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西山 裕孝; 鬼沢 邦雄; 出井 義男; 鈴木 雅秀
JAERI-Research 2000-047, 32 Pages, 2000/10
JAERI-Research-2000-047.pdf:1.69MB
軽水炉圧力容器内面のステンレス肉盛クラッドに用いられている代表的な2種類の溶接方法、すなわち、エレクトロスラグ溶接(ESW)、サブマージドアーク(SAWM)によってクラッド供試材を製作し、溶接残留応力分布を明らかにするとともに、クラッド材の熱時効及び中性子照射脆化について評価した。クラッド部には降伏応力に達する程度の引張応力、母材溶接熱影響部に圧縮応力が存在することが明らかとなった。400
10000hの熱時効においては、ESW、SAWMクラッド材とも降伏応力の上昇、延性脆性遷移温度(DBTT)の高温側へのシフト及び上部棚吸収エネルギー(USE)の低下が生じた。290、1.2~1.510
n/cm
(E
1 MeV)の中性子照射によっても同様な変化を示した。これらの変化は、ESW、SAWMともほぼ同程度であったが、初期値についてはESWの方がDBTTが低くUSEが高かった。また、クラッド材と母材の中性子照射によるDBTTシフトを比較した場合、クラッド材のシフト量は母材に比べて小さいという結果が得られた。
柿崎 正義*; 出井 義男; 助川 武則; 圷 陽一; 栗岡 均*; 鈴木 清孝*
日本建築学会構造系論文集, (517), p.1 - 9, 1999/03
本研究は、発電炉の寿命を予測するための基礎資料を得ることを目的に、実際に運転された原子炉で長時間にわたって放射線を照射されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの試験体とJPDRと同様の温度条件下におけるモデル試験体の水和特性と微細構造の挙動について究明した。主な結果は、次の通りである。(1)SEM観察の結果、針状結晶は、炉心側試料の方が外側に比べて発達の度合いが大きい。モデル試験体のエトリンガイトとC-S-Hの針状結晶と同じであった。(2)結合水量は、炉心側の方が外側に比べて約5%大きいが、モデル試験体では4~6%大きくなり、JPDRの分析結果と同じ傾向を示した。(3)X線回折による水和生成物は、モデル試験体のときモノサルフェート、Ca(OH)
のピークが強く検出されており、JPDRの分析結果と一致していた。(4)細孔径分布は、炉心側の方が外側より小さい細孔径が多く存在しており、この傾向はモデル試験体のシール有り(炉心側を想定)の場合とよく一致していた。(5)モデル試験体の水和特性と微細構造は、生体遮蔽コンクリートの結果と特に変化を生じていないという試験結果を裏付けるデータの一つであると考えられる。
柿崎 正義*; 出井 義男; 助川 武則; 圷 陽一; 畑野 肇*; 栗岡 均*
日本建築学会構造系論文集, 0(488), p.1 - 10, 1996/10
経年変化研究の一環として、長期間運転されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの環境並びに力学的特性に関する調査を行った。調査項目の環境特性では(1)中性子及び
線照射量、(2)温度分布、力学特性では(1)圧縮強度、(2)静弾性係数、(3)ポアソン比等についてまとめてある。1)中性子及び線照射量は、大型発電炉の40年運転時に受けるであろう照射量に相当している。2)コンクリート内の温度分布は、線照射に伴う発熱に大きく依存する。3)110
n/cmまでの中性子照射量では圧縮強度の低下は認められず、わずかに上昇することが確認された。以上のように実際に使用されてきた生体遮蔽コンクリートの調査から、貴重なデータが得られた。
鈴木 雅秀; 出井 義男
JAERI-Research 94-038, 23 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-038.pdf:0.87MB
日本原子力研究所では、解体された動力試験炉(JPDR)を用い、経年変化に関する調査を実施している。本報告は圧力容器の調査から得られたデータを基に、照射脆化の板厚方向減衰効果について解析し、検討を加えるものである。圧力容器はコアベルト部内面で最大約210n/cm(E1MeV)の中性子照射を受けている。鋼材内部では、内表面から50mm位置で約半分に減衰する。照射量の減衰の詳細評価と、JEACの減衰式の2通りから、照射硬化の板厚方向依存性を予測し、これを硬さ測定結果と比較検討した。この結果、照射量減衰をいずれの方法で評価しても、実際の硬さの減衰の方が大きいことが確認された。
鈴木 雅秀; 出井 義男; 鬼沢 邦雄
IWG-LMNPP-94/9, 0, 8 Pages, 1994/00
解体された動力試験炉(JPDR)を用いた圧力容器鋼の照射脆化の調査結果を報告する。圧力容器鋼材内部では、中性子照射量は鋼材内部に行くに従い減衰し、内表面から50mm位置で約半分になる。JEACの減衰式で照射量の評価を行い、これから予測される照射硬化量と実際の硬化量の比較検討を行った。この結果、JEACの評価式で評価した場合、減衰を小さく評価することが確認された。これは、脆化の評価上は、安全側の評価となる。
出井 義男; 鎌田 裕; 圷 陽一; 鬼沢 邦雄; 中島 伸也; 助川 武則; 柿崎 正義*
JAERI-M 90-205, 62 Pages, 1990/11
軽水型発電炉の主要構造物の一つに生体遮蔽コンクリートがあげられる。建設後27年を経過したJPDRの生体遮蔽コンクリートから試料を採取し強度試験を行い次の結果を得た。(1)コンクリートは大型商用炉の寿命末期の照射量に相当すると考えられる110n/cmの高速中性子照射を受けている。(2)圧縮強度は建設時の調合強度を上廻っている。また、中性子照射量の増加に伴い圧縮強度の増加が確認された。(3)引張り強度、ヤング係数、ポアソン比等についての材料特性の変化は認められなかった。(4)建設後27年を経過し、実際に使用されたJPDRの生体遮蔽コンクリートの強度の低下は認められなかった。
川崎 稔; 上家 好三; 中村 竹夫; 出井 義男; 田苅子 功; 松永 征雄*
JAERI-M 4482, 288 Pages, 1971/06
JPDRは、昭和38年8月22日初臨界より昭和44年9月の運転終了まで約6年間、自然循環沸騰水型原子炉として運転された。この間に軽水型の実験用原子炉として各種の実験や運転を通じて貴重な経験が得られた。この報告はJPDRにおける実績のうち運転に関するデータを中心にまとめてある。
