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神村 誠二*; 柳生 秀樹*; 望月 修*; 大西 隆雄*; 八木 敏明; 瀬口 忠男
DEI-91-131, p.11 - 19, 1991/12
原子力発電所の主要な機器の一つである電線・ケーブルの寿命を精度高く予測する方法を開発するために、妥当な促進劣化試験方法およびケーブルの非破壊診断方法の研究を行った。2種類の低圧用CVケーブル(架橋PE絶縁/PVCシース)について、使用環境の基準条件(1Gy/h,50
C)での劣化速度の20倍~300倍の加速劣化を行い、機械特性の変化を調べた。また、ケーブルの劣化は開発した劣化診断装置を用い、トルク値の測定より検討した。2種類のCVケーブルについて、加速試験による加速倍率の依存性から寿命を算出できる見通しが得られた。開発した小型の劣化診断装置を用いて求めたケーブルのトルク値とシースの破断伸びの間にはよい相関が得られた。シース材の劣化がケーブルの劣化を支配するとき、本装置によって電線・ケーブルの劣化を非破壊で求めることができる。
八木 敏明; 森田 洋右; 川上 和市郎; 神村 誠二*; 柳生 秀樹*; 望月 修*; 大西 隆雄*
EIM-90-124, p.65 - 74, 1990/12
原子力発電所にとって重要な電線・ケーブルを非破壊的に診断する方法および測定装置の検討を行った。ケーブル試料に周期的なねじり歪を与え、それに応じたトルクを測定する装置を試作し、熱および逐次劣化(放射線
熱)した600V級低圧CVケーブルのトルク値と機械的特性の関係を調べた。ケーブル試料に与える歪に応じたトルク値の大きさは試料の硬さや柔らかさの程度によって変化する。本装置で求めたトルクの値と劣化ケーブルのシース材の破断伸びの間にはよい相関性が得られた。シース材の劣化がケーブルの劣化を支配するとき、本方法(歪-トルク応答)によって、電線・ケーブルの劣化状態を非破壊で定量的に求めることが出来る。
鈴木 正*; 八木 隆雄
PNC TJ2502 86-003, 41 Pages, 1986/03
多くの国々でLMFBR燃料の倍増時間及び燃焼率を向上することができる,新しい燃料被覆管及びラッパ管用の合金の研究が必要になっている。この研究は新合金の高温流動ナトリウム中の共存性の研究を含んでいる。また,一次ナトリウム系中に放射性の腐食生成物が溶出し,これが沈着すると一次ナトリウム系の近傍が放射化して保守,修繕のために遠隔操作が必要になる場合がある。また,腐食量の低減は材料強度確保の点からも重要である。このため,燃料被覆管及びラッパ管用の合金の腐食及び質量移行は最小にする必要がある。日本では,新しい炉心材料の開発のために,動燃事業団が新しいオーステナイト系合金を設計して提案した。その後,これらの合金は検討委員会により承認され,1979年に製造されたこの検討委員会は金材技研の人間を含む外部の専門家で構成されていた。1980年8月から1983年3月まで,金材技研-動燃事業団の共同研究契約に基づき,これらの合金から選抜した10合金の薄板試験片について700
のナトリウム環境中の1,000hまでの腐食及び質量移行を金材技研筑波支所において調べ,その結果は既に報告した(PNC SJ255 83-02)。1983年8月から1986年3月までの第2回共同研究契約では,これらの10合金及び比較用ステンレス鋼について同じナトリウム環境中の約4,000hまでの腐食挙動を金材技研筑波支所において調べたので,ここに結果を報告する。合金の下流位置零における腐食減量,及び表面近傍におけるCr,Ni及びFeの濃度を腐食時間の関数として調べた。合金のナトリウム腐食ではNi及びCrの選択的溶出が重要な役割を演じる。初期には,腐食速度が速く,Cr及びNiの選択的溶出が急速に進んだ。つぎの時期には,腐食速度及びCr及びNiの減少が時間経過とともに小さくなり,合金組成に依存して腐食速度及びCr,Ni及びFeの表面濃度が約2,000h後に定常になった。また,腐食速度は合金中のNiの初濃度の増加とともに大きくなった。ミクロ組織の観察から,Ni含有量が大きい合金,とくに2種類の析出強化型Fe-Ni合金,について表面の浸食が認められた。また,10合金はTiのような炭素及び窒素との親和性が強い金属添加元素を含むため炭素及び窒素の含有量が増加した。また,窒素を0.01wt%以上含む2合金は類似量のCr及びNi及び
田中 千秋*; 八木 隆雄
PNC TN241 85-19, 126 Pages, 1986/02
動燃事業団は,高速炉々心材料開発に関し,FBR材料専門委員会を通して,具体的なR&Dを実施してきた。 この専門委員会のワーキンググループの一つであるクリープサブグループでは開発材料の炉外評価を目的として,炉外クリープ試験を中心とした高温強度試験を昭和44年度から56年度まで通算12次に亘って実施し,原型炉「もんじゅ」初装荷用材料であるSUS316相当鋼について,「もんじゅ」燃料設計で必要とされる開発目標を超えるクリープ破断強度を得ることができた。 これは,開発当初に比べ,クリープ強度に影響を及ぼす化学成分(特にJIS規格では不純物元素と考えられているB,P,Ti,Nb)の影響や,冷間加工率の影響,熱処理条件(結晶粒度)の影響について,評価改良を加えた結果であり,「もんじゅ」設計条件(675
17,760時間での設計応力)を十分満し,昭和43年度に試作した初期被覆管に比べて,約1.4倍の高いクリープ破断強度を得ることができた。この材料は,高速炉用被覆管材として世界に誇るSuper316ステンレス鋼と呼びうるものである。 この機会に,1次から12次まで得られた知見をとりまとめ,今後の炉心材料開発の参考に供したいと考える。
小泉 益通; 本田 裕*; 湯本 鐐三; 落合 洋治*; 堀井 信一*; 山本 純太*; 平沢 正義; 八木 隆雄
PNC TN841 79-38, 250 Pages, 1979/06
BWR型商業炉でのプルトニウム燃料実証試験の先行試験として当照射試験が計画された。試験では製造上の健全性を確認すると共に,燃料の照射挙動を知る上から各種の燃料棒計装を採用した。また炉の運転上および燃料破損検出の面から集合体にも各種の計装が取付けられる。燃料の特色としては中実ペレットの他に中空ペレットも採用したこと,および表面研削ペレットと未研削ペレットの採用などがある。中空ペレットの製造と燃料棒の計装は初めての試みであり,中空ペレットの製造試験より計装燃料棒加工終了まで約1年を要した。集合体組立およびそれへの計装取付はハルデン・サイトで行われる。集合体部材については2体分を製作し,設計・製作上のミス確認のためプル燃において1体を組立て健全性を確認した。これら燃料は52年11月頃出荷予定であったが,核物質の輸送に係わる法律改正,および核物質の第三国移転手続き等のために大巾にスケジュールが遅れた。本報告は,燃料および各種部材等の製造・加工における諸データを整理収録したものである。
