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報告書

リチウム中材料腐食試験用キャプセル材の耐久性試験

浅田 隆; 河井 政隆*

JNC TN9410 2001-002, 355 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-002.pdf:21.51MB

耐熱合金のリチウムに対する腐食特性を評価するための試験に用いるキャプセルについて、キャプセルそのもののリチウムに対する耐食性を調べ、このキャプセルを用いて行う耐熱合金腐食試験方法を確定した。試験は500$$^{circ}C$$から実施し、順次温度を上げ、最高1200$$^{circ}C$$まで行った。一回あたりの試験時間は100時間とし、各試験毎にキャプセル及びキャプセル内に入れたキャプセル部材試験片を観察し、リチウムに対する耐食性を調べた。その結果次のことが明らかになった。1)キャプセル材であるNb-1Zrについては、1200$$^{circ}C$$まで顕著な腐食はなく、リチウムに対して優れた耐蝕性を示した。2)Nb-1Zrの溶接部については、リチウムに対する耐食性を向上させるため、アルゴン雰囲気中で1200$$^{circ}C$$、1時間の熱処理を行った。この溶接部については、800$$^{circ}C$$加熱あたりからビード表面及び熱影響部に結晶粒模様が現れ、母材に比べてやや耐蝕性は劣っているようであった。しかし、深い浸食はなかった。3)キャプセルについても上記と同様で、目に見える亀裂やリチウムの漏洩はなかった。またシール用のOリング(リチウムには接しない)についても1200$$^{circ}C$$までリチウムの漏洩はなかった。4)以上の試験結果(1200$$^{circ}C$$については試験時間を延長)から、リチウム試験に使用するキャプセルは、各温度に対して少なくとも以下の時間まで使用できることが確認できた。温度 使用可能時間800$$^{circ}C$$ 600時間以上1000$$^{circ}C$$ 400時間以上1200$$^{circ}C$$ 200時間以上5)Niの入っているステンレス鋼及びインコロイについては700$$sim$$800$$^{circ}C$$あたりからはっきりとした浸食が始まり、1000$$^{circ}C$$を超えると著しく浸食された。

報告書

リチウムの反応に関する試験結果; 1.リチウムの大気中及び窒素雰囲気での反応、2.リチウムとアンモニアとの反応

浅田 隆; 河井 政隆*

JNC TN9410 2001-001, 153 Pages, 2000/12

JNC-TN9410-2001-001.pdf:11.14MB

リチウムを用いた材料腐食試験を行うにあたり、リチウムの大気中での反応、リチウム洗浄のためのアンモニアとの反応等について試験を行い、次の結果を得た。1.リチウムは大気中に置くと最初表面が黒色になるが、やがて白色に変化し、その白色の層が次第に厚くなっていく。最初黒色になるのは窒化(Li3N)によるもので、その後大気中の水分と反応し、白色の水酸化リチウム(LiOH)に変わり成長していく。この水酸化リチウムの成長速度は、除湿したデシケータ内(湿度約10%)では、大気中の約1/10であった。2.リチウムを窒素雰囲気中に置くと、表面が黒色に変化し、やがて茶褐色に変わり、表面に割れが入る。この割れが入ると重量が急増し、急速に窒化が進む。この窒化は、10$$phi$$のリチウム棒では1$$sim$$2日で終了し、その後の重量変化はない。割れが入る時期は、リチウム棒を曲げたものの方が早く、これは、リチウム内のひずみが影響しているものと考えられる。なお、初期の表面窒化膜は安定なためか、割れが入るまでは重量増はない。3.リチウムは液体アンモニアに溶解し、その溶解速度はリチウム1gで約2$$sim$$3時間であった。リチウム溶解後のアンモニア液は茶褐色を示した。

報告書

リチウムの性質とその取扱い

浅田 隆; 加納 茂機; 舘 義昭; 河井 政隆*

JNC TN9410 2000-013, 89 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-013.pdf:5.28MB

