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報告書

Na2O-Na2O2-Naoh系化合物の示差走査熱量分析データ集

斉藤 淳一; 青砥 紀身; 天藤 雅之

PNC TN9450 97-024, 119 Pages, 1997/10

PNC-TN9450-97-024.pdf:1.32MB

主要なナトリウム化合物(Na2O, Na2O2 およびNaOH)によるFBR用構造材料の腐食挙動を理解するために、これら化合物の状態図を把握することはたいへん重要である。本報は状態図作成に必要なナトリウム化合物の混合物の示差走査熱量計(DSC)による分析結果をまとめたもの(データ集)である。分析結果の解析、状態図作成方法および結果については、別冊の報告書(PNC TN9410 97-101 ナトリウム化合物(Na2O,Na2O2およびNaOH)の擬3元系状態図の研究)を参照されたい。

報告書

ナトリウム化合物(Na$$_{2}$$O,Na$$_{2}$$O$$_{2}$$,およびNaOH)の擬3元系状態図の研究

斉藤 淳一; 青砥 紀身; 天藤 雅之*

PNC TN9410 97-101, 36 Pages, 1997/10

PNC-TN9410-97-101.pdf:0.83MB

一般に状態図はある温度での化合物の存在状態(固体、液体および固体+液体)を知るのによく使われている。主要なナトリウム化合物(Na2O, Na2O2 およびNaOH)による高速増殖炉(FBR)用構造材料の腐食挙動を理解するために、これら化合物の状態図を把握することはたいへん重要である。しかし、本研究で対象としている系では、これまでNa2O-NaOH系状態図が調べられているが、それ以外の擬2元系および擬3元系状態図の研究はない。 本研究ではそれらナトリウム化合物の存在状態を明らかにするために、擬2元系および擬3元系状態図の作成を試みた。示差走査熱量計(DSC)を用いて2成分および3成分系の一連の熱分析を行った。その結果、状態図を作成するのに有効な情報である液相線温度および3元共晶点が得られた。これらDSC測定結果に基づき、熱力学計算ソフトThermo-Calcの相互作用パラメータを最適化することにより正確な擬2元系および擬3元系Na2O-Na2O2 -NaOH状態図を提示できた。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明 IHX入口温度計ウェル調査報告書

青砥 紀身; 天藤 雅之; 木村 英隆; 堀切 守人; 小峰 龍司; 平川 康

PNC TN9450 97-016, 860 Pages, 1997/06

PNC-TN9450-97-016.pdf:54.47MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」2次主冷却系Cループ中間熱交換器(IHX)出口温度計からのナトリウム漏えい事故に関連して、当該温度計破損部の原因調査に資するため、同2次系CループIHX入口部の温度計ウェルを調査した報告である。調査は、主に熱電対ウェル段付部の損傷調査およびウェル管台溶接部の健全性に関する情報を得る目的で種々の試験検査を実施した。試験検査は、温度計、ウェル段付部、太径および細径ウェル部ならびにウェル-管台溶接部等で、以下に示す通りである。(1)精密寸法計測(2)ウェルの打振試験(3)各部非破壊検査(4)成分分析(5)金属組織観察(6)ウェル段付部の詳細観察(7)硬さ試験(8)隙間腐食に関する調査(9)ウェルの強度特性試験(10)シース高温曲げ試験

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明 IHX入口温度計ウェル損傷部調査報告書(破断部を除く部分)

青砥 紀身; 天藤 雅之; 木村 英隆; 堀切 守人; 小峰 龍司; 平川 康

PNC TN9420 97-007, 786 Pages, 1997/06

PNC-TN9420-97-007.pdf:311.86MB

高速増殖原型炉-もんじゅ-2次主冷却系Cループ中間熱交換器(IHX)出口温度計からのナトリウム漏えい事故における熱電対ウェル損傷部(ウェル段付部の破断部)以外を対象とした調査報告である。調査は、熱電対ウェルと管台、および管台と配管溶接部廻りの健全性の確認として、主に溶接欠陥または隙間腐食による熱電対ウェルの破損の可能性、ならびにナトリウム漏えい量評価上の支配寸法、漏えい経路等における情報を得る目的で種々の試験検査を実施した。試験検査は、当該温度計の熱電対ウェル破断部を除く部分の温度計、ウェル、ウェル-管台溶接部および管台-配管溶接部等で、以下に示す通りである。 (1)精密寸法計測 (2)温度計-ウェルの固定状況把握のための試験検査 (3)残留応力測定 (4)各部非破壊検査 (5)成分分析 (6)溶接部の金属組織観察 (7)硬さ試験 (8)隙間腐食に関する調査 (9)ウェルの強度特性試験 (10)シース高温曲げ試験(破断部を除く部分)

報告書

亜鉛注入冷却水中における材料腐食試験 (新型転換炉「ふげん」亜鉛注入時の材料健全性確認)

天藤 雅之; 高城 久承; 小鷹 幸三; 北端 琢也

PNC TN9410 97-023, 186 Pages, 1997/02

PNC-TN9410-97-023.pdf:28.17MB

新型転換炉「ふげん」亜鉛注入時の材料健全性確認新型転換炉「ふげん」では、被ばく低減を目的に原子炉冷却水中に亜鉛を注入することが計画されている。冷却系に使用されている各種材料の亜鉛注入時における健全性を確認するため、原子炉冷却水模擬環境下で亜鉛注入(約10ppb)および無注入の材料腐食試験を各2,000h実施した。本試験により得られた主な結果は以下のとおりである。・圧力管材料であるZr-2.5%Nb 合金は、亜鉛注入により若干重量増加が大きくなる傾向を示したが、酸化による母材の肉厚減少量は1.3 $$mu$$m(100,000h外挿値で10$$mu$$m程度)であり、圧力管の健全性に影響をおよぼすレベルではない。腐食試験中の水素吸収は認められなかった。・ステンレス鋼では、亜鉛無注入時に腐食により重量が減少する傾向が認められ、耐蝕性の低い鋼種ほどその重量減少が明確であったが、亜鉛注入時はいずれも僅かな重量増加に転じ、亜鉛注入は腐食を抑制する方向であることが確認された。・腐食試験後の表面皮膜分析より、亜鉛注入により表面皮膜中に亜鉛が高濃度に濃縮され、その形態も変化することが明らかとなった。亜鉛注入の有無で認められた腐食量の差は、表面腐食生成物の組成および形態の差に起因すると考えられる。

