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小池 通崇; Colema, C. E.*; Causey, A. R.*; Ells, C. E.*; Hosbon, R. R.*
Zirconium in the Nuclear Industry; 11th International Symposium (ASTM STP 1295), p.469 - 491, 1998/00
1988年2月
1989年3月にかけて、カナダAECLとPNCが共同研究した成果及びATR圧力管の評価を発表するもので、カナダNPD炉で約20年間使用した熱処理Zr-2.5Nb圧力管(ATR用と同等)の照射後試験結果とその評価に関するものである。冷間加工Zr-2.5Nb圧力管(CANDU炉用)に較べ、軸方向照射クリープ量は非常に小さく、周方向の照射クリープ量は同等であった。また、引張特性、水素吸収量、水素遅れ割れしきい値、水素遅れ割れき裂進展速度及び疲労き裂進展速度も冷間加工材と同等であった。破壊靱性値は冷間加工材よりも若干大きかった。これらの結果は「ふげん」で照射した圧力管材に関する引張特性、水素吸収量及び疲労き裂進展速度等の測定結果とも同等であった。以上の結果、HT材とCW材の照射による特性の差異が明確にされるとともに、ATRの圧力管設計において想定している材料特性の妥当性を確認することが出来た。
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
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。
小池 通崇; 揖場 敏; 高橋 隆雄
日本原子力学会誌, 38(5), p.382 - 392, 1996/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)1989年第8回定検時に、「ふげん」一次系の化学除染が、日本の稼働中の動力炉として初めて実施され、6.6人.Srという大きな被ばく低減に成功した。この系統化学除染を行うために、先立って、除染剤KD203が「ふげん」の構成材料に悪影響を与えないことを確認する材料健全性試験を行ってきた。それは、全面腐食、応力腐食割れ、水素脆化及び圧力管ロールドジョイント部に関してのものである。ここでは、その結果と考察・評価について発表する。出入口等を構成するステンレス鋼に関しては、除染剤あり・なしでの低歪速度引張試験及び単軸定荷重引張試験を行い、KD203が応力腐食割れ感受性を増加させないことを確認した。また、圧力管材料については、ロールドジョイント部の耐久試験及び定歪速度引張試験等を行い、KD203が悪影響を及ばさないことを確認した。
中井 浩三; 小池 通崇; 大原 清海; 永松 健次
動燃技報, (94), p.67 - 71, 1995/06
新型転換炉ふげん発電所の圧力管材料の健全性確認は、圧力管検査装置による検査の他、原子炉内で照射されている監視試験片によっても行っている。監視試験片は、キャプセルに収納され、特殊燃料体に組み込まれて原子炉内で照射されており、原子炉の寿命中に8回取り出して照射後試験を行い、圧力管の健全性を確認することとしている。監視試験片の取出及び照射後試験は、現在までに3回行っている。これらの試験結果から、圧力管の健全性は、設計時の予測に対して十分余裕を持っており、現時点では問題のないことが確認されるとともに、寿命期間中にわたって設計基準を満足する見通しが得られている。
小池 通崇; 水野 淳一; 道下 秀紀*; 川尻 道夫*
日本原子力学会誌, 37(6), p.526 - 534, 1995/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)新型転換炉の圧力管(Zr-2.5wt%Nb製)は、その上下が3.5%のNiを含む13%Crステンレス鋼(SUS403Mod)製の延長管に機械的に接合(ロースドジョイント)されており、この圧力管ロールドジョイント部では一部分にすき間が形成されている。従って、原子炉一次水を模擬した高温純水中でのZr-2.5wt%Nb合金とSUS403Modの長時間すき間腐食試験を行うことは、ATR実証炉の設計上必要となる。ここでは、最大役30,000時間まで、すい間腐食試験を実施し、腐食量、水素吸収量について、研究及び設計の立場から考慮を加え、時間の関数で数式で表現した。いずれも、設計上、問題のないことがわかった。
揖場 敏; 小池 通崇; 浅田 隆; 菊池 晧; 亀井 満
PNC TN9410 94-052, 251 Pages, 1994/01
