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論文

R&D and irradiation plans for new nuclear grade graphites for application to VHTR

瀧澤 健太郎*; 掛橋 和幸*; 福田 敏昭*; Kida, Toru*; 沢 和弘; 角田 淳弥; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*

Ceramic Materials for Energy Applications; Ceramic Engineering and Science Proceedings, Vol.32, No.9, p.13 - 19, 2011/11

高強度を有する微粒等方性黒鉛は、HTGR及びVHTR黒鉛構造物の有力な材料である。黒鉛構造物の寿命は、おもに照射後の残留応力で決まる。そのため、より高強度な原子炉級黒鉛の開発し設計に裕度を与えることで、黒鉛構造物の寿命延長が可能になるばかりではなく、経済性も大きく向上する。東海カーボンでは、30MPa以上の引張強度を有するG347S及びG458S黒鉛を対象にして、VHTR黒鉛構造物のため新たな原子炉級黒鉛の開発を始めた。照射は、オークリッジ国立研究所の高中性子束アイソトープ原子炉を用い、照射量は30dpa、照射温度は300-900$$^{circ}$$Cであり、照射後試験として寸法変化、弾性率、熱膨張率等の測定を予定している。また、日本原子力研究開発機構と共同で未照射材及び照射材の特性評価を行う予定である。ここでは、G347SとG458SのR&D計画を紹介するとともに、特性評価の結果及び照射試験計画を示す。

口頭

Characterization of new nuclear-grade graphites for HTGR/VHTR

永石 賢英*; 福田 敏昭*; 近藤 明*; 角田 淳弥; 坂場 成昭

no journal, , 

高い強度を有する微粒等方性黒鉛は、HTGR及びVHTRの黒鉛構造物の候補材料である。中性子照射下における黒鉛構造物の寿命については2つの考え方がある。1つ目は、照射誘起寸法変化に基づくものである。この場合、高い中性子照射量において寸法変化が小さいことが望ましい。もう一つは、照射によって生じる残留応力の基準強さに対するマージンに基づくものである。この場合、黒鉛の強度が構造物の寿命の決定に重要な意味を持つ。高い強度を有する新しい原子力用微粒等方性黒鉛の開発により、設計裕度の増大、黒鉛構造物の寿命延長が期待でき、これは原子炉の経済性の向上を大きく改善することができる。さらに、黒鉛構造物の交換頻度の減少し、黒鉛廃棄物の減少も期待できる。東海カーボンでは、高い強度を有する新しい原子力用黒鉛を開発し、特性評価を進めている。本研究では、開発した黒鉛のR&D計画及び機械・熱的特性の未照射材を用いた試験結果について報告する。

口頭

Oxidation test of oxidation-resistant graphite manufactured by Tokai Carbon

藤塚 公仁弘*; 近藤 明*; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 福田 敏昭*

no journal, , 

高温工学試験研究炉(HTTR)を含む高温ガス炉(HTGR)及び超高温ガス炉(VHTR)は、高温のヘリウムガスを供給でき、固有の安全性を有している。HTGRの炉内構造物には、微粒等方性黒鉛が使用される。空気侵入事故においては、炉内構造物に耐酸化性を向上させた黒鉛を使用することにより高温ガス炉の安全性をさらに向上することが期待できる。黒鉛の耐酸化性を向上させる一つの手法として、酸化時にSiO$$_{2}$$に変化するSiCを黒鉛の表面に被覆する手法が挙げられる。この手法は、一般的な工業的手法で化学蒸着法(CVD)と呼ばれている。そこで、東海カーボンと原子力機構は耐酸化黒鉛の研究開発を立ち上げた。東海カーボンは黒鉛の表面をSiCで被覆した耐酸化黒鉛を製作し、酸化試験及び酸化前後の表面観察を実施した。さらに、原子力機構はカザフスタン核物理研究所(INP)のWWR-Kを用いた照射試験を実施し、照射後試験が間もなく開始する予定である。本報告では、酸化前後の試験片の重量変化による耐酸化黒鉛の酸化特性を示すとともに、試験片の表面及び断面の観察結果を示す。

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