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安田 均*; 野高 昌之*; 萬谷 健一*; 上窪 文生*; 降矢 喬*; 市川 史郎*
PNC TJ8058 97-007, 583 Pages, 1997/03
硝酸中で40,000時間の運転を完了したTi-5Ta製およびZr製の酸回収蒸発管モックアップ装置から試験片を採取し、機械的性質、減肉量の測定および表面状態の評価を行った。評価結果の概要は以下のとおりであり、Zrと比較するとTi-5Taの方が腐食速度は大きいが、いずれも十分な耐食性を有していると判断される。(1)機械的性質:Ti-5TaおよびZrとも、評価部位により測定値に差異があったが、装置製作時の加工方法の違いによるものと考えられ、40,000時間の運転に起因する顕著な材料強度等の低下は認められなかった。(2)肉厚測定:Ti-5Taは、硝酸蒸気に曝されるベンド配管(最大0.09mm/y)、蒸発部塔頂部(最大0.07mm/y)での腐食速度は他の部位(0.02mm以下)よりも腐食速度は大きくなっている。Zrはほとんどの部位で腐食速度は0.01mm/y以下であった。(3)表面粗さ測定:Ti-5Taでは、肉圧測定結果と同様ベンド配管および蒸発部塔頂部で表面粗さは他の部位よりも大きくなっており、全面腐食に起因するものと考えられる。また、溶接部は母材部よりも表面粗さが大きく、溶着金属部の方が全面腐食が進行していると推定される。ZrはTi-5Taよりも表面粗さは小さい。また、部位による表面粗さの差異はなく、溶着金属部の粗度は母材部と同程度であった。(4)断面ミクロ観察:Ti-5Taには、ベンド配管および蒸発部塔頂部で全面腐食による表面の凹凸が認められ、溶着金属部の方が母材部よりも凹凸は大きくなっているが、粒界腐食などの局部腐食は生じていない。Zrでは凹凸形状がほとんど認められず、健全であった。(5)表面SEM観察:Ti-5Taには、ほとんどの部位で腐食生成物と思われるスケールが付着しておりベンド配管及び蒸発部塔頂部ではスケールの堆積が大きい。一部の部位で全面腐食による表面部の肌荒れが観察されたが、局部腐食は生じていない。Zrはスケールの付着量が少なく、腐食がほとんど進行していない。(6)元素組成分析:Ti-5Taの表面皮膜にはTiO
とSiOが混在しており、この他に耐食性向上に寄与するとされているTaO
の存在が確認された。また、溶接部にも不動態皮膜が形成されていた。ZrではZrOとSiOの他に伝熱管から上部連絡管にかけてTiOが検出された。Zrに認められた白色スケールはSiO及びTiO皮膜やZrO皮膜の上に付着しているようである。
和田 隆太郎*; 西村 務*; 藤原 和雄*; 降矢 喬*; 田邉 誠*
PNC TJ1058 97-003, 33 Pages, 1997/03
TRU廃棄物を構成する金属材料の腐食による水素ガス発生量を定量的に評価するための第1段階として、ハル・エンドピースの構成材料であるジルカロイ及びステンレス鋼の処分環境下における腐食機構や水素ガス発生挙動等について文献調査を行うと共に、これらの試験片について密閉容器を用いて還元条件下で海水系模擬地下水(pH10、12.5)中に浸漬して(30
、50)、水素ガス発生量の経時変化を180日間に渡って測定した。併せて、浸漬試験前後の試験溶液や試験片について各種分析を行った。(1)ジルカロイ-4の腐食による水素ガス発生量から算出した等価腐食速度(Zr+2H2O
ZrO2+2H2
と仮定)は、大略10-4
10-3
m/yのオーダーであったが、PH12.5の強アルカリ性溶液中では醋イオン(HZrO3-)の生成に起因すると考えられる腐食速度増大の可能性が示唆された。(2)ステンレス鋼(SUS304)の腐食による水素ガス発生量から算出した等価腐食速度(3Fe+4H2OFe3O4+4H2と仮定)は、pH12.5の強アルカリ性溶液中では大略10-410-3m/yのオーダーであったが、pH10の溶液中では、孔食状の局部腐食の発生に起因すると考えられる等価腐食速度の増大が、特に50の試験において明瞭に認められた。(3)今後の検討課題以上の研究結果より今後検討すべき課題としては、超高アルカリ性溶液中での腐食による水素ガス発生挙動評価、還元条件下におけるステンレス鋼の局部腐食挙動評価、長期に渡る水素ガス発生挙動評価試験、材料側因子の影響評価等が挙げられた。
和田 隆太郎*; 西村 務*; 藤原 和雄*; 降矢 喬*; 田邉 誠*
