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報告書

高出力ミリ波セラミック焼結法による制御棒材の改良と長寿命化(共同研究報告書)

出原 敏孝*; 光藤 誠太郎*; 星月 久昇*; 小川 勇*; 柴原 格; 西 裕士; 北野 彰洋; 石橋 淳一

JNC TY4400 2003-005, 106 Pages, 2003/03

JNC-TY4400-2003-005.pdf:9.48MB

原子炉の制御棒材を形成するB4Cペレットは、高温・中性子照射等過酷な条件下におかれるため、照射損傷・変形が生じ、これが制御棒寿命の制限因子になっている。この点はシュラウド管を用いずに長寿命化が達成できれば構造が簡素化されて有益である。本研究では、ホットプレス法により成形された従来型のB4Cペレットを高出力ミリ波加熱により再焼結し、機能の向上をはかると共に、粉末B4C成形の体高出力ミリ波加熱による焼結の研究を行った。再焼結されたB4Cペレットのナノインデンテーション試験の結果、塑性値の上昇が確認された。アルミナのスクラッチ試験でも同様な結果が出ていることから、粉末の状態からB4Cを焼結することによって、さらに大きな塑性値の上昇が来たいできる結果が得られた。また、原子炉内のB4C劣化の一因と考えられる熱応力歪みの状態を調べるため、高出力ミリ波によるB4Cペレットの内部加熱を利用した、熱応力によるB4C破壊プロセスの研究を行った。1000$$^{circ}C$$程度の温度差をペレットに与えることにより、ペレット表面に亀裂及び割れを確認した。

報告書

「もんじゅ」長寿命制御棒開発に関する基礎試験; ポーラスプラグのナトリウム中特性評価

吉田 英一; 桜井 方*; 柴原 格

JNC TN9400 2003-050, 77 Pages, 2003/03

JNC-TN9400-2003-050.pdf:5.93MB

「もんじゅ」長寿命制御棒開発における概念候補のナトリウムボンド・ダブルポーラスプラグ型制御要素では、ポーラスプラグのナトリウム透過性および保持差圧特性が、ボンド役割を成すナトリウムの充填性や制御要素内ガスプレナム長さを決定する重要な因子となる。本研究では、高温ナトリウム中におけるポーラスプラグの基礎的な特性を実験的に明らかにするとともに、これらの特性評価式の策定を行い、その記述性を検討した。実験は、公称気孔径70$$mu$$m$$sim$$400$$mu$$mのSUS316製ポーラスプラグを用い、実機の制御要素ピンで使用される温度190$$^{circ}C$$$$sim$$650$$^{circ}C$$において、制御棒装荷時のナトリウム透過圧および定常運転時のHeガスの保持差圧(ガスバブリング後の平衡圧)を測定し、評価の上で必要となる基礎データを取得した。

論文

24GHZジャイロトロンによるB$$_{4}$$Cセラミックスの焼結

星月 久昇*; 黒田 勉*; 光藤 誠太郎*; 出原 敏孝*; Glyavin, M.*; 北野 彰洋; 石橋 淳一; 西 裕士; 柴原 格

遠赤外領域開発研究, 4, p.179 - 185, 2003/00

マイクロ波を用いたセラミックス焼結は、従来の抵抗炉等のように外部加熱による焼結法と比較し大きな利点があることから画期的な技術として注目されている。原子炉にて制御棒の中性子吸収材として使用されているB$$_{4}$$Cの焼結試験を実施し、理論密度比74%の焼結体の製作に成功した。

論文

Millimeter wave sintering of B$$_{4}$$C by using a compact gyrotron system

星月 久昇*; 光藤 誠太郎*; Glyavin, M.*; Eremeev, A.*; 本田 知己*; 岩井 善郎*; 北野 彰洋; 石橋 淳一; 西 裕士; 柴原 格; et al.

