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三村 達矢*; 西方 篤*; 水流 徹*; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*
腐食防食協会第58回材料と環境討論会講演集, p.15 - 16, 2011/09
使用済核燃料の再処理施設においては腐食環境を考慮し純Ti及びTi-5Taを使用した機器が存在する。これらの機器が水の放射線分解で生成した水素を吸収してぜい化する可能性を検討している。そこで、再処理溶液中での水素の安定性を評価することを目的とし、溶液中の水素溶解度について、水素ガスを飽和させた硝酸塩溶液中でチャンネルフロー電極法によりアノード分極曲線をとり、水素溶解度を決定する方法を検討した。
飛田 健次; 宇藤 裕康; Liu, C.; 谷川 尚; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 吉田 徹; 朝倉 伸幸
Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1342 - 1347, 2010/12
被引用回数：35 パーセンタイル：90.77(Nuclear Science & Technology)出力2.95GWの核融合原型炉における実現可能性の高いブランケット概念を明確にするため核熱解析による設計検討を行った。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、水冷却固体増殖ブランケット概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。また、冷却材領域比を低減し必要なトリチウム増殖比を確保するため、冷却水条件は23MPa, 290
360
Cとした。ピーク中性子負荷(
=5MW/m
)となる外側赤道面付近のブランケットではトリチウム自給条件には達しないが、低領域のブランケットではトリチウム増殖に余剰があり、全体で見るとトリチウム自給を何とか満足できることを示した。本研究に基づく将来の研究の方向性を併せて提示する。
飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.
JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08
JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MBJAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB
発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/mとした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。
飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.
Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07
被引用回数：137 パーセンタイル：97.72(Physics, Fluids & Plasmas)最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。
立川 博一*; 川久保 文恵*; 清水 亮彦*; 柴田 俊夫*; 安住 和久*; 井上 博之*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 藤本 愼司*
JAEA-Research 2007-086, 74 Pages, 2008/02
JAEA-Research-2007-086.pdf:5.96MB
オーバーパックの腐食寿命については、これまで、日本の幅広い地質環境条件を想定した実験データや既往研究等に基づいて検討が行われてきた。しかしながら、高pH環境での挙動,ニアフィールド環境条件の時間的な変化に伴う挙動,溶接部の腐食挙動等、長期的な信頼性を向上させるとともに、オーバーパック設計を具体化するうえでの課題がある。このような状況を考慮して、(財)原子力安全研究協会内に国内の金属の腐食科学分野の専門家からなる「オーバーパックの長期安定性に関する調査専門委員会」を設置し、既往の研究成果と安全評価上の考え方について、金属の腐食科学の観点から長期耐食性に関する調査検討を行った。
立川 博一*; 川久保 文恵*; 清水 亮彦*; 柴田 俊夫*; 杉本 克久*; 瀬尾 眞浩*; 水流 徹*; 藤本 慎司*; 井上 博之*
JAEA-Research 2006-058, 80 Pages, 2006/10
JAEA-Research-2006-058.pdf:10.86MB
旧核燃料サイクル開発機構では、「我が国における高レベル放射性廃棄物地層処分の技術的信頼性; 地層処分研究開発第2次取りまとめ」(「第2次取りまとめ」)報告書を国に提出し、日本の幅広い地質環境条件を想定して実験データや既往研究等に基づいてオーバーパックの腐食寿命について検討を行った。しかしながら、高pH環境での挙動,ニアフィールド環境条件の時間的な変化に伴う人工バリアの挙動など長期的な信頼性を向上させるうえでの課題がある。このような状況を考慮して、原子力安全研究協会内に国内の金属の腐食科学分野の専門家からなる「オーバーパックの長期安定性に関する調査専門委員会」を設置し、既往の研究成果と安全評価上の考え方について、人工バリア材の長期安定性,長期耐食性の観点から調査検討を行った。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*; 藤本 慎司*
JNC TJ8400 2002-060, 43 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2002-060.pdf:1.58MB
炭素鋼オーバーパックの腐食寿命を評価するうえで、腐食生成物の堆積による影響を把握する必要がある。特に、炭素鋼の表面に模擬腐食生成物としてマグネタイトを付与すると、炭素鋼の腐食速度が増加するとの報告があり、炭素鋼オーバーパックの腐食寿命への影響が懸念されている。これまでに、マグネタイト共存下における炭素鋼の腐食機構の検討、腐食寿命への影響評価、腐食抑制方策の検討などが試みられているが、研究者によって必ずしも見解は一致していない。そこで、マグネタイト共存下での炭素鋼の腐食に関する既往の研究を基に、これまでの知見を整理するとともに、課題を抽出した。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*; 藤本 慎司*
JNC TJ8400 2002-059, 139 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2002-059.pdf:7.07MB
