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論文

Irradiation test plan of oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor

角田 淳弥; 柴田 大受; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/10

黒鉛は、黒鉛減速・ヘリウム冷却炉である高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物として使用される。HTGRの空気侵入事故時には、TRISO被覆燃料粒子の表面にSiO2が形成され、SiCの酸化は進行せず、核分裂生成物は燃料粒子内に保持される。近年提案された安全性の新しい概念を導入した本質的安全高温ガス炉の安全性を究極に高めるため、耐酸化燃料を炉内黒鉛構造物使用に使用することで、TRISO被覆燃料粒子及び燃料コンパクトの破損を防ぐことが期待される。黒鉛の表面にSiCを被覆した黒鉛は、耐酸化黒鉛の候補材の一つであり、原子力機構と黒鉛製造メーカ4社は、耐酸化黒鉛開発の共同研究を立ち上げた。また、国際科学技術センターパートナープロジェクトの下、原子力機構とカザフスタン核物理研究所は、耐酸化黒鉛に及ぼす照射の影響の研究を開始した。照射試験に使用する黒鉛を選定するため、耐酸化黒鉛の予備酸化試験を実施した。本報告は、耐酸化黒鉛の予備酸化試験の結果、照射目試験計画、照射試験及び照射後試験計画について述べる。

論文

Clustering phenomena in nuclear matter below the saturation density

竹本 宏輝*; 福島 昌宏; 千葉 敏; 堀内 昶*; 赤石 義紀*; 東崎 昭弘*

Physical Review C, 69(3), p.035802_1 - 035802_9, 2004/03

 被引用回数:27 パーセンタイル:17.56(Physics, Nuclear)

ブロッホ関数の方法を用いて飽和密度以下の核物質の密度揺らぎについて研究した。この手法は、低密度で孤立したクラスターが存在する状態と、高密度の一様物質までを統一した記述が可能であることに特徴がある。この特徴を生かして対称核物質の$$alpha$$及び$$^{16}$$Oクラスターによる密度揺らぎと、非対称核物質における$$^{10}$$Heクラスターによる密度揺らぎを考察した。これらのクラスターによる密度揺らぎが飽和密度の1/5$$sim$$2/5程度の密度以下で現れることを見いだした。

口頭

高速炉用水素化物の照射後試験結果,2; 重量測定,X線回折

原田 晃男; 畠山 祐一; 本田 順一; 松井 寛樹; 黒崎 健*; 小無 健司*

no journal, , 

「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する研究開発」の一環として、高速実験炉「常陽」で照射された水素化物に関し、原子力科学研究所燃料試験施設に受け入れ、照射後試験を実施した。本報告では、当施設で実施した照射後試験の概要,重量測定,X線回折結果を報告する。

口頭

高速炉用水素化物の照射後試験結果,3; 熱拡散率測定

松井 寛樹; 豊川 琢也; 本田 順一; 原田 晃男; 黒崎 健*; 小無 健司*

no journal, , 

「水素化物中性子吸収材を用いた革新的高速炉炉心に関する研究開発」の一環として、高速実験炉「常陽」で照射された水素化物に関し、原子力科学研究所燃料試験施設に受け入れ、照射後試験を実施した。本報告では、当施設で実施した熱拡散率測定結果を報告する。

口頭

Evaluation of material properties of IG-110 and IG-430 from their microstructure

角田 淳弥; 柴田 大受; 大崎 弘貴*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*

no journal, , 

黒鉛は、減速材に黒鉛、冷却材にヘリウムガスを用いた高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物として使用される。HTGRは高温のヘリウムガスを取り出すことが可能であり、固有の安全性を有する魅力的な原子炉である。その中で、超高温ガス炉(VHTR)は、第4世代原子炉の中でも有望な原子炉である。IG-110黒鉛は、高強度で耐酸性を有する黒鉛であり、原子力機構の高温工学試験研究炉(HTTR)や中国の高温ガス炉HTR-PMで使用され、VHTRで使用される黒鉛の有力な候補の一つである。IG-430黒鉛は、IG-110よりもさらに高強度で耐酸化性を有する黒鉛であり、先進型VHTR用黒鉛である。本研究では、これらの黒鉛の弾性係数及び熱膨張係数を測定し、圧縮強度と微細構造の関係を評価した。また、材料特性に与える密度の緻密化の影響をX線CTによる測定した黒鉛内部の微細構造をもとに評価した。

口頭

高温ガス炉開発に関するカザフスタンとの協力研究,3; 高温ガス炉用耐酸化黒鉛材料の開発に関する協力

柴田 大受; 角田 淳弥; 永田 寛; 斎藤 隆; 土谷 邦彦; 坂場 成昭; 大崎 弘貴*; 加藤 秀樹*; 藤塚 公仁弘*; 武藤 剛範*; et al.

