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大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。
角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 沢 和弘
Nuclear Engineering and Design, 271, p.314 - 317, 2014/05
被引用回数：11 パーセンタイル：64.59(Nuclear Science & Technology)本研究では、材料特性評価手法の開発及び重照射下でのIG-430の照射による特性変化を評価することを目的として、IG-430の弾性係数に及ぼす酸化及び緻密化の効果を調べた。また、X線CT画像に基づくIG-430の微細構造と材料特性の関係を調べた。その結果、緻密化した黒鉛の弾性係数は開気孔のみに依存すること及びX線CTを用いた材料特性評価が可能であることが分かった。しかし、高酸化度及び照射した材料を均質化法で評価する場合には、結晶粒中の閉気孔の数や形状を考慮する必要がある。
藤田 一郎*; 衛藤 基邦*; 大崎 弘貴; 柴田 大受; 角田 淳弥; 小西 隆志; 山地 雅俊; 國本 英治
JAEA-Research 2013-004, 20 Pages, 2013/07
JAEA-Research-2013-004.pdf:2.4MB
高温ガス炉や第四世代の超高温ガス炉(VHTR)の炉心構造物には黒鉛が使用される。黒鉛は高温において炉内の冷却材ヘリウムガス中の不純物や空気侵入事故時の酸素ガス等により酸化する恐れがある。このため、黒鉛の酸化特性及びそれに伴う機械的特性の変化を評価しておくことが重要である。本研究では、高温ガス炉(VHTRを含む)用の材料であるIG-110及びIG-430黒鉛の520-900
Cにおける空気酸化特性及び酸化に伴う圧縮強度の変化について調べ、以下の結論を得た。(1)IG-430の酸化速度はIG-110の半分以下であるが、活性化エネルギーはほぼ同じ176kJ/molである。(2)酸化による密度分布と圧縮強度の変化には相関があり、同一の酸化重量変化においては、均一酸化が生じる600C以下で強度が最も小さくなる。(3)酸化の進行過程においては、黒鉛試験片内のバインダー由来の結晶性の悪い部分から優先的に酸化が進行する。そのため、酸化消耗については、ガス化以外に、コークス粒子が脱離する影響も考慮する必要がある。
角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 沢 和弘
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
本研究では、材料特性評価手法の開発及び重照射下でのIG-430の照射による特性変化を評価することを目的として、IG-430の弾性係数に及ぼす酸化及び緻密化の効果を調べた。また、X線CT画像に基づくIG-430の微細構造と材料特性の関係を調べた。その結果、緻密化した黒鉛の弾性係数は開気孔のみに依存すること及びX線CTを用いた材料特性評価が可能であることがわかった。しかし、高酸化度及び照射した材料を均質化法で評価する場合には、結晶粒中の閉気孔の数や形状を考慮する必要がある。
角田 淳弥; 柴田 大受; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 小西 隆志*; 沢 和弘
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 18(16), p.162012_1 - 162012_4, 2011/09
被引用回数：1 パーセンタイル：52.78(Materials Science, Ceramics)炭素繊維強化炭素複合材料(C/Cコンポジット)は、その強度及び耐熱性が優れていることからVHTR制御棒要素の候補材の一つである。2次元C/Cコンポジットの特性評価モデルの開発は、C/Cコンポジット製制御棒の設計において最も重要な課題の一つである。2次元C/Cコンポジットの特性は、繊維/マトリックス等の微細構造に強く依存するので、その微細構造から特性を評価することが可能であると考えられる。本研究では、2次元C/Cコンポジットの微細構造をもとにした特性予測開発モデルを開発することを目的として、X線CT像を用いて気孔分布を調べ、微細構造に基づくモデルを開発した。また、圧縮強度を測定するとともにモデルを用いて評価した。その結果、X線CT像から2次元C/Cコンポジットの気孔分布を視覚的に確認し、その容積や形状を評価することができた。また、本モデルを用いて2次元C/Cコンポジットの応力分布傾向を摸擬することが有用であることを示した。しかしながら、正確に応力の大きさを評価するためには、2次元C/Cコンポジットの特性評価及び適切なメッシュの設定が必要である。
衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 柴田 大受; 角田 淳弥
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 18(16), p.162003_1 - 162003_6, 2011/09
被引用回数：4 パーセンタイル：87.38(Materials Science, Ceramics)高温ガス炉(HTGR)及び超高温ガス炉(VHTR)は、高温のヘリウムを取出すことができる魅力的な原子炉であるが、高い熱効率を得るため炉心は過酷な高温状況下に晒されている。炭素繊維強化炭素複合材料(C/Cコンポジット)は、高温状況下においてその強度及び耐熱性が優れていることからVHTR制御棒要素の候補材の一つである。C/Cコンポジットの研究開発は、1990年台から開始され、原子力機構と東洋炭素では共同で研究開発を行ってきた。C/Cコンポジット製制御棒の開発は、国際的なVHTRの開発の中で、最も重要な課題の一つであると最近注目されている。C/Cコンポジット製制御棒の原子力機構における開発計画は、(1)データベース構築,(2)要素設計,製作,(3)HTTRを用いた実証試験、の3つのフェーズに分類できる。日本原子力研究所における1990年代の開発初期段階では、概念設計によるC/Cコンポジット製制御棒のフィージビリティ研究が行われ、現在進められているフェース(2)は5年以内に終了する計画である。本報告では、C/Cコンポジット製制御棒について、これまでの開発を概説するとともに最近のR&D結果について述べる。
角田 淳弥; 柴田 大受; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 小西 隆志*; 沢 和弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(4), p.411 - 420, 2010/04
被引用回数：4 パーセンタイル：30.63(Nuclear Science & Technology)2次元炭素繊維強化炭素複合材料(2D-C/Cコンポジット)は、高温下でも高い強度を維持するなど優れた機械的・熱的特性を有しており、超高温ガス炉(VHTR)の炉内構造物、例えば制御棒要素等の候補材の一つである。VHTRの炉内構造物として適用するうえで、2D-C/Cコンポジットの異方性がその特性に与える影響を明らかにしておくことが重要である。特に、2D-C/Cコンポジットの熱特性はその微細構造に強く依存するため、特性変化と微細構造変化の関係を明らかにするためには内部の微細構造を調べる必要がある。本研究では、X線トモグラフィーを用いて酸化した2D-C/Cコンポジットの層間ボイドやトランスバースクラックを明瞭に観察し、酸化した2D-C/Cコンポジットの熱伝導率変化及び熱膨張率変化と酸化率の関係が、繊維の向きごとに経験式を用いて表すことができることを明らかにして、異方性による特性の違いが黒鉛の結晶構造の向きと2D-C/Cコンポジットの微細構造の変化により説明できることを示した。
飛田 健次; 小西 哲之; 西尾 敏; 小迫 和明*; 田原 隆志*
プラズマ・核融合学会誌, 77(10), p.1035 - 1039, 2001/10
放射性廃棄物減量化のための炉設計概念(「放射性廃棄物最少化」)を提案した。この設計概念の骨子は、「超伝導コイルの機能を担保するための遮蔽」という従来の遮蔽概念から、「外にある構造物をクリアランス廃棄物にするための遮蔽」へと設計思想を転換することである。このためには従来より遮蔽を強化する必要があるが、遮蔽性能の高いVH
に代表される先進遮蔽材の導入により、これまでのトカマク炉の主半径及び小半径を変更することなく「放射性廃棄物最少化」概念を適用できることを示した。この概念に基づいてA-SSTR2の廃炉に伴って発生する廃棄物量の評価を行った。従来の設計ではトカマク炉本体のうちクリアランス廃棄物と見なせるものは重量で30%にとどまるのに対し、今回提案した設計では83%をクリアランス廃棄物にできる見通しを得、「放射性廃棄物最少化」概念の有効性を示した。
