Thermal expansion of some pre-stressed nuclear graphites

松尾 秀人; 佐々木 泰一

Carbon, 23(1), p.51 - 57, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0008-6223(85)90196-4

圧縮予荷重を付加した原子炉用黒鉛材料の熱膨張係数を室温から1173Kまで測定した。熱膨張係数は、荷重付加によって生じた残留ひずみが大きくなるにしたがって増加したが、それらの変化は実験に供した材料の種類や製造方法などには依存しない結果が得られた。また、多結晶黒鉛材料の熱膨張係数と気孔率の関係について、圧縮予荷重を付加後、あるいは熱焼鈍後に水銀ポロシメトリーによって測定した気孔率の測定結果をもとにして考察した。

The Study of pore and defect structures of prestressed nuclear graphite by the radiotracer method using krypton-85

衛藤 基邦; 山口 康市; 佐々木 泰一; 榎本 茂正

炭素, (113), p.60 - 65, 1983/00

https://doi.org/10.7209/tanso.1983.60

クリプトン85を用いたラジオトレーサー法を圧縮予応力を与えた三種類の原子炉用黒鉛、SMI-24,7477PT及びH327に応用し、微視構造変化の検出の可否を検討した。Krを3.410kPaで圧入したのち、室温大気中放置時間の関数としてKr残存量を線及び線の強度を測定することによって求めた。結果は黒鉛の種類によって異なり、SMI-24黒鉛では予応力水準の増加に伴い残存クリプトン量が増加し、残存量半減時間は減少し、微視構造変化を検出できると考えられるのに対し、他の二種類の黒鉛では明瞭な効果を検出できなかった。

Thermal expansion of nuclear graphite under compressive stress at high temperatures

松尾 秀人; 佐々木 泰一

Journal of Nuclear Materials, 101, p.232 - 234, 1981/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(81)90464-5

原子炉用黒鉛材料の圧縮応力下の熱膨張率を室温から1473Kまでの温度範囲で測定した。熱膨張率は圧縮応力下では増加し、付加応力が大きいほどその増加量は大きくなることが認められた。また、1473Kまでの温度で熱焼鈍した場合にはその増加した熱膨張率や応力付加によって生じた残留ひずみは完全に回復しないのが認められた。圧縮応力下の高温での熱膨張率の変化は、応力付加効果とともに高温でヤング率が増加する現象とも密接に関連していることが推察された。

原子炉用黒鉛材料の空気による酸化反応に及ぼす圧縮予荷重の影響

今井 久; 藤井 貴美夫; 野村 真三; 黒沢 武; 佐々木 泰一

炭素, (105), p.45 - 51, 1981/00

https://doi.org/10.7209/tanso.1981.45

原子炉用黒鉛材料の空気酸化反応に及ぼす圧縮予荷重の影響を温度430~590Cで調べた。この目的のために使用した黒鉛材料は異方性材料H327と等方性材料7477PTで、異方性材料では、黒鉛粒子の配向性との関連性も検討した。 実験は試験片に平均圧縮破壊強度の0.3、0.6及び0.9倍の圧縮荷重を附加した後で、反応速度を非圧縮試験片のそれと比較した。また、圧縮荷重試験片の結晶ひずみ、気孔率、吸着ガス量等を測定した。 黒鉛材料の空気腐食反応速度は圧縮荷重の附加によって明らかに増加した。しかしこの効果は圧縮荷重附加試験片を2000Cで焼なましすることによって消失した。実験結果から、圧縮後反応速度が増加するのは結晶自身の化学的反応活性が増加するためで、クラックの生成によるものでないことが結論された。実験はまた粉末についても実施した。

The Reaction of Unirradiated and Irradiated Nuclear Graphites with Water Vapor in Helium

今井 久; 野村 真三; 黒沢 武; 藤井 貴美夫; 佐々木 泰一

JAERI-M 9153, 31 Pages, 1980/10

JAERI-M-9153.pdf:1.57MB

高温ガス冷却型原子炉用黒鉛材料の腐食反応挙動に関する基礎データの修得を目的として、ヘリウム中水蒸気による高温腐食反応試験を実施した。10種類以上の照射前黒鉛材料の腐食反応試験を実施するとともに、その中から数種類を選び、JMTRで中性子照射を行い、反応速度の温度依存性、反応次数に及ぼす照射の影響を調べた。1000Cで中性子照射を受けた黒鉛材料の1000Cの反応速度は照射量とともに直線的に増加したが、3.210n/cmの照射量でも2倍以下の増加率であった。反応の活性化エネルギーは中性子照射によってほとんど大部分の黒鉛材料で減少したが、一部の黒鉛材料では増加した。実験はまだバリウムを添加した黒鉛材料についても実施した。バリウムはきわめて強い触媒作用を示すが、中性子損傷効果との間に重複効果は示さなかった。

原子炉用黒鉛材料のガンマー線照射下における酸素との反応

今井 久; 藤井 貴美夫; 野村 真三; 黒沢 武; 佐々木 泰一

JAERI-M 8848, 21 Pages, 1980/05

JAERI-M-8848.pdf:2.61MB

4種類の原子炉用黒鉛材料について、Co-60ガンマー線照射下の酸素による酸化反応速度を、25~204Cの温度範囲、3.8~12.510R/hrの線量率範囲で調べた。反応ガスには純粋酸素以外に空気とヘリウムで希釈した酸素も使用した。放射線照射によって誘起される反応速度は黒鉛材料の銘柄によって殆ど変らず、純粋酸素による反応速度は、1.2510R/hr下で6.6~7.510g/g・hrの範囲にあった。放射線によって誘起される反応速度は反応温度の依存せず、高温における全反応速度の増加によってもたらされることが明らかになった。一方、空気による放射線誘起反応速度は純粋酸素の約40%であり、またヘリウム中0.2~1.0v/o酸素による反応速度は約15%の大きさで酸素濃度で変化しなかった。得られた結果に基づき、原子炉内の腐食反応に対する放射線の影響についても考察した。