報告書

ATR高燃焼度54本クラスタ燃料の流力振動試験

天藤 雅之; 小鷹 幸三

PNC TN9410 97-013, 111 Pages, 1997/01

PNC-TN9410-97-013.pdf:5.85MB

高燃焼度54本クラスタ燃料集合体の「ふげん」への少数体装荷が計画されており、その設置変更許可中請には炉内滞在中における上記燃料の健全性を確証しなければならない。燃料要素の健全性評価では、燃料被覆管表面のスペーサとの接触部に生じるフレッティング摩耗深さが設計許容値を越えないことを確認することが重要である。フレッティング摩耗の進展特性では、燃料要素の振動(流力振動)特性が重要な因子となることから、上記燃料についても炉心流動条件下での振動特性、特に摩耗進展速度に直接影響する振幅値を正確に把握しておく必要がある。本報告書では、振動計測用燃料要素を組込んだ54本クラスタ燃料集合体をコンポーネント・テストループに装荷し、各種流動条件下で行った振動測定結果を示す。流力振動での周波数特性では、105Hz及び160Hz近傍に卓越した周波数が観察され、フレッティング摩耗解析コード(流力振動計算部)で求めた振動モードおよびその固有振動数と概ね一致した。流力振動振幅は、総流量および蒸気重量率の増加で増大し、その傾向は従来の上記解析コードによる計算結果と一致するが、低流量領域での振幅測定値が計算値に比べ大きく現れた。この差については、解析コード内の振動振幅計算式を改良、すなわちPaidousisの式を主に全流量に依存する成分と主に蒸気重量率に依存する成分に分離し、各々について最適な定数を決めることにより、安全側に縮小できることが確認された。本燃料の流力振動振幅値は、「ふげん」用28本クラスタ燃料、ATR実証炉用36本クラスタ燃料のいずれに対しても増加するが、今回の試験での流動条件範囲では、最大でも2$$mu$$m(実効値)程度の振幅値であった。流動条件と振幅値との関係から、「ふげん」装荷が予定されているチャンネルでの流動条件においては振幅値は1.9$$mu$$mと予想され、コンポーネント・テストループで実施した本燃料集合体の耐久試験条件での振幅値(1.7$$mu$$m)との差も僅かであり、「ふげん」装荷時の振幅値変化が、耐久試験で実測しているフレッティング摩耗進展特性に及ぼす影響は小さいと考えられる。

報告書

もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明 IHX入口温度計ウェル調査報告書

青砥 紀身; 天藤 雅之; 木村 英隆; 堀切 守人; 小峰 龍司; 平川 康

PNC TN9410 97-076, 29 Pages, 1996/06

PNC-TN9410-97-076.pdf:27.5MB

高速増殖原型炉-もんじゅ-2次主冷却系Cループ中間熱交換器(IHX)出口温度計からのナトリウム漏えい事故に関連して、当該温度計破損部の原因調査に資するため、同2次系CループIHX入口部の温度計ウェルを調査した報告(概要)である-調査は、主に熱電対ウェル段付部の損傷調査およびウェル管台溶接部の健全性に関する情報を得る目的で種々の試験検査を実施した。試験検査は、温度計、ウェル段付部、太径および細径ウェル部ならびにウェル-管台溶接部等で、以下に示す通りである。(1)精密寸法計測(2)ウェルの打振試験(3)各部非破壊検査(4)成分分析(5)金属組織観察(6)ウェル段付部の詳細観察(7)硬さ試験(8)隙間腐食に関する調査(9)ウェルの強度特性試験(10)シース高温曲げ試験

報告書

燃料集合体の構成部材に及ぼす化学除染の影響

小鷹 幸三; 天藤 雅之; 菅原 正幸; 小池 通崇; 松田 昌悟; 遠藤 和雄; 揖場 敏

PNC TN9410 96-235, 258 Pages, 1996/03

PNC-TN9410-96-235.pdf:41.18MB

原子炉の定検作業時における被曝低減対策の一環として,炉心一次冷却系統機器に付着したクラッドを除去するための化学除染法が開発され,ふげん発電所で既に実施されている。一方,これまでの化学除染は,燃料体が炉心に無装荷の状態で実施されているため,設備利用率の向上を図る観点から,燃料体が装荷された状態で除染を行う計画が策定された。本計画を実施に移すに当たっては,除染剤が燃料集合体を構成する部材に悪影響を及ぼさないことを,試験を行って確認しておく必要がある。本報告は,除染剤が燃料集合体構成部材の健全性に与える影響を調べるために実施した材料特性試験並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に関する実規模炉外耐久試験の結果について,まとめたものである。本試験で得られた結果の概要を以下に記す。(1)除染処理及び残留除染材による,燃料集合体構成部の応力腐食割れに対する感受性は十分低い。(2)除染処理及び残留除染剤は,燃料要素被覆管のフレッティング摩擦の進展を促進させる傾向はほとんど認められず,スペース・リング素子の燃料要素保持機能並びに燃料要素被覆管のフレッティング摩擦特性に対する健全性に悪影響を及ぼすことはない。

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