PNC TJ1058 97-002, 430 Pages, 1997/03
TRU廃棄物を構成する金属材料の腐食による水素ガス発生量を定量的に評価するための第1段階として、ハル・エンドピースの構成材料であるジルカロイ及びステンレス鋼の処分環境下における腐食機構や水素ガス発生挙動等について文献調査を行うと共に、これらの試験片について密閉容器を用いて還元条件下で海水系模擬地下水(pH10、12.5)中に浸漬して(30、50)、水素ガス発生量の経時変化を180日間に渡って測定した。併せて、浸漬試験前後の試験溶液や試験片について各種分析を行った。(1)ジルカロイ-4の腐食による水素ガス発生量から算出した等価腐食速度(Zr+2H2OZrO2+2H2と仮定)は、大略10-410-3m/yのオーダーであったが、PH12.5の強アルカリ性溶液中では醋イオン(HZrO3-)の生成に起因すると考えられる腐食速度増大の可能性が示唆された。(2)ステンレス鋼(SUS304)の腐食による水素ガス発生量から算出した等価腐食速度(3Fe+4H2OFe3O4+4H2と仮定)は、pH12.5の強アルカリ性溶液中では大略10-410-3m/yのオーダーであったが、pH10の溶液中では、孔食状の局部腐食の発生に起因すると考えられる等価腐食速度の増大が、特に50の試験において明瞭に認められた。(3)今後の検討課題以上の研究結果より今後検討すべき課題としては、超高アルカリ性溶液中のでの腐食による水素ガス発生挙動評価、還元条件下におけるステンレス鋼の局部腐食挙動評価、長期に渡る水素ガス発生挙動評価試験、材料側因子の影響評価等が挙げられた。
横山 博巨*; 金沢 俊夫*; 福間 忠士*; 為清 好三*; 柳田 甲二*; 降矢 喬*; 河野 弘志*; 伊藤 圭二*; 白倉 貴雄*; 柏原 晋一郎*; et al.
PNC TN8410 87-086VOL2, 944 Pages, 1986/09
PNC-TN8410-87-086VOL2.pdf:32.16MB
None
横山 博巨*; 金沢 俊夫*; 福間 忠士*; 為清 好三*; 柳田 甲二*; 降矢 喬*; 河野 弘志*; 伊藤 圭二*; 白倉 貴雄*; 柏原 晋一郎*; et al.
PNC TN8410 87-086VOL1, 1037 Pages, 1986/09
PNC-TN8410-87-086VOL1.pdf:34.39MB
動燃再処理工場に設置されている既設蒸発缶(ステンレス綱製)を新材料製蒸発缶と交換 設置することを前提として、それに必要な詳細設計を実施した。すでに実施されている新型酸回収蒸発缶基本設計(2)ならびに小型モックアップ試験設備の設計、製作、異材継手・開発の成果を参考にした。蒸発缶の詳細設計、性能計算、耐震設計、板取り設計、異材継手設計、セル内配管設計、蒸発缶撤去、設置工事設計、蒸発缶の点検、保守設計、蒸発缶試運転計画、製作技術仕様書の検討、作業工程検討等を行った。
線照射の影響熊田 政弘; 村岡 進; 柳田 剛*; 降矢 喬*; 泊里 治夫*; 藤原 和雄*
JAERI-M 86-045, 18 Pages, 1986/03
高レベル放射能性廃棄物地層処分の安全性評価研究の一環として廃棄物個化体容器用金属材料として候補に挙げられているSUS304、SUS309Sステンレス鋼の2鋼種について鋭敏化処理した試料を用い、模擬処分環境下での応力腐食割れに及ぼす線照射の影響に関する試験を行った。
線照射にはWASTEFの
Cs線源とJMTRの使用済燃料を用いた。その結果、模擬処分環境とした花崗岩小塊を含む模擬地下水中および湿潤ベントナイト中においてSUS304ステンレス鋼には応力腐食割れ感受性が認められたがSUS309Sステンレス鋼には認められなかった。一方、比較のために行った純水中での応力腐食割れ試験では2鋼種とも応力腐食割れ感受性を示さなかった。なお、本研究は日本原子力研究所と(株)神戸製鋼所とにおいて共同にて実施されたものである。
降矢 喬*; 村岡 進; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; 泊里 治夫*; 藤原 和雄*; 福塚 敏夫*
JAERI-M 82-061, 28 Pages, 1982/07