高橋 常夫*; 石原 正博; 馬場 信一; 荒井 長利; 林 君夫; 小西 隆志*
JAERI-Research 2001-005, 62 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-005.pdf:6.8MB
微粒等方性黒鉛(平均粒径20
m)を基準試料とし粗粒含有率(平均粒径125m)の異なる黒鉛材料を用いて曲げ強度試験及び破壊靱性試験を行い、粗粒含有率が強度及び靱性に与える影響を検討した。また、微細組織に基づく強度分布予測手法の曲げ試験結果への適用性を検討した。曲げ強度は、粗粒含有率0%と比較して含有率40%では平均曲げ強度の増加と強度のばらつきの減少が認められた。画像解析からもとめた気孔径分布の統計結果との関係においては、粗粒含有率の増加に伴う平均気孔間距離の増加及び大径気孔部分における気孔径分散と強度分散との正の相関関係が認められた。破壊靱性値に関しては、応力ひずみ線図の非線形応答開始点と最大荷重点における破壊靱性値の検討を行った。き裂進展開始荷重に基づく破壊靱性値は、粗粒黒鉛を含有することにより増加するものの含有率(20%,40%)による違いは認められず、低い含有率で破壊靱性値が飽和する傾向を示した。一方、最大荷重に基づく破壊靱性値は、粗粒黒鉛の含有率が増すにつれて増加し、含有率による違いが認められた。さらに、単軸応力状態下で提案されている気孔径分布を考慮した確率論的強度分布予測モデルを曲げ強度試験結果に適用し、実験結果をおおむね一致する結果を得た。
高橋 常夫*; 石原 正博; 馬場 信一; 林 君夫; 荒井 長利; 小西 隆志*
Proceedings of 1st World Conference of Carbon (EUROCARBON 2000), 1, p.397 - 400, 2000/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心構造材料にも用いられているIG-11黒鉛を基準試料として粗粒含有率の異なる試料を用いた曲げ強度試験を行うとともに画像解析による気孔寸法等の微細組織の観察を行い、強度分布と微細組織の関係について検討を行った。強度試験結果からは、粗粒含有率を増加することで平均曲げ強度の増加と強度のばらつきの減少することが認められた。また、微細組織の観察結果からは、粗粒含有率の増加により大径気孔数の減少と気孔径分布における大径気孔部分での分散の減少が認められた。これらを受けて粗粒含有黒鉛の強度特性について大径の気孔数及び分散に基づく考察を行った。この試験結果に対し、微小き裂の破壊靱性値及び気孔径分布を考慮した確率論的強度評価モデルを適用した。その結果、粗粒含有率に対して評価と試験結果に大きな違いが見られた。評価モデルの改良を要することが示唆された。
衛藤 基邦; 小西 隆志*
炭素, (186), p.30 - 35, 1999/00
IG-11黒鉛、PGX黒鉛及びASR-ORB炭素について、室温における疲労試験中の電気抵抗変化を測定した。応力負荷は引張-圧縮型で行い、負荷速度は約2.2H
とした。引張及び圧縮方向の最大負荷応力は両方向で等しく設定した。電気抵抗は試験片のゲージ部に押しつけられた銅製針を用いて四端子法によって測定した。その結果、IG-11及びPGX黒鉛では、疲労サイクル中、最大圧縮応力の時、最大電気抵抗に、最大引張応力の時、最小電気抵抗になった。一方、ASR-ORB炭素では、逆の傾向になった。また、電気抵抗は疲労サイクル数の増加とともに増加したが、これは主として引張負荷応力に起因すると考えられた。電気抵抗増加-疲労サイクル数曲線には、疲労破壊が起こる以前に抵抗増加率が上昇する点が存在していた。この事実は、疲労試験中電気抵抗測定が疲労破壊予測に応用できる可能性を示している。
衛藤 基邦; 荒井 長利; 小西 隆志*
JAERI-Research 98-024, 58 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-024.pdf:2.03MB
HTTR炉内構造用黒鉛及び炭素材料について室温における疲労試験を実施した。応力負荷条件は応力比R(=