no journal, , 

高温ガス炉(HTGR)における空気侵入事故では、被覆粒子燃料の機械的な損傷を避けるため、酸化に対して炉内の黒鉛構造物の形状を維持することが重要である。高温ガス炉のさらなる安全性向上のためには、SiCで表面を被覆した耐酸化黒鉛の開発が重要であり、日本の主要な黒鉛メーカ4社と共同で、耐酸化黒鉛の開発を進めている。日本の技術である耐酸化黒鉛について早期に高温・中性子照射環境下での成立性を明らかにするため、HTGR開発に大きな興味を持っているカザフスタンと協力し、高温での照射試験が可能な核物理研究所(INP)のWWR-K炉を用いた照射試験計画を進めている。照射温度は1200$$^{circ}$$Cを目標とし、照射試験は2014年4月から開始する予定である。カザフスタンでは、将来にHTGRを建設する場合に、本研究で得られた知見を設計に反映することが可能となる。

口頭

ボロン添加黒鉛材の酸化特性評価

大崎 弘貴*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志*

no journal, , 

耐酸化性能を有する黒鉛として、黒鉛にボロンを添加した材料(GB材)が候補の一つとして挙げられる。これまで、GB材の耐酸化特性について、酸化時に三酸化二ホウ素(B$$_{2}$$O$$_{3}$$)膜が生成することで酸化の進行を抑制することが報告されているが、GB材を高温ガス炉の炉心支持黒鉛構造物へ適用するためには、高温ガス炉の使用条件において酸化したGB材の機械・熱的特性を調べる必要がある。本研究では、酸化したGB材の曲げ強度を調べるため、東洋炭素製GB材(GB-210)を用いて実施した酸化試験、曲げ試験及び表面観察の結果を報告する。

口頭

Characterization of oxidation behaviour of boron-doped graphite

角田 淳弥; 大崎 弘貴*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 小西 隆志*

no journal, , 

黒鉛材料は、黒鉛減速ヘリウムガス冷却高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物使用される。高温ガス炉は、高温のヘリウムガスを取り出すことが可能で、固有の安全性を有する魅力的な原子炉である。高温ガス炉の炉心を支える炉心支持黒鉛構造物は、高温ガス炉で最も苛酷事象である空気(水)侵入事故において、高い安全性を確保する観点から、炉心の形状を維持し、炉心の冷却を可能にするため、耐酸化性が要求される。そのため、耐酸化性能に優れた黒鉛を開発することにより、高温ガス炉の安全性をさらに高めることが可能になる。ボロン添加黒鉛は、耐酸化性を向上させた黒鉛の候補材料であり、これまで酸化時にB$$_{4}$$CからB$$_{2}$$O$$_{3}$$に変化し、酸化の進行を防ぐことが報告されているが、ボロン添加黒鉛を炉心支持黒鉛構造物に使用するためには、その酸化メカニズムを理解する必要がある。本研究では、ボロン添加黒鉛(GB-210)について、酸化試験, 曲げ強度及び表面観察の結果から、酸化のメカニズムを定性的に評価した結果を報告する。

口頭

Evaluation of material properties of IG-430 graphite for next generation high temperature gas-cooled reactor

國本 英治*; 角田 淳弥; 大崎 貴士*; 大崎 弘貴*; 山地 雅俊*; 小西 隆志*

no journal, , 

黒鉛材料は黒鉛減速ヘリウムガス冷却炉である高温ガス炉(HTGR)の内部構造材として使用されている。高温ガス炉は、高温のヘリウムガスを取り出すことができ、また固有の安全特性を有することが大きな特徴である。そして、超高温ガス炉(VHTR)はGeneration-IV核原子炉システムとして最も有力な候補の一つである。IG-110黒鉛は、高強度で耐酸化特性に優れていることから、原子力機構のHTTR、中国のHTR-10で使用されている。さらに、IG-110黒鉛は高い品質安定性と長期にわたる安定的な供給が可能なことからもVHTRの内部構造材の主要な候補とされている。黒鉛構造部材の安全性を高めるためには、より高強度で耐酸化特性に優れた黒鉛が要求される。IG-430はIG-110よりも高強度で耐酸化特性に優れているため、次期候補材料と考えている。しかし、新材料であるIG-430は、原子炉設計に用いられる十分なデータベースが整っていない。そこで、設計に必要な機械的強度特性、熱特性、照射特性についてデータベースの整備を行っている。本研究では、IG-430の引張強度、圧縮強度及び疲労強度について統計的に評価を行い、高温ガス炉用黒鉛としての適性を検討した。さらに、IG-430の引張強度に対して、基準強度(Su値)を設定し、IG-430とIG-110のSu値と比較・検討することで、IG-430の優れた物理特性を明らかにした。

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