黒鉛減速炉における中性子照射黒鉛の炭素14(共同研究)

藤井 貴美夫; 松尾 秀人*

JAERI-Review 2002-034, 44 Pages, 2002/12

JAERI-Review-2002-034.pdf:3.34MB

日本原子力発電(株)東海発電所などの黒鉛減速ガス冷却炉では多量の黒鉛材料が減速材や反射材として使用されている。この種の原子炉の廃止措置にあたっては運転期間中に炉心黒鉛材料中に生成した半減期の極めて長い炭素14の濃度を把握し、必要であれば、その濃度を低減する技術を開発することが、処理処分の観点から重要な課題の一つとされている。東海発電所は平成10年3月に営業運転を終了し、廃止措置のための種々の検討が行われている。照射黒鉛の取り扱い技術の開発は重要な検討課題の一つであり、中でも炉心黒鉛を処分するためには炭素14の濃度が問題となることが指摘されている。この問題を解決するための研究の一環として炭素14に関連する文献調査を行った。本報告書は炭素14の挙動や分離技術を主として調査した公開文献の概要を整理したものである。また、本文中で述べていない関連文献は、付録として調査文献リストを掲載した。

Thermal diffusivity of neutron-irradiated carbon-carbon composites

松尾 秀人; 長崎 正雅

Journal of Nuclear Materials, 217, p.300 - 303, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90380-8

2種類の二次元炭素繊維強化複合材料をJMTRで最高1.9810n/m(E29fJ)まで640~1070Cで中性子照射し、熱拡散率の変化を調べた。熱拡散率は照射によって低下し、特に照射量の低い時に大きく減少し、照射量の増加とともに徐々に低下する傾向が認められた。照射前の値に規格化した相対的な熱拡散率の変化は、測定温度の低い領域で大きくて、温度が高くなるにしたがって小さくなり、また照射量の増加とともに大きくなる傾向を示した。熱拡散率と密接に関連している熱伝導度の変化についても考察した。

Effect of neutron irradiation on dimensional changes of carbon-carbon composites

松尾 秀人; 長崎 正雅

Journal of Nuclear Materials, 207, p.330 - 332, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(93)90276-5

二次元炭素繊維強化複合材料をJMTRで655~1070Cで最高1.610n/m(E29fJ)まで照射して、巨視的な寸法、体積、微構造の中性子照射による変化を調べた。巨視的な寸法は、繊維軸のそろった方向では収縮し、それに垂直方向では膨張するが、体積はすべて収縮するのが認められた。これらの変化量は照射前の熱処理温度が高い程小さく、また繊維がランダム配向である程小さいのが認められた。さらに繊維の微構造の変化をみるためにラマンスペクトルを測定した結果、照射による結晶構造の乱れが認められた。これらのことから高温での中性子照射による寸法安定性の良好な材料を開発するための1つの基礎データが得られた。

Capability of energy selective neutron irradiation test facility(ESNIT) for fusion reactor materials testing and the status of ESNIT program

野田 健治; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 松尾 秀人; 渡辺 勝利; 菊池 輝男; 薄井 洸; 大山 幸夫; 大野 英雄; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1367 - 1371, 1992/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(92)90698-K

重陽子加速器をベースとするエネルギー選択型中性子照射実験装置(ESNIT)は高中性子エネルギー・高中性子束の照射場での材料試験が可能な施設であり、しかもこの中性子源がつくる照射場における中性子エネルギースペクトルが約5~15MeVの間でピーク性とピークエネルギーの選択性とを有している。このエネルギー領域の中性子による材料重照射試験が核融合炉材料開発にとって必須の手段として期待され、現在の要素技術検討が進められている。本稿ではESNITを用いる核融合炉材料研究とその特徴、ESNITの技術的検討の現状についてのべる。

Characteristics of an energy selective neutron irradiation test facility(ESNIT) for material irradiation studies

野田 健治; 松尾 秀人; 渡辺 勝利; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 酒井 陽之; 菊池 輝男; 大山 幸夫; 大野 英雄; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.1147 - 1150, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(91)90294-H

D-Liストリッピング反応を利用したエネルギー選択型中性子源(ESNIT)とモジュール型照射後試験施設(MODULAB)を中心とした新しい原子力材料研究施設構想についてまとめたものである。本論文では主に下記の点について述べる。1.材料照射研究のための中性子源の要件,2.ESNITを用いた研究項目,3.ESNITによる核融合炉材料研究,4.スポレーション中性子源とESNITの比較,5.高エネルギー中性子(14MeV以上)が与える材料照射損傷への効果