高レベル放射性廃棄物取扱施設の安全性評価研究の一環として、高レベル廃棄物の中間貯蔵を想定し、キャニスター、オーバーパック及び貯蔵施設用金属材料として有望視されているSUS304、SUS304L、SUS304EL、SUS309S、Incoloy825、Inconel600、Inconel625及びSMA5の8種について応力腐食割れに及ぼす線の影響に関する検討を行った。その結果、水冷貯蔵を想定した条件下では鋭敏化ステンレス鋼は、線照射により応力腐食割れ感受性を示した。これは線照射により環境条件の変化 即ち水の放射線分解によりO等が生成することによるものと考えられる。それ以外の鋼種では、SMA50が全面に錆が発生した以外は異常がなかった。又、非照射下でも鋭敏化ステンレス鋼は、微量Cl
と溶存Oの共存下では粒界応力腐食割れを生じることが確認された。空冷貯蔵を想定した大気中放置下での線照射下では、いずれの材料も応力腐食割れ感受性を示さないことがわかった。
降矢 喬; 村岡 進; 田代 晋吾
JAERI-M 82-007, 31 Pages, 1982/02
使用済み核燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃棄物の処理処分において重要な人工バリヤーであるキャニスターの材料を評価するため、ガラス固化体が製造されてから最終処分されるまでの種々環境に対するキャニスター候補材料の耐食性について各国各研究所で今までに報告されている資料、論文等を調査し、現在、明らかにされている点、改善方法および今後の検討課題をまとめた。ガラス固化体製造時のキャニスター内外面腐食については重大な問題はないと思われる。中間貯蔵および最終処分後のキャニスターの外面腐食については、長期的展望に立っての耐食性試験およびその評価法の確立および放射線の腐食への影響が今後の課題と考えられる。
降矢 喬; 妹尾 宗明; 馬場 恒孝; 加藤 修; 三田村 久吉; 上薗 裕史; 熊田 政弘; 村上 隆; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; et al.
JAERI-M 9378, 13 Pages, 1981/02
使用済み核燃料の再処理により発生する高レベル放射性廃棄物の固化処理法として、世界的にホウケイ酸ガラス固化技術を中心として研究開発か進められている。我国でもこの方向で開発が進められており、現在、海外に委託している使用済み燃料の再処理に伴ない返還される廃棄物固化体への対応が緊急の問題となっている。本報では、この固化体の受け入れに対する安全性の検討の一助とするため、前報に引続き各国で実用化を前提として開発されている組成の20~30%廃棄物含有ガラス固化体の諸物性(外観、密度、熱伝導率、軟化温度、失透温度および浸出率)を求めガラス固化体の廃棄物含有率が諸物性に与える影響を明らかにした。さらに、得られた物性値を用いて、或る想定した冷却システムにおけるガラス固化体の中心温度と軟化温度との関係および浸出率と最大水中許容濃度との関係よりガラス固化体の廃棄物含有率の上限値を推算した。
三田村 久吉; 妹尾 宗明; 石崎 寛治郎*; 田代 晋吾; 加藤 修*; 馬場 恒孝; 木村 英雄; 降矢 喬*; 野村 正之; 荒木 邦夫
JAERI-M 9191, 18 Pages, 1980/11
高レベル廃棄物固化体の衝撃破壊特性を明らかにするため、直径5cmの模擬高レベル廃棄物ホウケイ酸ガラス固化体を用いて、最高9mからの落下衝撃試験を行った。さらに、落下衝撃を受けた試料について、100
C、1hの浸出試験を行い、Cs、Na浸出量と表面積との関係を調べた。この結果、単位衝撃エネルギー当たりの増加表面積として、6.2
10
m/Eg・mという値が得られた。また、浸出については、破壊の小さい領域では、Cs、Na浸出量と表面積の間に比例関係があることが分った。
桐山 雄二; 降矢 喬; 加藤 修; 妹尾 宗明; 馬場 恒孝; 三田村 久吉; 石崎 寛治郎*; 岡本 雅道*; 田代 晋吾; 荒木 邦夫; et al.
JAERI-M 8915, 57 Pages, 1980/06
使用済み核燃料の再処理に伴ない発生する高レベル放射性廃棄物の固化処理法は、世界各国で研究が進められており、先進諸国では実用段階の直前まで到達している。この際の固化形態としては、ホウケイ酸ガラスが最も実現の可能性の高いものと考えられており、少なくとも、ここ10~20年間に再処理された核燃料中の廃棄物がこの形態で固化処理されることは必須であると思われる。我国が、当面取り扱うことになる高レベル廃棄物固化体は、現在、海外に再処理を委託した使用済核燃料に由来した返還廃棄物固化体であり、この固化体の受け入れに対する技術的な検討を行なうため、各国で実用化の目標にしている固化組成のガラス固化体についての物性評価を行なった。