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佐藤 千之助*; 神永 文人*
PNC TJ9613 89-001, 75 Pages, 1989/06
本報告は高速増殖炉(FBR)の制御材として用いられる炭化硼素(B4C)ペレットとひの被覆管との間のギャップ熱伝達についての研究成果を述べたものである。本年度は、昨年度までに得られた結果を再検討するとともに、これまでの実験データの誤差の原因となっていた、被覆管内におけるペレットの偏心と上下方向への熱の散逸をできるだけ少なくし、加えて伝熱利用の評価をより正確に行える環状ギャップを持つ実験装置を新たに製作し、ギャップ幅0.5mmでのギャップ熱伝達の計測をB4Cペレットの表面温度で600
の範囲まで行った。さらに、放射伝熱量の評価計算に必要なB4Cとステンレスの放射率に計測と、ギャップ内の伝熱量の周方向分布に帯するB4Cペレットの偏心の影響を有限要素法を用いて数値的に評価した。その結果、B4Cとステンレス被覆管の放射率はそれぞれ、0.85と0.25であること、B4Cペレット偏心による周方向の伝熱量は、0.5mmの初期ギャップ幅が偏心によって最小幅位置で0.125mmになった場合、、
25%の範囲に分布することが分かった。さらに、ギャップ幅が0.5mm程度で、ギャップガスがヘリウムである場合、ギャップ部の熱伝達はガスの熱伝導とB4Cペレットと被覆管の間の熱放射により予測できることが明らかにされた。
柚原 俊一; 長崎 隆吉; 佐藤 千之助; 吉田 進*; 田中 千秋*; 谷地田 常秋
科技庁金属材料技術研究所と原研の共同研究成果報告書, p.3 - 27, 1972/00
高速増殖炉用燃料タラット管(被覆管)は,原子炉内での照射や高温Na冷却材との接触という環境の中で,核分裂生成ガスによる内圧を受けるが,この状態で,約10、000時間で大きく変形することがないようなクリープ強さや破壊しないクリープ破断強さが必要とされ,被覆管の設計基準として,クリープデータを求めることが要望されている。
奥 達雄; 薄井 洸; 佐藤 千之助*
材料, 19(203), p.729 - 736, 1970/08
ぜい性金属材料の低混ぜい化のかたさ測定による研究は今まで主として中性子照射,予ひずみなどのぜい化を生ずる原因を材料に与えることによってかたさの温度依存性の特徴が変化するという事実を現象としては握することに重点がおかれてきた.かたさの温度依存性と圧痕周囲の変形との関係については岩塩,Geその他セラミック等の非金属についての研究があり,特にGeの場合転位の運動との対応が調べられていて,ビッカース圧痕周囲の変形を転位の移動からみた特徴とかたさの温度依存性との間の関係が明らかにされている.しかし,体心立方系のぜい性金属材料についてかたさの温度依存性をlogH
-1/T(Tは絶対温度)でプロットしたときの曲線の折れ点あるいは強い曲がりをもつ点の物理的意味あるいは延性一ぜい性遷移特性の立場からみた引張性質との対応については実験的に充分明らかにされていないようである.
佐藤 千之助; 奥 達雄; 柚原 俊一; 薄井 洸
Pressure Vessel Technol, 11-53, p.679 - 693, 1970/00
抄録なし
佐藤 千之助; 伊藤 尚徳; 本多 敏雄; ヨシダヒロシ*; 大道 敏彦; 松尾 秀人; 福田 保昌
Proc.12th Japan Congress on Materials Research, p.195 - 200, 1970/00
抄録なし
奥 達雄; 薄井 洸; 佐藤 千之助
Translation, 19(203), p.1 - 11, 1970/00
抄録なし
佐藤 千之助; 伊藤 尚徳; 本多 敏雄; 吉田 広; 福田 保昌; 大道 敏彦; 松尾 秀人
Proceedings of 12th Japan Congress on Materials Research Kyoto, p.195 - 200, 1969/00
抄録なし
佐藤 千之助; Ito, Hisanori*; Honda, Toshio*; 吉田 浩; 大道 敏彦; Matsuo, Hideto*; Fukuda, Yasumasa*
Proceedings of the twelfth Japan congress on materials research, p.195 - 200, 1969/00
抄録なし
川崎 正之; 佐藤 千之助*
原子力工業, 14(9), p.9 - 30, 1968/00
原子炉の圧力容器の性能は、炉の寿命に関するだけに慎重な検討が必要とされる。最近、とくに照射脆化の問題の解明がクローズアップされてきているが、本号では、海外の研究開発状況を中心に、問題点を探ってみた。
佐藤 千之助; 奥 達雄
日本機械学会論文集,A, 31(257), p.1 - 10, 1968/00
鉄鋼のぜい化現象は、一般に温度(低温ぜい化),切欠き(切欠きぜい化),予ひずみ(加工ぜい化)などによって影響をうけることが知られている。原子炉用としては中性子の照射によってぜい化し、その延性-ぜい性遷移温度がしだいに上昇するので、原子炉の運転の年月とともにその安全使用温度が高くなり、ぜい性破壊の危険を生ずることになる。従来、鉄鋼のぜい化の検出についてはVノッチシャルピー衝撃試験などの動的方法や切欠き引張りまたは曲げなどの静的方法によりぜい化遷移温度を求めることがひろく行なわれてきた。これらの試験方法はいずれも破壊までの吸収エネルギ,荷重,断面収縮量,せん断破面率,き裂長さなどを求め、これらの量の遷移温度を求めるものであるが、多数の試料を要するばかりでなく、相互の間の関係が必ずしも明確ではない。