新型転換炉実証炉の圧力管ロールドジョイント部は,残留応力軽減のため「ふげん」から一部構造を変更している。このため,実機模擬運転条件下で圧力管ロールドジョイント部の健全性を確認するため低温保持試験及び熱サイクル試験を行った。また,高温での圧力管ロールドジョイント部の強度を確認する高温強度試験のための試験体製作を行った。(1)定温保持試験実機模擬試験条件下(圧力:約75Kg/cm2,温度:約280度C)で,2033時間(JP-3試験体通算試験時間:430時間,JP-4,JP-5試験体通算試験時間:9533時間)迄の耐久試験を行ったあと,ヘリウムリーク試験を行い十分な気密性が保持されていることを確認した。このことより,運転初期に大きくあらわれるリラクゼーションによって生じる残留応力の低減は,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。(2)熱サイクル試験 試験前(累積60回の熱サイクル負荷)及び80回(累積140回)の熱サイクルを加えたあと,ヘリウムリーク試験と超音波深傷試験を行い十分な気密性の保持及び顕著なき裂の進展の無いことを確認した。このことより,供用期間中に想定されている熱サイクル回数:140回は,供用期間中に想定されている水素濃度200ppmの圧力管においても,き裂の進展に影響を与えず,また,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。
望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明
Nuclear Engineering and Design, 144(2), p.293 - 303, 1993/10
被引用回数：12 パーセンタイル：74.46(Nuclear Science & Technology)軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70
Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。
小池 通崇; 秋山 隆; 永松 健次; 柴原 格
10th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, 0 Pages, 1993/00
ふげん発電所の圧力管は内部に燃料集合体を収納しているので,高い中性子照射を受ける。従って,照射下での材料特性を確認することは,圧力管の健全性を評価する上で重要である。このため,圧力管監視試験片を運転初期より「ふげん」の特殊燃料集合体内部に組み込んで,圧力管材料の照射を行っている。そして,定期的に監視試験片を取り出して引張試験,曲げ試験,バ-スト試験,腐食試験,水素分析及び金相試験等の照射後試験を実施している。引張強さ及び降伏応力は照射によって増加し,伸びは若干減少する。破壊靱性値は照射によって初期低下するがその後一定となる。腐食量及び水素吸収量は設計値よりも十分小さく,水素脆化の小さいことがわかった(吸収1ppm/年)。諸特性の照射による変化については考察を加える。
小池 通崇; 小野瀬 庄二; 永松 健次; 川尻 道夫*
JSME International Journal, Series B, 36, p.464 - 470, 1993/00
新型転換炉(ATR)は、圧力管型重水炉で、圧力管にH.T.Zr-2.5wt%Nb合金を用いている。一般に、ジルコニウム合金は、運転に伴って炉水から水素を吸収して劣化していく。カナダの重水炉ではC.W.Zry-2圧力管の重水素吸収は大きいが、C.W.Zr-2.5wt%Nb圧力管のそれは小さいと報告されている。これらのデ-タと、ATR原型炉ふげん発電所の圧力管監視試験片のデ-タを用いるとH.T.Zr-2.5wt%Nb圧力管の水素吸収は小さく、30年後に約44ppmの水素濃度にしかならない。これは、280Cでの水素固溶量より小さいので、圧力管の劣化は小さいと考えられる。また、水素吸収に関する因子を挙げ、その考察を行った。
小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格
PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10
「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.6
1021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。
望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 0 Pages, 1992/00
軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。