Kinetic study on hydrocarbon formation in graphite-water vapor reaction

今井 久; 野村 真三; 黒沢 武; 藤井 貴美夫; 佐々木 泰一

Journal of Nuclear Materials, 92, p.360 - 362, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(80)90125-7

黒鉛材料の水蒸気による反応では水素、一酸化炭素、二酸化炭素等主要生成物以外に微量の炭化水素が生成する。これら炭化水素は一次生成物である水素と黒鉛との反応によるものであることが知られているが、水素が発生期状態にあるため、通常の分子状水素による反応とは異なる反応挙動を示すことが考えられる。この報告は、黒鉛材料とヘリウム中の水蒸気との反応におけるメタン生成反応に関するものである。 実験は原子炉級黒鉛材料IM2-24とヘリウム中0.72v/oの水蒸気を使用し、800~1025Cの温度範囲で実施した。単位水素濃度当りのメタン生成速度は水素濃度に比例し、1025Cでは比較のため実施した分子状水素との反応で生成するメタン生成速度の200倍を示した。メタン生成速度の反応温度依存性は、反応温度で大きく変化しなかったが、900C付近に最小値を示す様な挙動を示した。このような挙動を示した原因についても説明を試みた。

多目的高温ガス実験炉の炉床部用炭素材料に関する研究・2; 寸法変化におよぼす熱処理ならびに高温圧縮荷重付加効果

松尾 秀人; 斎藤 保; 福田 保昌; 佐々木 泰一

JAERI-M 8561, 21 Pages, 1979/11

JAERI-M-8561.pdf:0.94MB

多目的ガス実験炉では炉床部材料として炭素質材料の使用が検討されており、その基礎資料を得るために3種類の炭素質材料を試作し、これらの試料について寸法変化とカサ密度の変化に及ぼす熱処理効果と、寸法の径時変化に及ぼす荷重不可効果を調べた。1000Cから3040Cまでの各温度で1時間の加熱処理により、寸法変化では2種類が収縮し、他はほとんど変化しなかった。カサ密度では増加したものと減少したものがあり、試料によって異る熱処理効果があった。1000Cでの寸法の径時変化では、寸法収縮率は荷重を付加することによって大きくなるが、荷重を付加する前に1000C以上の温度で長時間予備過熱することによって減少することや、寸法収縮率はt(tは測定時間)に比例して変化するなどのことがわかった。多目的高温ガス実験炉用炉床部材料としては、この実験に使用した試作炭素材料よりさらに高温における寸法安定性の良い材料を開発することが望まれる

The Change in the ratio of thermal expansion coefficient of some nuclear graphites at elevated temperatures

松尾 秀人; 佐々木 泰一

Journal of Nuclear Materials, 79(2), p.372 - 378, 1979/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(79)90102-8

針状石油コークス系およびギルソナイトコースク系の11種類の原子炉用黒鉛材料の熱膨張係数を室温から900Cまで測定し、BAFや結晶子の格子パラメーターおよび熱膨張係数との関係を求めた。熱膨張係数および適応係数は温度が高くなるにしたがって増加するが、熱膨張係数の異方比は高温になるにしたがって減少した。BAFの値が大きくて結晶子の大きい試料ほど巨視的な熱膨張係数の異方比は大きく、BALと巨視的な熱膨張係数の異方比の両者は高温で次第に一致する傾向を示し、さらに適応条件は熱膨張係数の異方比が大きい試料ほど小さい値を示した。結晶子と巨視的な熱膨張挙動の両者は高温では異なっており、微細気孔による格子熱膨張の緩和が高温になるにしたがって小さくなることが推察された。

Study on Porosity of Nuclear Graphite by Activation Analysis and Mass-Spectrometry

衛藤 基邦; 佐々木 泰一; 大内 操; 田村 則

JAERI-M 7223, 22 Pages, 1977/08

JAERI-M-7223.pdf:0.88MB

原子炉用黒鉛の多孔度および空隙構造の測定に関して放射化分析および質量分析法を用いた新方法を試みた結果を報告した。すなわち、黒鉛の空隙中のアルゴン量をAr(n,r)Arなる核反応を利用して定量するとともに気体質量分析によって空隙中気体に占めるアルゴン比率を測定し、両者を比較して空隙の体積を推算した。試料としては主としてSMI-24および7477PT黒鉛を用いた。アルゴン含量の多いSMI-24では本方法によって多孔度に関寸る知見が得られるが、後者ではアルゴン含量が少ないため、多孔度の計算に大きな誤差が伴うことが明らかになった。また、真空中熱処に伴う試料中のアルゴン減少を放射化分析により測定し、水銀ポロシメトリの結果をも参照することによって、理論密度と見掛密度から計算される空隙量(試料体積の約20%)の内、約55%、30%が各々開空孔、閉空孔に対応し残り約15%がここで用いたいずれの方法によっても捉えられない微細空隙であると推論した。