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塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 高橋 五志生; 糸永 文雄; 石川 明義
JAERI-M 92-169, 26 Pages, 1992/11
原子炉中性子照射が構造材料の耐食性に与える影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の研究炉(ORR)において核融合炉第1壁条件を近似する中性子エネルギースペクトル調整照射を行った試料について、遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的再活性化(EPR)試験及び定電位電解試験を実施した。試験材料は316型ステンレス鋼であり、60,200,330,400
Cで約8dpaまで照射されたものである。電気化学的腐食試験の結果として;(1)EPR試験により、400C照射材でのみ電位-電流曲線に再活性化ピークが認められた。しかし、このピークは粒界腐食によるものではなく粒内の腐食によるものであり、照射誘起偏析に起因すると考えられる。(2)定電位電解試験により、不純物元素の偏析によると考えられる粒界腐食が検出された。これらの結果を高速炉で照射した材料の電気化学的腐食試験の結果及び、照射後高温水中応力腐食割れの試験結果と比較検討した。
芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.
JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11
平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7
10
n/cm
まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。
小川 徹; 湊 和生; 福田 幸朔; 沼田 正美; 宮西 秀至; 関野 甫; 松島 秀夫; 伊藤 忠春; 角 重雄; 高橋 五志生
Nuclear Technology, 96, p.314 - 322, 1991/12
被引用回数：12 パーセンタイル：76.62(Nuclear Science & Technology)仮想的な炉心過熱時における被覆燃料粒子の破損を予測するためのモデルを提出した。本モデルは被覆燃料粒子の寸法等の統計的ばらつきを考慮したことと、照射UO
の定比性と平衡CO圧との熱力学的評価を行ったことを特徴とする。予測結果を照射後加熱試験結果と比較した。
芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 松島 秀夫; 高橋 五志生; 園部 清美; 小松 俊雄
JAERI-M 91-024, 29 Pages, 1991/03
軽水炉の炉心で使用される構造材料(主にオーステナイト系ステンレス鋼)は中性子線の照射を受けて金属組織的変化を生じ、その結果として高温水中における耐食性が非照射材に比べ変化することが予想される。また、炉心内の
線は水環境に放射線分解などの影響を与え、材料の腐食挙動に対し影響を及ぼす。近年、このような炉内での照射を原因とする構造材料の環境劣化の研究が行われている。ここではこのような研究に関連して、中性子照射を受けた材料の腐食特性を電気化学的に測定することを目的とし、ホットセル内で遠隔操作により測定するための技術を開発した。これにより重照射材の電気化学的腐食測定が可能となり、この装置を用いて照射材の測定を行った結果、非照射材とは腐食挙動に違いがあることがわかった。
高村 三郎; 関野 甫; 松島 秀夫; 小桧山 守*; 星屋 泰二; 住谷 圭二*; 来島 秀次*
Japanese Journal of Applied Physics, 30(1A), p.L18 - L20, 1991/01
被引用回数：10 パーセンタイル：52.49(Physics, Applied)Y-Ba-Cu-OおよびBi-Sr-Ca-Cu-O焼結体を約60Cで1.810
n/cmまで中性子照射を行い、照射による磁化の変化を調べた。外部交流磁場によって履歴を生ずるが、その大きさから臨界電流を算出することができる。臨界電流は照射によって増加する。110n/cmの照射量で約2倍に達し、照射量の増加に伴って臨界電流は減少する。これは中性子照射によって生成したカスケード損傷領域が互いに重複して磁束線に対するピン止め効果が減少したためである。
塚田 隆; 芝 清之; 近江 正男; 木崎 實; 松島 秀夫; 中島 甫
Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, 8 Pages, 1991/00