Proceedings of 28th International Conference on Infrared and Millimeter Waves (IRMMW 2003), P. 1005, 2003/00

ミリ波焼結の技術を用いて焼結し、B$$_{4}$$Cペレットの高密度化・高強度化を達成することにより、制御棒の長寿命化を図っている。現在、2000$$^{circ}C$$を超える焼結が可能となり、高密度な焼結体を目指している。今回はその焼結についての経過を報告する。

論文

Feasibility Study on Application of Ductless Fuel Assembly to FBR

柴原 格; 柴原 格

Proceedings of 4th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-4), P. 219, 1996/00

None

論文

Effects of neutron irradiation on creep properties of FBR grade 316 stainless steel

青砥 紀身; 阿部 康弘; 柴原 格; 和田 雄作

IAEA-TECDOC-817, p.27 - 37, 1995/00

平成5年12月1$$sim$$3日仏国CEAサクレー研究所で行われたIAEA-IWGFR専門家会議で発表した内容に関して、予稿集発行に伴い寄稿する。高速炉の主要構造材料として開発された高速炉構造用316(316FR)のクリープ特性に及ぼす照射効果についての報告。「常陽」やJMTRでの照射後クリープ試験を実施した結果同鋼は従来の主要構造材であるSUS304と比べて強度の低下は約1/2、延性の低下はほとんどないという優れた特性を示した。これは、従来鋼や欧州開発材と異なり、中性子照射による核変換によって生成されるHeの影響を受けにくいことを示している。その原因を微視的組織観察から考慮した結果を中心に報告する。

論文

照射相関に立脚した圧力容器鋼の照射脆化機構研究の現状

石野 栞*; 関村 直人*; 鈴木 雅秀; 浅野 恭一*; 永川 城正*; 柴原 格*

日本原子力学会誌, 36(5), p.396 - 404, 1994/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.18(Nuclear Science & Technology)

原子力機器の高信頼性、長寿命化への要求がさらに高まるのに伴い、照射環境における材料挙動を機構論的理解の上に立って評価することに関心が持たれるようになっている。異なった照射条件下の材料挙動を関連づけていく場合のスケーリング則を「照射相関」と呼ぶが、圧力容器鋼の照射脆化予測も機構の理解の上に立ち、照射相関の考えに基づいて行うことが精度の向上につながると考えられる。ここでは、照射脆化機構研究についての現状を解説する。

論文

高速炉炉心材料用改良オーステナイト鋼の開発

鹿倉 栄; 鵜飼 重治; 佐藤 義則; 原田 誠; 小山 真一; 伊藤 卓志; 野村 茂雄; 柴原 格

日本原子力学会誌, 36(5), p.441 - 455, 1994/00

我が国における高速炉用炉心材料の開発は動燃事業団において、鉄鋼メーカ等の協力の基に、「常陽」に使用する燃料集合体の部材開発から開始し、「もんじゅ」用に本格的な開発を行い、現在実証炉用の最適化が行われている段階である。また高性能炉心材料の開発・評価の現状について解説する。

論文

Irradiation Performance of modified 316 Stainless Steel for Monju Fuel

柴原 格; 鵜飼 重治; 小野瀬 庄二; 鹿倉 栄

Journal of Nuclear Materials, 204(2), p.131 - 140, 1993/09

 被引用回数:39 パーセンタイル:94.74(Materials Science, Multidisciplinary)

もんじゅ燃料集合体に用いる改良オーステナイト鋼(PNC316)の照射挙動を評価した。185dpaに至る中性子重照射によってスエリングおよび照射クリープ挙動が明らかとなり,また,FFTFでの燃料集合体照射によって,もんじゅの燃焼度を越える条件での健全性を確認した。PNC316の優れた照射特性は,P,B,Ti,Nb微量添加物の制御によって,照射中に発達する微細析出物がボイドの発達を抑制し,また,高温での転位組織の安定性を増大することによる,スエリングと照射クリープの間には,相互依存関係が認められ,照射クリープひずみをスエリング同様抑制されている。

論文

Evaluation of irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) of type 316 stainless steel irradiated in FBR

塚田 隆; 實川 資朗; 芝 清之; 佐藤 義則*; 柴原 格*; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 207, p.159 - 168, 1993/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.97(Materials Science, Multidisciplinary)

高速実験炉「常陽」の燃料集合体として照射されたラッパー管材の水中応力腐食割れ挙動を調べるため、水中低歪速度引張試験(SSRT)及び電気化学的再活性化(EPR)試験を行った。試料は、温度425$$^{circ}$$Cで8.3$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$(40dpa)まで照射された。SSRTによる結果では、200$$^{circ}$$C、300$$^{circ}$$Cの水中において破断面の一部に粒界割れが見られたが、60$$^{circ}$$C水中及び300$$^{circ}$$C大気中では延性破面となった。従って高温水中では粒界型応力腐食割れが生じたと考えられる。この材料は溶体化状態で使用に供されたものであるため、この割れ現象は照射誘起応力腐食割れ(IASCC)である。EPR試験では、再活性化挙動及び試験後の表面に選択的腐食が観察され、これらは照射により材料に誘起されたCr欠乏(照射誘起偏析)が原因であると考えられる。これらの現象について中性子スペクトル等の観点から検討を行った。

