定に影響を及ぼすため、各種の振動対策を施した。硬さ基準片及び未照射被覆管を用いた特性試験により、微小領域における連続測定における硬さ分布が得られることを確認した。
串田 輝雄; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清
Transactions of the American Nuclear Society, 71, 522 Pages, 1994/00
軽水炉燃料の燃焼度増加に伴う被覆管の機械的特性の変化を調べることは重要である。原研・燃料試験施設では、低荷重で極く微小領域における硬さ測定を行うことが可能な超微小硬度計(以下、本装置)を開発した。本装置は、高放射性試料を取扱うため、硬度計本体を鉛セル内に設置した。試料のセッティング、対物レンズの切替はトング操作によるが、他の操作は全て自動操作となっている。本装置では、ダイナミック硬さ及びビッカース硬さが測定可能である。特に、ダイナミック硬さ測定では、試料に圧子を低荷重で押し込んだ時の深さを計測することから、微小振動が測定に影響を及ぼすため、各種の振動対策を施した。硬さ基準片及び未照射被覆管を用いた特性試験により、微小領域における連続測定により硬さ分布が得られることを確認した。
市橋 芳徳; 石本 清
JAERI-M 93-016, p.58 - 63, 1993/02
本ペーパーにおいて、ホット試験室の概要を紹介する。内容として、組織、各施設(ホットラボ、燃料試験施設、WASTEF施設)の設置の経緯と役割、運転予算、将来業務等を紹介する。
菊池 輝男; 岩本 多實; 井川 勝市; 石本 清
JAERI-M 84-236, 51 Pages, 1985/01
高温ガス炉用燃料コンパクトの熱伝導率及びコンパクトースリーブ間のギャップコンダクタンスを、700~1500Kの範囲において、中心加熱法により測定した。熱伝導率は、燃料コンパクトの破覆粒子充填率をO、22、30及び35%と変えて測定し、ギャップコンダクタンスは、ギャップ内の充填ガス及びギャップ間隔を変えて調べた。熱伝導率は温度の上昇及び粒子充填率の増加とともに減少し、ギャップコンダクタンスは温度とともに増加し、ギャップ間隔の拡大とともに減少した。さらに、ギャップコンダクタンスは、充填ガスの熱伝導率に支配されることがわかった。
古平 恒夫; 宮園 昭八郎; 中島 伸也; 石本 清; 伊丹 宏治
Nucl.Eng.Des., 85, p.1 - 13, 1985/00
被引用回数：4 パーセンタイル：54.54(Nuclear Science & Technology)原子炉圧力容器の構造健全性評価に資するため、国産の超厚Mn-Mo-Ni系低合金鋼4種類を供試し、弾塑性破壊靱性により中性子照射脆化挙動を調べた。中性子照射はJMTRにて 290
C,2~7
10
n/cm
(
1MeV)の範囲で行い、中性子照射脆化は、J
破壊靱性及びシャルピー衝撃試験により評価した。得られた結果を要約すると以下のとおりである。1)現在の超厚鋼製造技術で、Cu,P等を低減して製造した鋼材は、中性子照射脆化が軽微である。2)遷移温度領域では、シャルピー吸収エネルギー41Jレベルにおける遷移温度の移行量は、破壊靱性100MPa√mにおける遷移温度の移行量とほぼ等しい。3)直流電位差法は、照射材の破壊靱性及びJ-Rカーブの測定に極めて有用な方法である。
福田 幸朔; 鹿志村 悟; 小川 徹; 湊 和生; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清
JAERI-M 84-199, 39 Pages, 1984/11
多目的高温ガス実験炉の予備設計仕様に基づいて48年度及び49年度に試作した破覆粒子及び英国から輸入した破覆粒子を74F-1AキャプセルでJMTR反射体領域孔において5サイクル照射した。この照射では、破覆粒子に対する高速中性子照射量が最高9.610
n/cm、その燃焼率が2.5%FIMAであったが、照射温度は1140Cと、予定の温度よりかなり低かった。照射後試験では、外観検査、X線ラジオグラフィ、断面組織観察などを行い、破覆粒子の照射性能を調べた。その結果、48年度試作破覆粒子は比較的健全であったが、49年度試作破覆粒子では、その最外PgC層は強度的に不安定であった。英国からの輸入粒子は国産粒子に比べて照射性能においてかなり劣っていた。
菊池 輝男; 飛田 勉; 福田 幸朔; 岩本 多實; 井川 勝市; 石本 清; 松島 秀夫
JAERI-M 84-106, 75 Pages, 1984/06
高温ガス炉用コンパクトの照射健全性とコンパクト用マトリックス材の照射特性を調べるために、針状コークス黒鉛系及び天然黒鉛-石油コークス黒鉛混合系マトリックスにより制作した燃料コンパクトを、76F-6Aキャプセルに封入し、JMTRの燃料領域において、3サイクル(約62日間)照射した。このキャプセルの高速中性子照射量の最大値は、1.6101(n/cm)、(E0.18MeV)、燃焼率の最大値は3.4%FIMA、照射最高温度は1310Cであった。この結果、天然黒鉛-石油コークス黒鉛混合系燃料コンパクトの長さ及び直径の収縮率は、それぞれ0.8%及び11%であり、針状コークス黒鉛系燃料コンパクトの直径収縮率は、これにくらべて若干大きかった。また、燃料コンパクトの金相試験の結果、一部の破覆粒子の緩断層に、中性子照射により生じた破損がみられた。
