Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。
水田 直紀; 角田 淳弥; 柴田 大受; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭
炭素材料科学の進展; 日本学術振興会第117委員会七十周年記念誌, p.161 - 166, 2018/10
原子力機構及び日本の黒鉛メーカ4社(東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボン)は、高温ガス炉の炉内構造材料に用いる黒鉛の耐酸化性を向上させることを目的に、CVD法によりSiCコーティングを施した耐酸化黒鉛の研究を進めている。本報では、国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして実施した、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉による耐酸化黒鉛の中性子照射試験について紹介する。照射試験に先立ち、各試験片に対して未照射条件での酸化試験を行った結果、耐酸化試験片全てにおいて、CVD法により施されたSiCコーティングが十分な耐酸化性を示すことがわかった。中性子照射試験は終了しており、今後はWWR-Kホットラボでの炉外酸化試験を行う計画である。
柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11
高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E
0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.2
10
/m
、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.210
/mであった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。
國本 英治*; 角田 淳弥; 大崎 貴士*; 大崎 弘貴*; 山地 雅俊*; 小西 隆志*
no journal, ,
黒鉛材料は黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温ガス炉(HTGR)の内部構造材として使用されている。高温ガス炉は、高温のヘリウムガスを取り出すことができ、また固有の安全特性を有することが大きな特徴である。そして、超高温ガス炉(VHTR)はGeneration-IV核原子炉システムとして最も有力な候補の一つである。IG-110黒鉛は、高強度で耐酸化特性に優れていることから、原子力機構のHTTR、中国のHTR-10で使用されている。さらに、IG-110黒鉛は高い品質安定性と長期にわたる安定的な供給が可能なことからもVHTRの内部構造材の主要な候補とされている。黒鉛構造部材の安全性を高めるためには、より高強度で耐酸化特性に優れた黒鉛が要求される。IG-430はIG-110よりも高強度で耐酸化特性に優れているため、次期候補材料と考えている。しかし、新材料であるIG-430は、原子炉設計に用いられる十分なデータベースが整っていない。そこで、設計に必要な機械的強度特性、熱特性、照射特性についてデータベースの整備を行っている。本研究では、IG-430の引張強度、圧縮強度及び疲労強度について統計的に評価を行い、高温ガス炉用黒鉛としての適性を検討した。さらに、IG-430の引張強度に対して、基準強度(Su値)を設定し、IG-430とIG-110のSu値と比較・検討することで、IG-430の優れた物理特性を明らかにした。