論文

Evaluation of driver fuel performance in the Joyo Mk-II core

浅賀 健男; 桂川 正巳; 岩永 繁; 野村 茂雄; 柴原 格; 鹿倉 栄

Journal of Nuclear Materials, 204, p.102 - 108, 1993/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:45.58(Materials Science, Multidisciplinary)

「常陽」MK-II炉心で認可燃焼度まで照射された燃料を含む炉心燃料集合体の照射後試験を実施し,これらに基づいた燃料集合体,燃料要素の照射性能,設計に対する裕度評価を実施した。燃料集合体の挙動評価では,ラッパ管変形(ふくれ,曲り)やラッパ管と燃料要素束間の相互作用は緩やかなものであり,寿命制限因子とはなっていないことを示すとともに,スエリングとクリ-プによる変形の分離評価等,ラッパ管照射挙動に関する基本的照射特性デ-タを把握した。また燃料要素挙動については設計と関係の深いFCCI挙動,FPガス放出挙動,ピン外径変化挙動に着目した評価から,燃料要素の挙動は設計基準を下回っており,寿命に対して十分な裕度を有していることを示した。以上の評価からMK-V炉心燃料の認可燃焼度までの健全性を確認するとともに,認可燃焼度を現状から伸長する可能性が十分あることを明らかにした。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の電気化学的腐食挙動

芝 清之; 塚田 隆; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 野沢 幸男; 高橋 五志生; 糸永 文雄; et al.

JAERI-M 92-166, 27 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-166.pdf:2.35MB

平成3年度に原研及び動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、東海研ホットラボにおいて実施した電気化学的腐食試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れの研究を行っている。照射腐食割れの発生機構を研究するには、照射材の応力腐食割れ試験とともに耐食性に対する照射の影響について調べることが必要である。本研究では、高速実験炉「常陽」において7$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$まで照射された燃料集合体ラッパー管材を試料として、遠隔操作型電気化学測定装置により、電気化学的再活性化(EPR)試験及び過不働態電位域において定電位電解試験を実施した。これらの試験の結果として、原子炉中性子照射に起因すると考えられる耐食性の劣化が検知された。

報告書

高速炉照射したステンレス鋼の照射腐食割れ挙動,1

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 薄井 洸; 近江 正男; 後藤 一郎; 加藤 佳明; 中川 哲也; 川又 一夫; 田山 義伸; et al.

JAERI-M 92-165, 41 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-165.pdf:4.99MB

原研及び動燃による共同研究「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、高速炉「常陽」で使用済みのラッパー管を供試材として行った、水中応力腐食割れ性評価試験の結果について報告する。原研では平成元年度より炉心構造材料の照射腐食割れ研究を行っており、一方動燃では燃料集合体の照射後水中裸貯蔵に関連して水環境下での照射後ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性評価が課題となっている。本研究では、照射量8$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$(=約40dpa)のラッパー管より試験片を製作し、溶存酸素32ppmの純水中で60$$^{circ}$$C、200$$^{circ}$$C、300$$^{circ}$$Cにおいて低歪速度引張試験を実施した。その結果、60$$^{circ}$$Cでは完全な延性破断を確認したが、300$$^{circ}$$Cの水中では破断面の一部に粒界破面が観察された。これらの結果から、高速炉照射したステンレス鋼は、常温においてはSCC感受性を示さないが、高温水中においてはSCC感受性を持つようになると考えられる。

報告書

「ふげん」第2回圧力管監視試験の健全性評価

小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格

PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10

PNC-TN9410-92-321.pdf:0.67MB

「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.6$$times$$1021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。

論文

Evaluation of irradiation assited stress corrosion cracking (IASCC) of type 316 stainless steel irradiated in FBR

佐藤 義則; 柴原 格; 中島 甫*; 実川 資郎*

Journal of Nuclear Materials, 0 Pages, 1992/00

高速実験炉「常陽」で使用されたラッパ管から採取した20%冷間加工SUS316鋼について照射誘起応力腐食割れ感受性及び照射誘起偏析挙動を評価するため空気中及び溶存酵素を含む純水中での低ひずみ速度引張(SSRT)試験及び電気化学的再活性化(EPR)試験を実施した。照射温度は425$$^{circ}C$$,中性子照射量は8.3$$times$$E(+26)n/m2(B$$>$$0.1MeV)(40dpaに相当)であった。SSRT試験では,200$$^{circ}C$$及び300$$^{circ}C$$の水中試験において粒界割れが認められたが,60$$^{circ}C$$の水中試験及び300$$^{circ}C$$の空気中試験においては粒界割れは認められなかった。このことから照射によって水中の応力腐食割れ感受性が促進されることが分かった。EPR試験によって結晶粒内腐食に加えて結晶粒界腐食も観察された。これは照射によるCrの欠乏が粒界や粒内の欠陥集合体位置で生じることを示す

