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五十嵐 誉廣; 大谷 恭平; 加藤 千明; 坂入 正敏*; 富樫 侑介*; 馬場 和彦*; 高木 周作*
ISIJ International, 61(4), p.1085 - 1090, 2021/04
被引用回数：1 パーセンタイル：8.06(Metallurgy & Metallurgical Engineering)水溶液中の金属カチオン(Zn
, Mg, Na
)が鉄への水素透過に及ぼす影響を明らかにするために、鉄表面からの水素透過量をレーザーアブレーションを用いた電気化学試験により測定した。また、金属カチオンによる水素透過の基本的なメカニズムを得るために、第一原理計算を使用して金属カチオンの吸着ポテンシャルと鉄表面周辺の電子状態を取得した。実験解析から、溶液中のZnによって鉄表面の陽極反応が抑制されることがわかった。また量子解析から、ZnイオンはNa, Mgイオンよりも鉄表面に強く結合することがわかった。これより、鉄の溶解反応はZn層の形成により抑制され鉄への水素透過の抑制につながることが示唆された。
豊島 弘明*; 平賀 健太*; 大野 真也*; 田中 正俊*; 小澤 健一*; 間瀬 一彦*; 平尾 法恵; 関口 哲弘; 下山 巖; 馬場 祐治
Photon Factory Activity Report 2011, Part B, P. 102, 2012/00
有機分子と半導体表面との界面状態はこれまで構築されてきた無機半導体技術に有機半導体を融合していくうえで重要となる。本研究ではさまざまな分子で前処理を行ったシリコン(Si)基板表面上における
-チオフェンオリゴマー6量体(-6T)の薄膜形成過程をPES、角度分解NEXAFS(X線吸収端微細構造)、及びSDRS, RDS法により調べた。水分子を先に単分子吸着させたSi表面上に-6T分子を吸着させた場合は、角度分解NEXAFS法により-6T分子は基板表面上で分子主軸を直立させて配向することがわかった。また、垂直配向度は吸着厚みに依存した。0.6nmに比べ3nm以上の多分子層において配向性はより顕著であった。さらに、-6T分子の配向性は前処理した分子の種類に依存した。エチレンを曝したSi表面上において、-6T分子の配向はそれほど顕著でないことが見いだされた。前処理により分子配向を制御できる可能性を示す結果である。
飯垣 和彦; 七種 明雄; 澤畑 洋明; 篠崎 正幸; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 橘 幸男; 伊与久 達夫; 川崎 幸三; 馬場 治*
JAEA-Review 2006-010, 90 Pages, 2006/07
JAEA-Review-2006-010.pdf:5.65MB
ガス炉は、原子力の開発初期からの長い歴史を持っており、高温ガス炉(HTGR)は、安全,効率,環境面から受容できかつ経済性から21世紀の工業用熱利用と発電に向けた高温のエネルギーを作り出す最終目標として期待されている。HTGRの革新的な設計には、受動的な安全装置の配置が試みられており、これらの原子炉の安全評価等については、おもに軽水炉用に策定されている現在の安全指針等を直接的にHTGRに適用できないこと等からの特別な配慮が必要となる。本報告では、試験研究炉HTTRでの安全設計
安全評価についての変遷を調査し、軽水炉と異なる高温ガス炉の安全設計安全評価の特徴的な主な事項、これまでのHTTRの運転蓄積をもとに次期高温ガス炉の安全設計安全評価に反映すべく事項をとりまとめたものである。
國富 一彦; 塩沢 周策; 馬場 治
Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.303 - 307, 1996/00
シビアアクシデントフリー炉は、その優れた固有の安全性により、1次冷却材の喪失する減圧事故時にも、燃料温度が許容値を超えることはなく、燃料からの有意の放射能の放出はない。また、格納容器内を不活性な雰囲気にすること、蒸気発生器等の水系を直接に1次系に接続しないことにより、燃料の酸化、水侵入による反応度の添加も起こらない。従来から、HTGRは安全性の優れた原子炉と見なされているが、その安全性は安全評価とPSAにより評価されており、PSAの概念が理解されにくいPAの観点、故障率のデータが軽水炉ほど十分にないため許認可の観点からも、実際には優れた安全性が理解されていない。SFHTRでは、その安全性をPSAにより評価するのではなく、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて事故模擬試験を行い、実際に燃料が破損せず安全であることを示す。このように、SFHTRでは、PSAにより安全性を実証する軽水炉と全く異なる安全論理に基づいて安全性を実証する。
馬場 治; 國富 一彦; 川路 さとし; 田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実
Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 2, p.281 - 287, 1996/00
大洗研究所では、1997年の初臨界を目指してHTTRの建設が進められている。HTTRの原子炉圧力容器、中間熱交換器等の主要機器は、既に現地に搬入され、1996年には単体機器試験、1997年前半には機能試験が予定されている。HTTRは、原子炉出口冷却材温度が、850
Cと950Cの2種類と中間熱交換器の運転・休止の組み合わせによる計4種類の出力運転モードと高温ガス炉特有の固有の安全性を実証するための試験運転モードを有している。計測制御系及び安全保護系は、これらのすべての運転モードにおいて安全で安定な運転が可能で、万一の異常時には安全に炉停止が可能なよう設計されている。HTTRの冷却系、計測制御系、安全保護系の設計と、建設の現状について述べる。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.
JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09
現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850C、高温試験運転時950Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。
竹田 武司; 國富 一彦; 馬場 治
Proc. 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1; NURETH6, 0, p.1483 - 1488, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒スタンドパイプの内部には、クラッチ及びモータ機構等により構成される制御棒駆動装置(CRDM)が収納されている。CRDMの温度が180Cを超える場合には、クラッチの絶縁材の耐熱性が損なわれ、CRDMが正常に機能しないことが考えられる。そのため、制御棒スタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布と温度分布を解析及び試験により求めた。空気流の3次元熱流動解析は、熱流体解析コードSTREAMを用いて行った。試験では、スタンドパイプ廻りの空気流を表面タフト法により可視化した。解析と試験により得たスタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布は良く一致した。解析の結果、何れの制御棒スタンドパイプにおいてもCRDMの温度は、その制限温度である180Cを満足することを確認できた。
國富 一彦; 篠崎 正幸; 深谷 好夫; 大久保 実; 馬場 治; 丸山 茂樹*; 大谷 章仁*
JAERI-M 92-147, 77 Pages, 1992/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器は、10MWの熱交換能力を有するたて置きヘリカルコイル型の熱交換器であり、平成6年完成を目指して、現在、製作を進めている。最大900Cを超える状況で使用される伝熱管の強度評価のために、原子炉の運転中に発生すると考えられるすべての運転状態の応力及び非弾性ひずみ等を解析により求めた。本報は、伝熱管の強度評価の手法、クリープ解析の手法及び評価結果を示したものである。解析により、伝熱管に発生する非弾性ひずみ及びクリープ疲れ損傷は、原子炉出口温度850C又は950Cの運転の第1~2サイクルで大幅に増加し、その後の増加は僅かであり、HTTRの寿命20年の間、許容値を超えないことが分かった。また、1次応力も全ての運転状態で許容値を満足した。
元木 保男; 羽田 一彦; 西口 磯春*; 馬場 治
JAERI-M 91-056, 44 Pages, 1991/03
高温工学試験研究炉の第1種機器のボルト等と炉心支持構造物のボルト等及び拘束バンドの高温構造設計に適用するために構造の規格を作成した。この構造の規格は通商産業省告示第501号、ASME B&PV Code Sec.III Div.1,ASME B&PV Code Case N-47,N-253-4及び「高速原型炉第1種機器の高温構造設計方針」を参考にしている。本報告書においては、使用材料の材料特性を検討するとともに、構造の規格を作成するに当たっての基本的な考え方を明らかにしている。規格の作成に当たり、使用条件の特徴である以下の項目を考慮している。・使用材料はボルト鋼のJIS SNB16とオーステナイト系ステンレス鋼のJIS SUS316である。・高温工学試験研究炉におけるヘリウム環境及び中性子照射効果は、これ等の材料強度にほとんど影響を与えない。・ボルト等及び拘束バンドは、通常運転時には非クリープ温度域で使用される。
羽田 一彦; 大久保 実; 馬場 治
Nucl. Eng. Des., 132, p.13 - 21, 1991/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.91(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉第1種機器の高温配管及び中間熱交換器は、約900Cという高温で使用される。このような高温では、耐熱金属材料の機械的強度は低く、一方、構造部材の熱膨張は大きい。それ故、これらの超高温機器に作用する機械荷重及び熱荷重を低減することが是非とも必要であり、そのためには斬新な設計法が必要となる。HTTRでは、圧力荷重及び熱荷重を低減する方法として、耐圧耐熱機能を分離する二重管(あるいは二重胴)構造及び自由熱膨張を許す支持構造を採用し、更に、1次冷却材と2次ヘリウムの圧力をほぼ等しくしている。原研では、これらの設計法がHTTRに適用できることを実証するため、多くの設計・開発研究を実施してきた。本論文は、上記の設計法並びにそれらの実証性について詳細に述べたものである。
羽田 一彦; 元木 保男; 馬場 治
JAERI-M 90-148, 231 Pages, 1990/09
本報告書は、「高温工学試験研究炉第1種機器の高温構造設計方針」で用いている設計応力強さ等の材料強度基準等の作成方法を定め、この方法に基づいて、「高温工学試験研究炉高温構造設計方針材料強度基準等」を作成したものである。材料強度基準等を定めている材料は、21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材、ハステロイXR並びにオーステナイト系ステンレス鋼のSUS321TB及びSUS316である。21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材及びオーステナイト系ステンレス鋼については、高速原型炉「もんじゅ」用に定めた「高速原型炉高温構造設計方針材料強度基準等」を準用した。ハステロイXRについては、材料特性を十分に検討して新たに作成方法を定めた。特に検討した項目は、引張特性に関しては、高温で生ずる動的再結晶に対する基本的な対策、クリープ特性はクリープ式の作成方法等である。
大久保 実; 羽田 一彦; 馬場 治
High Temperature Metallic Materials for Gas-Cooled Reactors, p.42 - 49, 1989/00
本報では、高温ガス炉の中間熱交換器の構造健全性評価結果を紹介し、高温構造部材であるハステロイXRの材料データを取得する上での要求条件を明らかにした。まず、低差圧設計及び自由熱膨張設計とすることにより中間熱交換器での発生応力を低減していることを示している。ついで、ハステロイXRのような耐熱合金であっても約900C以上の超高温では強度が低下し、このために、伝熱や高温ヘッダ等の高温構造物の寿命は、温度勾配等による局所的な熱応力や差圧と自重による1次応力によって生ずる累積クリープ損傷やクリープひずみにより定まることを具体的な構造健全性評価結果から示した。