菅原 正幸; 小鷹 幸三; 小池 通崇; 菊池 晧; 永島 順次*
動燃技報, (79), p.58 - 63, 1991/09
新型転換炉(ATR)実証炉燃料集合体につき燃料要素被覆管表面に生ずるフレッティングきずに対する健全性を確認するための耐久試験を行った。試験は模擬燃料集合体を用い、実証炉炉心を模擬した流動条件、水質条件のもので12,000時間行った。そしてあらかじめ設定した時間ごとにフレッティング腐食深さ及びスペーサリング素子保持力を測定した。その結果、実証炉燃料集合体はフレッティング腐食特性からみて健全性を確保できる見通しが得られた。
北原 種道*; 若林 利男*; 福村 信男*; 菅原 悟*; 小池 通崇*; 速水 義孝*; 河西 善充*
PNC TN1410 91-063, 239 Pages, 1991/08
新型転換炉の研究開発は、大洗工学センターの施設を中心にして「ふげん」及び実証炉のための研究開発ならびに設計研究からなっている。「ふげん」のための研究開発及び実証炉のための初期段階の研究開発の成果は、国のチェックアンドレビューの場にとりまとめ提出し、国の審議を受けた。(昭和57年)この資料はチェックアンドレビュー以降の研究開発の成果を実証炉の技術確証試験開始(昭和62年)までの研究開発と技術確証試験開始以降の研究開発を以下の内容に従ってまとめたものである。(1)プラントシステム評価研究(実用炉構想評価研究)(2)炉物理研究開発(核設計)(3)伝熱流動研究開発(熱水力設計)(4)部品機器研究開発(運転保守技術の高度化、炉心構造、システム開発)(5)安全性研究開発(6)供用期間中検査技術研究開発 平成3年度以降も継続される技術確証試験、安全研究ならびに高燃焼MOX燃料開発等今後実施していくものについては、継続して評価し取りまとめていく。
小池 通崇*
PNC TN9410 90-033, 85 Pages, 1990/01
H.T.Zr-2.5wt%Nb国産圧力管材料の周方向試験片について,日本機械学会規準に基づいて室温でコンパクト試験を行い,弾塑性破壊靭性値JICおよびJ-R曲線を得ることができた。判定基準は満たしていた。新型転換炉圧力管材について,平面ひずみ型の弾塑性破壊靭性値JIC(基本物性値)を求める手法が確立された。
小池 通崇*; 高橋 隆雄*; 馬場 博*
PNC TN9410 89-102, 34 Pages, 1989/06
None
小池 通崇
NEA/CSNI-CANADA Speacialist Meeting on Leak-Befre, 1 Pages, 1989/00
要旨は外部発表許可願の写しが技術管理室に残っていない為、入力不能。
小池 通崇*; 馬場 博*
PNC TN9410 88-044, 41 Pages, 1988/05
None
小池 通崇*; 浅田 隆*
PNC TN9410 87-105, 47 Pages, 1987/08
None
小池 通崇; 揖場 敏; 高橋 隆雄
1991 JAIF International Conference on Water Chmist, ,
1989年の第8回定検時に、「ふげん」一次系の化学除染が、日本の稼動中の動力炉として初めて実施された。その結果、6.6人・Svという大きな被ばく低減に成功した。この系統化学除染を行うために、先立って、除染剤KD203が「ふげん」の構成材料に悪影響を与えないことを確認する材料健全性試験を行ってきた。それは、全面腐食、SSC(応力腐食割れ)、水素脆化及び圧力管ロールドジョイント部に関してのものである。ステンレス鋼に関しては、除染剤ありなしでの低減歪速度引張試験(SSRT)及び単軸定荷重引張試験(UCL)を行い、KD203がSSC感受性を増加させないことを確認した。また、圧力管材については、ロールドジョイント部の耐久試験及びSSRTを行い、KD203が悪影響を与えないことを確認した。更に、ステンレス鋼のSCC定量式を作成したので、提案する。
阿部 康弘; 大原 清海; 鵜飼 重治; 小池 通崇
カナダ原子力学会, ,
ふげん発電所の圧力管には熱処理Zr-2.5Nb合金が用いられており、その使用期間中の健全性を確認するため、監視試験管の照射後試験を実施した。また靱性特性を改善するために熱処理条件を改良した圧力管についても、受入材、水素富化材、水素化物配向材の照射試験を行い、特性改善効果を評価した。得られた結果は以下の通りである。(i)引張る強度は照射硬化により上昇する。監視試験片と改良材は同様強度を示し、ふげんの設計値を十分満足していることを確認した。(e)改良材は、ふげんの実機圧力管の監視試験片に比べて、破壊靱性値が十分改善されていることを確認した。破壊靱性値は水素化合物の配向により低下するが、ふげんの30年間の運転中に、圧力管の不安定破壊は生じないことを示した。