リチウムは沸点が1317$$^{circ}C$$と多角、比重は小さく(600$$^{circ}C$$で0.47)、比熱が大きい(1cal/g/$$^{circ}C$$)ため、最良の冷却材の一つである。このリチウムの特性を最大限利用し、例えばリチウムを冷却材とした高速炉の開発ができれば、原子炉の熱効率を飛躍的に高めることができる等の効果が期待できる。ここでは、このリチウムについて、その主要な性質を述べるとともに、リチウムを扱う上で必要と考えられるリチウムの反応や燃焼、消化特性に関して試験を行った結果について照会する。試験はナトリウムとの比較でも行ったが、両者の主な違いは、リチウムの水との反応がナトリウムに比べておだやかで、爆発的でないこと、ナトリウムに比べ発火しにくいが、発火した場合はより高温になり、燃焼時間も長い等である。

報告書

リチウムの話

浅田 隆

JNC TN9410 2000-012, 18 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-012.pdf:1.3MB

高速炉の冷却材にリチウムを使用するという観点から、リチウムの性質とその取扱い、構造材料に対する腐食特性を調べた。調査項目はリチウムの生産、物理的・化学的特性、腐食特性、取扱い上の留意点等で、リチウムの燃焼と消化、構造材料に対する腐食特性については試験により確認した。

報告書

リチウム中でのNb-1Zrの腐食(要約版)

浅田 隆

JNC TN9410 2000-011, 43 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-011.pdf:3.43MB

高速炉の冷却材にリチウムを使用するという観点から、構造材としてのNb-1Zrのリチウムの中での腐食特性を調べた。 試験は500$$sim$$1200$$^{circ}C$$で、最大1000時間まで実施した。その結果、Nb-1Zrは1000$$^{circ}C$$以下のリチウム中では良い耐食性を示した。

報告書

新型転換炉実証炉圧力管ロールドジョイント部健全性確認試験 (昭和63年度)

揖場 敏; 小池 通崇; 浅田 隆; 菊池 晧; 亀井 満

PNC TN9410 94-052, 251 Pages, 1994/01

PNC-TN9410-94-052.pdf:9.33MB

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。

報告書

昭和62年度新型転換炉技術確証試験(VI) 安全性確証試験、入口管中小破断事故の確証試験による評価手法確率; 1.緒言、2.入口管き裂進展試験及び解析

浅田 隆

PNC TN9410 91-265, 232 Pages, 1991/08

PNC-TN9410-91-265.pdf:8.58MB

入口管の実環境下におけるき裂進展挙動を評価するために実証炉入口管と同一の配管を用い、実環境を模擬した高温高圧水中にて疲労試験を行った。その結果、以下が明らかとなった。(イ)高温水中におけるき裂進展速度は、応力拡大係数範囲が10$$sim$$50MPaルートmの間で、大気中のに比較して約10倍加速される。(ロ)大気中、高温水中のいずれも、配管によるき裂進展速度は従来得られている試験片データとほぼ一致する。(ハ)き裂進展速度は母材。溶接熱影響部、溶着金属部で顕著な差はなかった。

報告書

Irradiation Creep and growth of pressure tubes in HWR Fugen

小池 通崇*; 浅田 隆*

PNC TN9410 87-105, 47 Pages, 1987/08

PNC-TN9410-87-105.pdf:5.29MB

None

報告書

Fracture toughness of Zr-2.5wt%N6 pressure tubes

浅田 隆

PNC TN341 83-11, 17 Pages, 1983/02

PNC-TN341-83-11.pdf:0.39MB

None

口頭

水素化DLC薄膜への超熱原子状酸素照射の効果について

横田 久美子*; 浅田 秀俊*; 田川 雅人*; 大原 久典*; 中東 孝浩*; 吉越 章隆; 寺岡 有殿; Martin, J. M.*; Belin, M.*

no journal, , 

水素化ダイアモンドライクカーボン(DLC)は真空中で超低摩擦を示すため宇宙用潤滑剤としての応用が期待されている。そこで、低軌道の宇宙環境を模擬してレーザーデトネーション法により原子状酸素をDLCに曝露した後、それを表面分析した結果について報告する。実験に用いたのはSi上にRF-CVD法により成膜した水素化アモルファスDLCである。宇宙環境実験装置では原子状酸素と宇宙機の相対衝突エネルギーを再現できる。原子状酸素照射後のDLC膜の評価にはSR-PESなどを用いた。SR-PES測定はSPring-8のBL23SUに設置された表面化学反応分析ステーションで行った。並進エネルギー4.2eV,フルーエンス5$$times$$10$$^{18}$$atoms/cm$$^{2}$$の原子状酸素を照射したDLCでは、表面で気化酸化物が形成され、脱離していることが示唆された。

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