佐藤 千之助; 奥 達雄; 柚原 俊一
材料, 17(178), p.610 - 616, 1968/00
溶接部を含む鉄鋼のぜい性破壊の問題は、その安全性に関与する種々の要因が取り上げられ、多くの試験研究が行なわれてきた。鉄鋼板に溶接を施した場合、最高温度がA
変態点以上に加熱され、複雑な組織変化を起こす熱影響部やその外側の組織変化は少ないがじん性の著しく低下するぜい化領域が存在することなどはよく知られた事がらである。ぜい化の測定は実用上、シャルピー・Vノッチ衝撃試験などによるいわゆるNDT温度(Nil ductility transition temperature)、すなわちこれ以下の温度でほとんど塑性変形なしに降伏応力以下の低応力で、ぜい性的に破壊が伝ぱする温度がその指標として取り上げられる。
佐藤 千之助; 奥 達雄
原子力工業, 13(8), p.49 - 54, 1967/00
「最終的な炉型」と目されている高速増殖炉の開発がスタートする。第一段階である実験炉の開発は、43年に着工し、46年末の運転開始を目標としている。高速増殖炉は高出力密度,高燃焼度,高温度で運転されるため、この条件に耐える材料が開発されなければならない。
佐藤 千之助; 奥 達雄
原子力工業, 13(9), p.67 - 73, 1967/00
「最終的な炉型」と目されている高速増殖炉の開発がスタートする。第一段階である実験炉の開発は、43年に着工し、46年末の運転開始を目標としている。高速増殖炉は高出力密度,高燃焼度,高温度で運転されるため、この条件に耐える材料が開発されなければならない。
佐藤 千之助
日本原子力学会誌, 9(10), p.617 - 621, 1967/00
原子炉材料の機械的強度を一般的に論ずることは焦点を欠くきらいがあるので、ここでは原子炉材料として最も特徴的な強度部材であり、高温高圧下で中性子照射を受ける燃料被覆材をとりあげ、最近の発展を述べることにする。
佐藤 千之助; 奥 達雄; 柚原 俊一; 本多 敏雄
日本機械学会論文集, 32(247), p.390 - 397, 1967/00
炭素はあらゆる元素中もっとも高い融点を有する材料である関係上、古くから特に高温測定用熱電対の一素子としての応用が考えられてきた。われわれは原子炉内における炭化物または酸化物燃料の中心温度-約2000
C以上にも達する-の直接測定の課題が提出されたとき、この炭素による熱電対を採用することにした。本研究はこの熱電対の開発の基礎研究として行なわれた。特に高温における各種の炭素材料の構成する熱電対の熱起電力の特性およびその熱処理温度の関数として得られた結果について報告する。
奥 達雄; 佐藤 千之助; 柚原 俊一; 薄井 洸
材料, 16(170), p.876 - 882, 1967/00
種々の原因によって生ずる材料のぜい化は、通常いろいろの型の引張試験や衝撃試験から得られる性質の温度依存性を延性-ぜい性遷移を示す温度範囲において測定することによって判定されている。多くの試験方法のうち、普通の硬度計を用いて材料のぜい化を調べるという方法はいままでほとんど検討されておらず、著者らによって初めてその検討が試みられたものである
。しかし、岩塩結晶のへき開破壊に関する衝撃荷重の効果を室温から600Cまで詳しく調べている例がある
。そこでは、圧痕の大きさは温度に対して円形圧痕周囲に生ずるクラックとの対応がつけられないほど大きくばらついている。
佐藤 千之助; 奥 達雄; 薄井 洸
材料, 18(162), p.194 - 202, 1967/00
原子炉用材料としての金属ベリリウムは熱中性子吸収断面積が非常に小さく、高温における機械的ならびに熱的性質がすぐれているので、高温ガス冷却型原子炉の燃料被覆材としての応用が関心を集めている。この場合の炉心の設計条件は、たとえば被覆管温度600C、冷却材(CO
)圧力60kg/cm、伝熱量29W/cm、被覆管外径15mm、内径13mm、長さ50cmであって、この中に中心温度約2000Cに達するペレット状UO燃料がはいる。被覆材としてベリリウムを採用するに際しては高温における燃料からの核分裂生成ガスおよび冷却材による内、外圧や熱応力、内蔵する燃料体(UO)との熱的相関変形の問題、および長期にわたる応力負荷に伴うクリープおよびこれらの繰返し疲労などのか酷な問題がある。これらの諸条件のもとで材料は原子炉内の中性子照射による著しい照射損傷を受けるが、関与する材料特性としては高温照射における強度-降伏応力
、破断強度
、弾性率
、断面収縮率R
およびクリープ特性などであろう。なお低サイクル高応力疲労強度は、EおよびRの組合せから近似的に推定できる。
佐藤 千之助; 奥 達雄; 相沢 作衛; 薄井 洸; 相沢 作衛
材料, 16(162), p.203 - 209, 1967/00
本研究は現在最も広く採用されている高温押出し法によって製造した原子炉反射材用ベリリウム(原研JMTR-C用)を用い,前報に引き続き高温における機械的性質に関する研究の一環として行なわれた引張性質、弾性率、硬度および温度一定応力漸増クリープおよび応力一定温度変動クリープ特性について報告する。
佐藤 千之助; 宮園 昭八郎
日本機械学会誌, 69(572), p.1146 - 1154, 1966/00
熱応力または熱衝撃による各種の構造材料の破損の問題は、最近の材料強度の主要なテーマの一つになっている、しかしこれらの課題の基礎的資料である高温における弾性係数の測定値は案外に乏しく、結局のところ高温強度の設計を不正確にする原因になることがはなはだ多い。