論文

高速炉照射したステンレス鋼の水中応力腐食割れ性評価試験,1; 原研/動燃共同研究中間報告書

塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 佐藤 義則*; 柴原 格*

PNC-TN9410 92-295, 67 Pages, 1992/00

平成3年度に原研・動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、照射済みラッパー管材料を供試材とする水環境下の応力腐食割れ性評価試験に関しては、平成4年8月までに大洗研ホットラボにおいて水中応力腐食割れ試験を、また東海研ホットラボにおいて電気化学的腐食試験を実施した。本報はその中間報告書である。本共同研究では、高速実験炉「常陽」で使用された燃料集合体から採取したラッパー管材料(照射量8$$times$$10$$^{22}$$n/cm$$^{2}$$、照射温度約400$$^{circ}$$C)を試料とし、溶存酸素32ppmの純水中で60$$^{circ}$$C、200$$^{circ}$$C、300$$^{circ}$$Cにおいて低歪速度引張(SCRT)試験を実施した。その結果、60$$^{circ}$$Cでは完全延性破断となるが300$$^{circ}$$Cでは粒界型応力腐食割れ感受性を持つようになることを見出した。また、同じ材料について遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的腐食試験(EPR試験及び定電位電解試験)を実施し照射によると考えられる耐食性の変化を検出した。

報告書

B$$_{4}$$C中性子吸収材の照射挙動; 「常陽」AMIR照射試験結果

木村 好男; 皆藤 威二; 小野瀬 庄二; 佐藤 義則; 柴原 格

PNC TN9410 91-171, 17 Pages, 1991/04

PNC-TN9410-91-171.pdf:0.66MB

B$$_{4}$$C中性子吸収材は、中性子吸収能力が高いなど多くの利点を有しているが、照射に伴うHeの放出やスエリングが原因で制御棒の寿命が決定づけられており、これらB$$_{4}$$C中性子吸収材の挙動を明らかにすることが今後の制御棒の長寿命化および信頼性向上に有効である。本報告では、「常陽」AMIR照射によって得られた最近の試験結果から、B$$_{4}$$Cの照射挙動に影響を与える因子について検討し、今後の課題と改善策を再確認することを目的とした、得られた結論は以下とのとおりである。1)B$$_{4}$$CペレットからのHe放出は、燃焼度100$$times$$10$$^{20}$$cap/cm$$^{3}$$以上で加速されるため、従来「もんじゅ」で用いられてきた設計式の高燃焼度側への適用には限界があり、シール型吸収ピンの長寿命化を目指す場合には、高燃焼度側のHe放出データをさらに充実させる必要がある。2)He放出挙動には、濃縮度および結晶粒度依存性が認められた、これらペレット因子に着目して、He放出量評価値の合理化ができる可能性はあるが、このためには濃縮度と粒径のペレットスエリングへの影響評価が必要である。3)ペレットのスエリングに起因する被覆管との機械的相互作用(ACMI)はペレットの割れとその破片の移動・再配置(リロケーション)によって促進され、吸収ピン寿命を決定する。リロケーションの程度は、ペレットと被覆管の間のギャップが大きい場合に助長されるが、この挙動は多分に偶発的であり、定量的な予測は困難である。この改善策としては、シュラウド型吸収ピンが有効であると考えられる。4)ペレットの熱伝導度の照射による低下は、照射によって生じたマイクロクラックを含むミクロな損傷が支配因子である。この改善策としてはB$$_{4}$$Cのサーメット化がある。