福田 幸朔; 鹿志村 悟; 小川 徹; 湊 和生; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清
JAERI-M 83-232, 67 Pages, 1984/01
49年度に試作した多目的高温ガス実験炉予備設計仕様の被覆燃料粒子をはじめ、同年度に英国で予備設計仕様に基ずいて製造された被覆燃料粒子、第1次OGL-1燃料用被覆粒子、およびZrC被覆粒子を73F-13AキャプセルによりJMTR燃料領域で照射した。この結果、49年度試作被覆粒子は、燃焼率4%、高速中性子照射量2.710n/cm、最高温度1380Cまでの照射では健全であり、また、この照射条件下では、国産被覆粒子と英国製被覆粒子の性能にはほとんど差が見られなかった。しかし、照射温度が1600Cを越えると、明らかに国産被覆粒子の方が良好な耐照射性を示した。このほか、照射後試験では、金属FP放出、Pd/SiC層反応および照射済被覆粒子の圧縮破壊強度などの測定も行い、多くの知見を得た。
菊池 輝男; 石本 清
炭素, (118), p.144 - 152, 1984/00
高温ガス炉用燃料コンパクト及び燃料コンパクト用マトリックス材の熱膨張を、石英押棒式デラトメータにより、100~700Cの範囲で測定した。測定に供した試料は、針状コークス黒鉛粉末及び天然黒鉛粉末-石油コークス黒鉛粉末に、フェノール樹脂を10%または20%添加し、成形及び炭化したマトリックス材、及びこれらのマトリックス材に、被覆粒子を30,35及び40%充填した燃料コンパクトで、熱膨張係数は、形成圧力方向と平行及び垂直に切出した試料について測定した。その結果、マトリックス材の熱膨張係数は温度と共に増加し、成形圧に対して平行方向のほうが大きく、また針状コークス黒鉛マトリックスは最も異方質であった。また、フェノール樹脂の添加率20%のマトリックスよりも10%のそれのほうが異方質である。燃料コンパクトの場合も同様な挙動を示したが、熱膨張係数及び異方比は、マトリックス単独の場合よりも小さかった。
菊池 輝男; 辻 宏和; 井川 勝市; 石本 清
JAERI-M 83-179, 27 Pages, 1983/11
被覆粒子の熱分解炭素層の異方性を測定するために開発された光学異方性測定装置を用いて、燃料コンパクトのマトリックス材中の黒鉛粒子の配向性(OPTAF)を測定するとともに、同じ材料についてX線回折法によりBAFを測定した。その結果、燃料コンパクト用マトリックス材の異方性を、光学的に測定できることかわかった。
菊池 輝男; 井川 勝市; 石本 清
JAERI-M 83-178, 16 Pages, 1983/10
種々の原子炉用黒鉛及び黒鉛炭素マトリックスの成形圧方向と平行及び垂直に切出した試片について、ストロンチウムの拡散を、He雰囲気において1200~1350Cの範囲で調べた。その結果、異方質な針状コークス黒鉛においては、ストロンチウムの拡散係数は成形圧と垂直方向の方が大きく、ストロンチウムの拡散に異方性がみられたが、フィラー粒子の径の小さい黒鉛及び黒鉛炭素マトリックスにおいては、ストロンチウムの拡散係数における異方性はみられなかった。拡散の活性化エネルギーは、黒鉛よりも黒鉛炭素マトリックスの方が大きく、これは材料の微細構造の差異にもとずくものと推定される。
飛田 勉; 菊池 輝男; 岩本 多實; 井川 勝市; 石本 清; 松島 秀夫
JAERI-M 83-153, 90 Pages, 1983/09
予備設計仕様の高温ガス炉用被覆粒子燃料コンパクトの照射特性を調べるために、これらの燃料を、71F-6A、72F-8A、及び72F-9Aキャブセルに封入し、JMTRの反射体領域及び燃料領域において、それぞれ、2、2及び4サイクル照射した。これらのキャプセルのなかで、高速中性子照射量および燃焼率の最大値は、72F-9Aキャブセルの2.410(n・cm
)(E0.18MeV)および3.9%FIMAであった。燃料コンパクトの寸法は、高速中性子照射量の増加とともに収縮し、収縮率2.6%に達するものもみられた。被覆粒子の緩衝層および第2層の一部は、中性子照射により損傷を受けたほか、72F-9Aの中段インナキャプセル中の被覆粒子には、アメーバ効果がみられた。
菊池 輝男; 井川 勝市; 松島 秀夫; 石本 清
JAERI-M 83-092, 84 Pages, 1983/07
多目的高温ガス炉のMK-III仕様に準じて製作した縮小寸法の燃料コンパクトを、V1F-16HおよびV1F-24Hキャプセルに封入し,JRR-2,VT-1孔において,照射温度600~1350Cで、2または3サイクル照射した。これらのキャプセルの高速中性子照射量は、3サイクル照射で最大6.410
(n/cm)(E1MeV)であった。これらの照射により、被覆粒子の緩衝層の剥離が観察された。また、この照射による燃料コンパクトの長さおよび直径の変化は,いずれも収縮で、その収縮率は、それぞれ0.3~0.4%および0.1%以下であった。