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、原子炉炉心構造材料(ステンレス鋼等)にとって共通の環境劣化効果である。それは、中性子/線照射と化学環境の共働効果である。IASCCは近年、軽水炉炉心構造物及び将来の核融合炉のプラズマ対向機器の寿命又は機能を制限する因子として注目されている。本報では、IASCC研究のために原研ホットラボに設置した、低歪速度引張試験(SSRT)装置及び電気化学的腐食試験装置について、その概要を報告する。SSRT試験装置では、照射済み試験片及びセル内装置の安全かつ確実な取り扱いのため、オートクレーブの簡便な締め付け機構の開発等を行った。この装置を用いて高温高圧水中におけるIASCCの発生を確認した。また、電気化学測定は照射材の遠隔腐食試験に適した方法と考えられ、これをホットセル内で行う装置の開発を行った。この装置により照射材のEPR(電気化学的再活性化)試験を実施した。
小川 徹; 福田 幸朔; 鹿志村 悟; 飛田 勉; 湊 和生; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫
JAERI-M 87-020, 79 Pages, 1987/02
ル-ズな状態の被覆燃料粒子及び燃料コンパクトを、それぞれ、75F4Aおよび75F5Aの2本のガススィ-プキャプセルに装荷し、JMTRのBe第1層領域孔で4サイクル(約80日)照射した。75F4Aキャプセル試料は初期3サイクルの間、貫通破損率が0であったので、最外層汚染ウランからのFPガス放出挙動についての知見が得られた。同キャプセルでは最高温度1500C、燃焼率2.2%FIMAに達したが、照射後貫通破損率は310
にすぎなかった。また、75F5Aキャプセルでは最高1600C、燃焼率1.6%FIMAに対して、照射後貫通破損率は510であった。同キャプセル試料の照射後SiC層破損率は、照射前に比べて有意な増加を示さなかった。他に、熱分解炭素の照射効果、SiC層のパラジウム腐食、金属FP放出割合、燃料コンパクトの寸法変化等について、デ-タが得られた。
菊池 輝男; 飛田 勉; 福田 幸朔; 岩本 多實; 井川 勝市; 石本 清; 松島 秀夫
JAERI-M 84-106, 75 Pages, 1984/06
高温ガス炉用コンパクトの照射健全性とコンパクト用マトリックス材の照射特性を調べるために、針状コークス黒鉛系及び天然黒鉛-石油コークス黒鉛混合系マトリックスにより制作した燃料コンパクトを、76F-6Aキャプセルに封入し、JMTRの燃料領域において、3サイクル(約62日間)照射した。このキャプセルの高速中性子照射量の最大値は、1.6101(n/cm)、(E
0.18MeV)、燃焼率の最大値は3.4%FIMA、照射最高温度は1310Cであった。この結果、天然黒鉛-石油コークス黒鉛混合系燃料コンパクトの長さ及び直径の収縮率は、それぞれ0.8%及び11%であり、針状コークス黒鉛系燃料コンパクトの直径収縮率は、これにくらべて若干大きかった。また、燃料コンパクトの金相試験の結果、一部の破覆粒子の緩断層に、中性子照射により生じた破損がみられた。
福田 幸朔; 小川 徹; 鹿志村 悟; 井川 勝市; 岩本 多實; 山本 克宗; 鈴木 紘; 松島 秀夫
JAERI-M 84-054, 65 Pages, 1984/03
本報告は、原研で最初のスイープガスキャプセルによる照射試験に関するものである。照射試験の目的は、照射下におけるFPガス放出の測定により、破覆粒子の照射健全性を調べることであり、またスイープガスキャプセル(74F-9J)に装荷した破覆粒子は、48,49年度に予備設計仕様にもとづいて試作されたものであり、これらはルーズな状態で照射された。照射中には、装荷破覆粒子からのFPガス放出率を測定し、放出率より破覆粒子破損率の推定を行うとともに、照射後試験で、外観検査、X線ラジオグラフィ、酸漏出などにより破覆粒子破損率を求めた。また、キャプセル内で破覆粒子を保持していた黒鉛ホルダーには金属FPガスが吸着しており、このガンマ線測定から、
Cs放出率を求めた。
飛田 勉; 菊池 輝男; 岩本 多實; 井川 勝市; 石本 清; 松島 秀夫
JAERI-M 83-153, 90 Pages, 1983/09
予備設計仕様の高温ガス炉用被覆粒子燃料コンパクトの照射特性を調べるために、これらの燃料を、71F-6A、72F-8A、及び72F-9Aキャブセルに封入し、JMTRの反射体領域及び燃料領域において、それぞれ、2、2及び4サイクル照射した。これらのキャプセルのなかで、高速中性子照射量および燃焼率の最大値は、72F-9Aキャブセルの2.410(n・cm)(E0.18MeV)および3.9%FIMAであった。燃料コンパクトの寸法は、高速中性子照射量の増加とともに収縮し、収縮率2.6%に達するものもみられた。被覆粒子の緩衝層および第2層の一部は、中性子照射により損傷を受けたほか、72F-9Aの中段インナキャプセル中の被覆粒子には、アメーバ効果がみられた。
菊池 輝男; 井川 勝市; 松島 秀夫; 石本 清
JAERI-M 83-092, 84 Pages, 1983/07
多目的高温ガス炉のMK-III仕様に準じて製作した縮小寸法の燃料コンパクトを、V1F-16HおよびV1F-24Hキャプセルに封入し,JRR-2,VT-1孔において,照射温度600~1350Cで、2または3サイクル照射した。これらのキャプセルの高速中性子照射量は、3サイクル照射で最大6.410