min/ max)=-3,-1,0(PGX黒鉛),=-1,0(ASR-ORB炭素)、及び=-1(IG-11黒鉛)とした。取得したデータをPriceの方法、対応応力法及びPTS線図法によって解析し、設計疲労曲線を得るのに最適の方法を検討した。IG-11黒鉛については980C真空中で疲労試験を実施した。主要な結論は次のとおりである。設計疲労曲線を得るにはPriceの方法が最適である。疲労強度はR値が小さいほど小さくなる。Priceの方法によってPGXとASR-ORBについて設計疲労曲線を得た。980Cにおける疲労強度は負荷応力を室温真空中の平均引張強度で規格化すると、室温における強度とほぼ等しくなる。
荒井 長利; 西山 裕孝; 小西 隆志*
SMiRT 11 Transactions,Vol. G, p.313 - 318, 1991/08
HTTR用黒鉛構造物設計方針は、使用黒鉛材料の強度基準の設定において、従来の原子力用技術基準にはない信頼性工学的手法を採用している。その手法は、材料強度の統計的性質が正規分布に従うことを前提としている。本研究は、炉心構造物用等方性黒鉛IG-11の単軸引張り、圧縮強さ、2軸応力破壊強さ及び低サイクル疲労強度のデータを評価し、実験データに基づいて上記の設計法の妥当性を論証するものである。先ず、単軸強度については、従来データを集約した350点以上の総合判定として、強度分布は正規分布で近似することが最適又は唯一の解であることを明らかにした。2軸破壊強度においても、各組合わせ応力場の破壊データが、正規分布に従い変動することを明らかにした。疲労寿命においては、著しい変動を考慮した信頼限界寿命の設定が、現時点での効果的な方法としてPrice法を採用し、正規統計によって可能となった。
衛藤 基邦; 奥 達雄; 小西 隆志*
Carbon, 29(1), p.11 - 21, 1991/01
被引用回数：24 パーセンタイル：73.78(Chemistry, Physical)微粒等方性黒鉛IG-110の高温ヤング率に及ぼす酸化と予応力の影響を調べた。酸化は空気中500Cで10%重量減まで行った。予応力は平均圧縮強度の60または80%とした。酸化、予応力ともに室温及び高温ヤング率を減少させるが、これは亀裂の開孔と成長によって説明できる。酸化黒鉛の高温ヤング率を無酸化材の室温ヤング率から算出する実験式を得た:E(T,d)/E(RT,do)=f(T)(d/do)
。ここで、E(T,d)とE(RT,do)は各々、かさ密度dをもつ酸化材の温度Tにおけるヤング率及び無酸化材(かさ密度do)のヤング率である。f(T)、n(T)は実験データから定まる温度Tの関数である。さらに本実験において、酸化材のヤング率が高温熱処理によって一部回復する現象が見出され、これは結晶子の異方性に基づく内部応力が酸化材で小さくなるためと考えられた。
井岡 郁夫; 依田 真一*; 小西 隆志*
Carbon, 28(4), p.489 - 495, 1990/00
被引用回数：5 パーセンタイル：35.72(Chemistry, Physical)黒鉛材料の変形挙動を明確にするため、圧縮荷重下における原子炉級黒鉛(IG-11)からのアコースティック。エミッション(AE)を測定した。黒鉛からのAEは、荷重とともに増加し、ピークを取った後、破壊まで減少した。この現象を定性的に説明するための変形モデルを提案した。このモデルは、結晶粒界での転位のパイルアップを基礎としたものである。このモデルを検証するため、酸化した黒鉛材料を用意した。酸化材のAE挙動は、提案したモデルを支持するものであった。さらに、与えられたAE挙動から、全塑性歪速度、すべりによる塑性歪速度、マイクロクラックによる塑性歪速度の関係を定性的に示した。
井岡 郁夫; 依田 真一*; 小西 隆志*
Carbon, 28(6), p.879 - 885, 1990/00
被引用回数：10 パーセンタイル：52.87(Chemistry, Physical)圧縮及び引張荷重下での4種類等方性黒鉛から発生したAEを測定した。そのAEは、相対エネルギーレベルにより2種類に大別できた。相対エネルギーレベルの低いAEは、荷重負荷初期から発生し、破壊に至るまで測定された。相対エネルギーレベルの高いAEは、かなり高い荷重で相対された。それらの発生源としては、前者が基底面間のへき開に、後者がバインダー部の破壊に対応することを示した。また、後者のAEが発生する応力をAE応力と定義し、AE応力と破壊強さの実験式を示した。得られた結果は、AE法により破壊強さを事前に予想できることを示唆するものである。
井岡 郁夫; 依田 真一*; 小西 隆志*
