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under pressure中村 充孝; 小池 良浩; 目時 直人; 加倉井 和久; 芳賀 芳範; Lander, G. H.; 青木 大*; 大貫 惇睦
Journal of Physics and Chemistry of Solids, 63(6-8), p.1193 - 1196, 2002/06
被引用回数：15 パーセンタイル：59.47(Chemistry, Multidisciplinary)5f電子系が有する特異な性質により、ウラン化合物では今までに見られないような多彩な物理が現象として現れる。本研究では、UGaの高圧下中性子回折実験を行った結果、新たな知見が得られたので発表,説明した。具体的には、反強磁性転移温度(ネール温度)が加圧により減少することを見いだした。この事実はUGaの遍歴磁性を裏付けるものである。また、加圧によってドメイン構造の再配列が誘起されることを見いだした。この実験事実から、これまで未解決の問題であったUGaの磁気モーメントの方向について定量的な評価を行い、重要な知見を得ることに成功した。
小池 通崇; Colema, C. E.*; Causey, A. R.*; Ells, C. E.*; Hosbon, R. R.*
Zirconium in the Nuclear Industry; 11th International Symposium (ASTM STP 1295), p.469 - 491, 1998/00
1988年2月
1989年3月にかけて、カナダAECLとPNCが共同研究した成果及びATR圧力管の評価を発表するもので、カナダNPD炉で約20年間使用した熱処理Zr-2.5Nb圧力管(ATR用と同等)の照射後試験結果とその評価に関するものである。冷間加工Zr-2.5Nb圧力管(CANDU炉用)に較べ、軸方向照射クリープ量は非常に小さく、周方向の照射クリープ量は同等であった。また、引張特性、水素吸収量、水素遅れ割れしきい値、水素遅れ割れき裂進展速度及び疲労き裂進展速度も冷間加工材と同等であった。破壊靱性値は冷間加工材よりも若干大きかった。これらの結果は「ふげん」で照射した圧力管材に関する引張特性、水素吸収量及び疲労き裂進展速度等の測定結果とも同等であった。以上の結果、HT材とCW材の照射による特性の差異が明確にされるとともに、ATRの圧力管設計において想定している材料特性の妥当性を確認することが出来た。
望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明
Nuclear Engineering and Design, 144(2), p.293 - 303, 1993/10
被引用回数：12 パーセンタイル：74.46(Nuclear Science & Technology)軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70
Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。
小池 通崇; 秋山 隆; 永松 健次; 柴原 格
10th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, 0 Pages, 1993/00
ふげん発電所の圧力管は内部に燃料集合体を収納しているので,高い中性子照射を受ける。従って,照射下での材料特性を確認することは,圧力管の健全性を評価する上で重要である。このため,圧力管監視試験片を運転初期より「ふげん」の特殊燃料集合体内部に組み込んで,圧力管材料の照射を行っている。そして,定期的に監視試験片を取り出して引張試験,曲げ試験,バ-スト試験,腐食試験,水素分析及び金相試験等の照射後試験を実施している。引張強さ及び降伏応力は照射によって増加し,伸びは若干減少する。破壊靱性値は照射によって初期低下するがその後一定となる。腐食量及び水素吸収量は設計値よりも十分小さく,水素脆化の小さいことがわかった(吸収1ppm/年)。諸特性の照射による変化については考察を加える。
小池 通崇; 小野瀬 庄二; 永松 健次; 川尻 道夫*
JSME International Journal, Series B, 36, p.464 - 470, 1993/00
新型転換炉(ATR)は、圧力管型重水炉で、圧力管にH.T.Zr-2.5wt%Nb合金を用いている。一般に、ジルコニウム合金は、運転に伴って炉水から水素を吸収して劣化していく。カナダの重水炉ではC.W.Zry-2圧力管の重水素吸収は大きいが、C.W.Zr-2.5wt%Nb圧力管のそれは小さいと報告されている。これらのデ-タと、ATR原型炉ふげん発電所の圧力管監視試験片のデ-タを用いるとH.T.Zr-2.5wt%Nb圧力管の水素吸収は小さく、30年後に約44ppmの水素濃度にしかならない。これは、280Cでの水素固溶量より小さいので、圧力管の劣化は小さいと考えられる。また、水素吸収に関する因子を挙げ、その考察を行った。
望月 弘保; 小池 通崇; 堺 公明
International Conference on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants (ANP '92), 0 Pages, 1992/00
軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。
菅原 正幸; 小鷹 幸三; 小池 通崇; 菊池 晧; 永島 順次*
動燃技報, (79), p.58 - 63, 1991/09
新型転換炉(ATR)実証炉燃料集合体につき燃料要素被覆管表面に生ずるフレッティングきずに対する健全性を確認するための耐久試験を行った。試験は模擬燃料集合体を用い、実証炉炉心を模擬した流動条件、水質条件のもので12,000時間行った。そしてあらかじめ設定した時間ごとにフレッティング腐食深さ及びスペーサリング素子保持力を測定した。その結果、実証炉燃料集合体はフレッティング腐食特性からみて健全性を確保できる見通しが得られた。
小池 通崇
NEA/CSNI-CANADA Speacialist Meeting on Leak-Befre, 1 Pages, 1989/00
要旨は外部発表許可願の写しが技術管理室に残っていない為、入力不能。
小池 通崇; 揖場 敏; 高橋 隆雄
1991 JAIF International Conference on Water Chmist, ,
1989年の第8回定検時に、「ふげん」一次系の化学除染が、日本の稼動中の動力炉として初めて実施された。その結果、6.6人・Svという大きな被ばく低減に成功した。この系統化学除染を行うために、先立って、除染剤KD203が「ふげん」の構成材料に悪影響を与えないことを確認する材料健全性試験を行ってきた。それは、全面腐食、SSC(応力腐食割れ)、水素脆化及び圧力管ロールドジョイント部に関してのものである。ステンレス鋼に関しては、除染剤ありなしでの低減歪速度引張試験(SSRT)及び単軸定荷重引張試験(UCL)を行い、KD203がSSC感受性を増加させないことを確認した。また、圧力管材については、ロールドジョイント部の耐久試験及びSSRTを行い、KD203が悪影響を与えないことを確認した。更に、ステンレス鋼のSCC定量式を作成したので、提案する。
小池 通崇; 小野瀬 庄二
The 1st JSME-ASME Joint International Conference, ,
新型転換炉「ふげん」では、高温強度を有するH.T.Zr-2.5wt%Nb圧力管が使用されている。一般に、ジルコニウム合金は、原子炉の運転に伴って炉水から水素を吸収して脆化していくと考えられている。カナダのCANDU炉においては、C.W.Zry-2圧力管は重水素吸収が大きいが、C.W.Zry-2.5wt%Nb圧力管の重水素吸収は非常に少ないと報告されている。これらの結果及び「ふげん」の監視試験片のデータを考慮すると、H.T.Zr.-2.5wt%Nb圧力管の水素吸収は非常に少なく、約43ppm/30年と見積られる。この値は、280
での水素固溶限値より、低く、運転温度での圧力管の脆化はほとんどないと考えられる。更に、ここでは圧力管の水素吸収に関係する因子を挙げ、それらを考察し、定性式を作成しそれを提案する。