Thermal diffusivity of neutron-irradiated carbon-carbon composites

松尾 秀人

Int. Symp. on Carbon New Processing and New Applications; Extended Abstracts,Vol. 1., p.534 - 537, 1990/11

二方向炭素系複合材料を550~860Cで最高1.510n/m(E29fJ)までJMTRで照射し、レーザーフラッシュ法により室温から1800Cまでの熱拡散率を測定した。熱拡散率は中性子照射により減少し、また測定温度が高くなるにしたがって減少する傾向を示した。しかし、第1回目測定では、測定温度が照射温度よりも高くなると逆に増加したのに対して、第2回目の測定では温度上昇とともに単調に減少して高温では第1回目とほぼ同じ値を示して照射前の傾向と殆ど変わらなかった。比較のため測定した原子炉級黒鉛材料IG-110の熱拡散率もほぼ同様の温度依存性を示した。複合材料の照射効果では照射による界面状態の変化の影響があることも考えられるが、少なくとも今回の照射条件では特に熱拡散率の変化に影響はしていないと考えられた。

レーザフラッシュ法による微粒等方性黒鉛材料の室温から2000Cまでの熱拡散率測定

松尾 秀人

熱測定, 17(1), p.2 - 8, 1990/00

https://doi.org/10.11311/jscta1974.17.2

POCO黒鉛AXM-5Q1および高温工学試験研究炉用等方性黒鉛材料の室温から2000Cまでの熱拡散率と熱伝導度を測定した。AXM-5Q1は文献値に比較して100C以下では少し小さい値を示したが、高温ではほとんど同じ値が得られた。IG-110については2つの素材ブロックから採取した資料についてその変動を求めるとともに、中性子照射効果を調べた。熱伝導度は中性子照射によって低下し、またその温度依存性は照射前に比較して著しく異なった傾向が得られ、200C付近に熱伝導度の極大値が認められた。この極大値やそれを示す温度照射条件に依存しているのが観測され、照射によって結晶が非品質化することによるものであると考えられた。

高温ガス炉用黒鉛材料の寸法および物理的性質に及ぼす高温照射の影響

松尾 秀人

JAERI-M 87-207, 69 Pages, 1988/01

JAERI-M-87-207.pdf:1.73MB

原子炉用黒鉛材料を含めた10種類の多結晶黒鉛材料や炭素材料をJMTRで800~1335Cで最高2.8310n/m(E29fJ)まで中性子照射し、寸法、体積、密度、熱膨張率、電気比抵抗、ヤング率などの照射効果を調べた。

Irradiation-induced property changes of thermally oxidized nuclear graphites

松尾 秀人; 藤井 貴美夫; 今井 久

Journal of Nuclear Materials, 152, p.283 - 288, 1988/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(88)90338-8

照射前に水蒸気酸化した2種類の原子炉用黒鉛材料の寸法、体積、密度、熱伝導度、熱膨張係数、電気比抵抗、及びヤング率などに及ぼす中性子照射の影響について研究した。照射前に酸化した試料及び酸化しない試料を800~1020Cで最高6.610n/m(E29fJ)まで照射し、諸性質の照射による変化を調べた結果、各性質の照射による変化率は照射前に酸化した場合と酸化しない場合では同じであることがわかった。

高温ガス炉用黒鉛スリーブの熱サイクル試験

松尾 秀人

JAERI-M 85-162, 18 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-162.pdf:1.33MB

多目的高濃ガス実験炉用候補材料IG-11の実寸大黒鉛スリーブに対して、急熱・自然冷却を繰り返して負荷した場合の耐熱衝撃性について調べた。内径36mm、外径46mm、長さ550mmの黒鉛スリーブを500Cから2000Cあるいは2200Cまで平均昇温速度80C/sで加熱した後自然冷却し、それぞれ最高500回、あるいは1000回加熱と冷却を繰り返して熱衝撃を負荷した後、寸法、電気抵抗、ヤング率の変化を測定した。熱衝撃負荷の初期には寸法は膨張し、電気抵抗やヤング率は減少したが、その後は熱衝撃負荷回数が増えてもほとんど変化しなかった。これらのことから、実寸大の黒鉛スリーブに急激な熱衝撃を繰り返して負荷した場合に黒鉛スリーブの諸性質は大きな変化を受けず、熱サイクル負荷に対する健全性は保たれることが明らかになった。