材料, 38(434), p.1247 - 1253, 1989/11
4種類の微粒等方性黒鉛材料内部の気孔とその力学的特性の関係及び巨視的変形挙動に及ぼす気孔の影響について調べた。水銀ポロシメータを用いて測定したISO-880黒鉛の平均気孔径は、ISEM-1、IG-11、IG-15黒鉛の約1/10であった。各黒鉛のヤング率は気孔率の増加とともに減少した。軸方向とそれに垂直な方向の応力-ひずみ曲線を測定し、軸方向の塑性ひずみを応力-ひずみ曲線と荷重負荷状態でのヤング率から計算した。軸方向の塑性ひずみに対する横方向の塑性ひずみ比は、体積変化のない場合の値0.5より小さく、圧縮により黒鉛材料は体積減少することを認めた。この体積減少を気孔の収縮に伴う塑性ひずみと仮定し、軸方向の塑性ひずみと横方向の基底面すべりによる塑性ひずみより、気孔の収縮に伴う塑性ひずみを算出した。その結果、気孔率及び軸方向の塑性ひずみの増加につれて、気孔の収縮に伴う塑性ひずみが増加することを示した。
柴田 大受; 國本 英治; 角田 淳弥; 山地 雅俊*; 小西 隆志*; 沢 和弘
no journal, ,
第4世代原子力システムにおける超高温ガス炉(VHTR)は炉外に約950Cの高温のヘリウムガスを供給できる高温ガス炉である。日本の高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内構造物には、微粒等方性のIG-110黒鉛(東洋炭素製)が使われており、高温ガス炉への応用が実証された黒鉛であり、VHTRの炉内黒鉛の主要な候補である。HTTRのための日本の黒鉛設計方針等ではIG-110黒鉛を炉内構造物に応用するうえでの基準が示されており、特性データ,酸化効果,照射効果等が含まれている。また、IG-110黒鉛の構造物試験の結果を反映している。したがって、IG-110黒鉛に対する黒鉛設計方針等は、必要な修正を行うことでVHTRの炉内黒鉛構造物へ適用可能であり、そのためにはVHTR条件におけるIG-110黒鉛の設計データの確立が重要な課題の一つである。VHTRの黒鉛構造物はHTTRよりも高照射量にさらされるため、高温・重照射における照射データの取得が重要であるが、照射データの内外挿方法の開発により、設計データの構築に役立てることが可能である。本研究は、IG-110黒鉛のVHTR炉内構造物への応用のための研究開発課題について取りまとめた結果を発表する。
小西 隆志*; 三木 相煥*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘
no journal, ,
高強度を有する微粒等方性の原子炉級黒鉛である東洋炭素製のIG-110黒鉛は、照射や酸化に対して優れた抵抗を有しており、高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体ブロック,制御棒案内ブロック,サポートポスト等の炉内黒鉛構造物に用いられている。講演では、HTTRに初装荷されたIG-110黒鉛の強度は、HTTRの黒鉛構造設計方針で定められている制限に比べて大きく十分な安全裕度を有することなど、原子炉級黒鉛の特性と品質管理の概要について発表する。
角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎; 國本 英治; 山地 雅俊; 衛藤 基邦*; 小西 隆志; 沢 和弘
no journal, ,
高温のヘリウムガスを炉外に取り出すことができ、固有の安全性を有する超高温ガス炉(VHTR)は、第4世代原子力システムの有力な候補である。VHTRの炉内構造物には黒鉛が用いられるため、空気浸入事故においては黒鉛が十分な耐酸化性を有していることが重要である。HTTRで用いられているIG-110黒鉛と、新たなIG-430黒鉛は、高い強度と耐酸化性を有しており、VHTRの炉内黒鉛構造物に用いる有力な候補材である。X線CT法は、黒鉛の微細構造(結晶粒,気孔)を測定することができるため、黒鉛の酸化による微細構造の変化を調べることで、酸化損傷を評価することが可能である。本研究では、IG-110黒鉛及びIG-430黒鉛の酸化速度を測定し、酸化後の黒鉛についてX線CT法を用いて黒鉛の微細構造を観察するとともに、ヤング率,熱膨張係数データを取得した。その結果、IG-430黒鉛がより優れた耐酸化性を有することを示すとともに、X線CT法が黒鉛の材料特性の評価に有効であり今後照射特性を評価するうえで有効であることを明らかにした。