報告書

「常陽」MK-2反射体(SMIR-5,6)で照射した構造材料の照射後試験; 第5報 SUS304鋼圧延材、鍛造材、インコネル718材の引張試験

酒向 博*; 久木田 真平; 芳中 一行; 秋山 隆*; 新谷 聖法*; 柴原 格*

PNC TN9410 89-190, 48 Pages, 1989/11

PNC-TN9410-89-190.pdf:3.48MB

高速原型炉「もんじゅ」の設計基準の確認をするとともに,実証炉以降の高速炉設計に必要な構造材料の照射データを拡充する自的でR&D試験が策定されている。これらの試験の一環として,高速実験炉「常陽」MK-2炉心の構造材料照射用反射体を用いてSUS304鋼圧延材,鍛造材,インコネル718材の材料強度試験片を照射した。照射後の試験片について引張試験を実施した結果,以下のことが明らかになった。1)SUS304鋼圧延材及びリング状鍛造材・0.2%耐力及び引張強さは「もんじゅ」構造設計方針の材料強度基準に示されている設計降伏強さ(Sy)及び設計引張強さ(Sy)を上回り,破断伸びは延性材料の目安である10%を満足していた。・照射量依存性については,照射量が1$$times$$10$$times$$21n/cm$$times$$2(E$$>$$0.1MeV)を超えると0.2%耐力及び引張強さは増加し,破断伸びは低下する傾向を示していた。また,電顕観察の結果,金属組織内にはフランクループの形成が認められた。鍛造材の引張特性は圧延材の照射挙動と一致した傾向が得られた。・「もんじゅ」構造設計方針に示される破断伸びの下限値10%に対応する限界照射量については,現行のデータからみて限界照射量を引き上げることが可能であるという見通しが得られた。2)インコネル718材・0.2%耐力及び引張強さは,照射により高温側(500$$^{circ}C$$以上)で強度の増加が認められ,破断伸びについては低下が認められた。

報告書

燃料材料開発部における照射後試験

鹿倉 栄*; 松島 英哉*; 柴原 格*; 横内 洋二*; 樫原 英千世*

PNC TN9420 89-004, 124 Pages, 1989/10

PNC-TN9420-89-004.pdf:2.6MB

燃料材料開発部では,昭和46年に照射燃料試験施設の運転を開始して以来,照射材料試験施設,照射燃料集合体試験施設において,多種多様な照射済燃料材料の照射後試験を実施してきた。本報告書は,これら3施設における照射後試験の内容を調査整理したものであり,燃料材料開発部における照射後試験技術開発計画,燃料材料開発計画及び,照射試験計画の立案等に資することを目的としたものである。調査結果は,1)主要な照射後試験対象2)照射後試験施設3)照射後試験の内容に分類整理した。

報告書

「常陽」MK-IIC型特殊燃料集合体(PFC020)の照射後試験; 燃料要素の組織観察及び機器分析

熊倉 忠夫*; 鵜飼 重治; 吽野 一郎; 櫛田 尚也; 柴原 格*; 榎戸 裕二*

PNC TN9410 88-206, 71 Pages, 1988/12

PNC-TN9410-88-206.pdf:4.01MB

「常陽」MK―2C型特殊燃料集合体(PFC020)は,「もんじゅ」の炉心燃料要素とほぼ同一仕様の燃料要素を,定格最大線出力と被覆管ホットスポット温度が「もんじゅ」実機条件と同等となる条件下で照射したものである。本試験では,燃料要素の照射挙動を把握するため,光学顕微鏡観察,走査電子顕微鏡観察,X線マイクロアナライザによる元素分析並びにイオンマイクロアナライザによる質量分析を実施した。本試験により得られた結果は以下の通りである。1)燃料組織は,燃料カラム軸方向中心部で中心空孔(約1.25mm径)と柱状晶が観察された。ギャップ巾は,製造時ギャップ巾である80$$mu$$mから8$$mu$$mにまで減少していることから照射中において燃料と被覆管の機械的相互作用(FCMI)が生じていた可能性がある。被覆管内面腐食量は,最大26$$mu$$mであった。2)画像解析により求めた燃料ペレットの体積増加率は,燃料カラム中心部で焼しまり状態から,スエリングに伴う体積増加を示していた。3)ペレット内に保持されているXe濃度と燃料組織との間に明瞭な対応が認められた。Xe濃度は等軸晶領域で急激に低下し,ペレット中心部ではXeはほとんど放出していた。4)燃料カラム軸方向中心部の中心空孔端でPu濃度が製造時の29.86%から31.42%に増加しており,これに伴い中心空孔端で若干の燃焼度の増加が認められた。5)被覆管外表面の性状は,被覆管温度が400$$^{circ}C$$以下の低温度部では,製造時状態を保持しているが,約500$$^{circ}C$$以上では,温度が高くになるに従い表面荒れが著しくなっている。特に低温部において従来観察されているような付着物が認められなかった。これは本集合体では意図的にNa流速を低くしたことが原因しているものと考えられる。

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