(n/cm)(E1MeV)であった。これらの照射により、被覆粒子の緩衝層の剥離が観察された。また、この照射による燃料コンパクトの長さおよび直径の変化は,いずれも収縮で、その収縮率は、それぞれ0.3~0.4%および0.1%以下であった。
湊 和生; 福田 幸朔; 井川 勝市; 松島 秀夫; 黒羽根 史朗
Journal of Nuclear Materials, 119, p.326 - 332, 1983/00
被引用回数：7 パーセンタイル：64.8(Materials Science, Multidisciplinary)照射済Triso型被覆燃料粒子の破壊強度を調べた。破壊強度試験は、17種の照射済試料および8種の未照射試料について行なった。試験の結果、破壊強度は高速中性子照射量の増加に伴い減少していった。照射温度は、破壊強度にあまり影響しなかった。また、熱分解炭素の原料がプロパンの粒子とプロピレンの粒子との間には、照射による強度変化に違いは見られなかった。破壊強度の減少を照射済被覆粒子の被覆層中の応力と結びつけて説明することはできなかった。照射済の被覆粒子のSiC層は劣化していた。SiC層の劣化は被覆粒子の破壊強度を減少させたと考えられる。
福田 幸朔; 湊 和生; 井川 勝市; 伊藤 忠春; 松島 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(11), p.887 - 894, 1982/00
被引用回数：4 パーセンタイル：52.53(Nuclear Science & Technology)照射後長期間保存した高温ガス炉用被覆粒子燃料には酸浸出のターゲット核種としての
Zrの量が著しく少ないため、ホットケーブにおけるこの燃料の酸浸出試験ではZrを検出することは困難である。本実験ではZrにかわる核種としてウラニウム及びCsを選び、これらの硝酸浸出率を求めた。Csの場合、照射中に燃料コンパクトマトリックス及び破損粒子からの逃散が大きく、また核分裂反跳によりマトリックスの黒鉛粒子や破損粒子のバッファー層へ打ち込まれるため、Cs浸出率はウラニウム浸出率に比べて著しく小さかった。また酸浸出試験に供した被覆粒子の表面を観察し、これから粒子表面破損率を求めた。ウラニウム浸出率とこの粒子表面破損率とは比較的よく一致したことから、ウラニウムは酸浸出のターゲット核種として最も適していることが結論づけられた。
石田 芳美; 糸永 文雄; 松島 秀夫; 石本 清
Proc.30th Conf.on Remote Systems Technology,Vol.2, p.33 - 36, 1982/00
本報告はANS Winter Meeting(1982年)のRSTD(Remote Systems Technology Division)に提出の論文である。東海研ホットラボでは、多目的高温ガス炉燃料・材料の照射後試験のうちOGL-1照射済燃料体の寸法変化をしらべるため、主たる燃料要素の黒鉛ブロック及び黒鉛スリーブにつき寸法測定装置を開発し、ホットセルに設置して寸法測定を実施した。本装置の特徴は次の通りである。(1)2種類の形状の異なるOGL-1照射燃料体試料(黒鉛ブロックと黒鉛スリーブ)について標準ゲージとの比較測定をすることにより、寸法測定を行なうことができる。(2)計測は電気マイクロメータとパルスエンコーダによって行う。測定精度は外径測定で
0.01mm、内径測定で0.02mm、長さ測定で0.1mm、真直度で0.02mmである。本装置により第4次照射燃料体までの寸法測定を実施した。
園部 清美; 三村 英明; 松島 秀夫; 石本 清
JAERI-M 4565, 38 Pages, 1971/09
ホットラボ管理室において全照射後試験に占める金相試験の割合はCave Dayにして約20%に達し、原子炉燃料、材料の開発に重要な役割りを果している。金相用鉛セルラインは、原電東海炉、JRR-2、JRR-3、JPDR等の実物燃料の照射後試験を行なうため増設コンクリートケーブに附髄して建設され、1966年から運転を開始した。金相試験の一連のプロセスの中で試料の研摩状態が検鏡観察および金相写真撮影に及ぼす影響は非常に大きく、研摩状態の良否は試料研摩機に100%依存するといっても過言ではない。当初使用した英国製単数試料研摩機を出発点として種々改良、検討を加え、このたびホルダー強制回転式複数試料研磨機を開発し好評裡に使用しているので、本報告は、この研磨機の開発経緯をのべ今後の参考に供するものである。
吉田 博夫; 松島 秀夫; 阿部 恭一; 関 貞雄; 田地 弘勝; 海老原 彦恵
Proceedings of 17th Conference on Remote Systems Technology, p.80 - 86, 1969/00
抄録なし
吉田 博夫; 松島 秀夫; 阿部 恭一; 関 貞雄; 田地 弘勝; 海老原 彦恵
Transactions of the American Nuclear Society, 12(2), 849 Pages, 1969/00
抄録なし