これまでに核燃料サイクル開発機構が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし、評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法などより具体的な指針としてやくだてるべく、腐食挙動モデルの高度化の研究を行った。本書が今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*
JNC TJ8400 2001-049, 86 Pages, 2002/02
JNC-TJ8400-2001-049.pdf:3.68MB
これまでに核燃料サイクル開発機構が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし,評価を行ったのに引き続き,腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から,材料選定の考え方,実験方法,寿命評価手法など,より具体的な指針として役立てるべく,腐食挙動モデルの高度化の研究を行った。本書が,今後の研究開発の過程で利用され,オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*
JNC TJ8400 2001-008, 94 Pages, 2001/02
JNC-TJ8400-2001-008.pdf:2.05MB
これまでに核燃料サイクル開発機構が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし、評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、腐食挙動モデルの高度化の研究を行った。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
柴田 俊夫*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 井上 博之*
JNC TJ8400 2000-013, 38 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-013.pdf:3.25MB
これまでに核燃料サイクル開発機構(旧動燃事業団)が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価をおこなったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
谷口 直樹; 本田 明; 川崎 学*; 水流 徹*
JNC TN8400 99-003, 88 Pages, 1999/01
高レベル放射性廃棄物の地層処分において,炭素鋼オーバーパックの腐食寿命の評価が重要問題となっている。腐食寿命を評価するうえで、処分環境下における炭素鋼の腐食形態と腐食速度を評価することが必要である。炭素鋼の腐食形態は不動態化するか否かで異なる。炭素鋼が不動態化した場合、孔食、すきま腐食、応力腐食割れなどの局部腐食の生起する可能性がある。一方、炭素鋼が不動態化しない場合には全面腐食が進行する。本研究では圧縮ベントナイト中において炭素鋼の電気化学測定により不動態化挙動を調査した。その結果、高密度の圧縮ベントナイト中で炭素鋼は不動態化しにくいことがわかった。腐食速度については圧縮ベントナイト中における浸漬試験を実施し、重量減少法および交流インピーダンス法により評価した。重量減少法により得られた平均腐食速度についてはデータベース化し、炭素鋼の腐食速度と環境因子の関係を調査するとともに実験データに基づいて長期の平均腐食深さ/腐食速度を予測した。溶液の飽和した圧縮ベントナイト中における炭素鋼オーバーパックの1000年間の平均腐食深さは5mm以下と評価された。また、より長期経過後を想定して定電流保持によって腐食生成物を生じさせた条件で交流インピーダンス法を用いて腐食速度を測定した。その値を腐食生成物を与えない場合での腐食速度と比較した。その結果定電流保持によって生成させた腐食生成物の堆積下では炭素鋼の平均腐食速度は増加しないことが確認された。
辻川 茂男*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 柴田 俊夫*; 山川 宏二*
PNC TJ1560 98-001, 164 Pages, 1998/02
これまで動燃事業団が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
辻川 茂男*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 柴田 俊夫*; 山川 宏二*
PNC TJ1560 97-001, 210 Pages, 1997/03
これまで動燃事業団が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
辻山 茂男*; 瀬尾 眞浩*; 杉本 克久*; 水流 徹*; 柴田 俊夫*; 山川 宏二*
PNC TJ1560 96-001, 147 Pages, 1996/03
これまで動燃事業団が実施してきたオーバーパックに関する研究成果についてレビューし評価を行ったのに引き続き、腐食防食協会の中に専門家による委員会を継続した。腐食科学の観点から、材料選定の考え方、実験方法、寿命評価手法など、より具体的な指針として役立てるべく、個別現象解析モデルの研究をおこなった。本書が、今後の研究開発の過程で利用され、オーバーパックに関する研究に役立つことを期待するものである。
内田 博記*; 多田 英司*; 水流 徹*; 石島 暖大; 上野 文義; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 野島 康夫*; 藤根 幸雄*
no journal, ,
純Tiの水素脆化感受性とき裂発生・進展挙動の調査のため、0.5M NaCl中においてノッチ付き純Tiを定電流カソード分極しながらSSRT試験及び定荷重試験を行った。その結果、応力-ひずみ曲線から破断伸びの著しい減少など、脆化の兆候は観察されなかった。しかし、定荷重試験において、表面観察の結果、表面にき裂の発生が観察された。さらに、発生したき裂は、先端形状が鋭くなく、表面近傍に成長した水素化物と考えられる層を貫通していないことが確認された。
石島 暖大; 本岡 隆文; 上野 文義; 山本 正弘; 内山 軍蔵; 酒井 潤一*; 横山 賢一*; 多田 英司*; 水流 徹*; 野島 康夫*; et al.
no journal, ,
チタン及びTi-5mass%Taは耐硝酸性に優れるため、使用済核燃料再処理施設で使用されているが、放射線分解水素吸収による水素脆化が懸念される。本研究では硝酸中における、チタン及びTi-5%Taの水素吸収及び水素脆化特性を評価するため、カソードチャージ法及びカソードチャージ下におけるSSRTを実施した。その結果、水素化物は金属表面に生成するが、金属内部に成長し難いことが明らかとなった。また、SSRTにおいてチタン及びTi-5%Taは脆化感受性を示さなかった。これらの結果は、チタン及びTi-5%Ta製機器は放射線分解水素を吸収できるが、表面の水素化物に阻害され内部に拡散しないことを示唆すると考えられる。また、表面だけに水素化物が生成するため、チタン及びTi-5%Taは硝酸中にて水素脆化感受性を示し難いものと考えられる。
(R=rare earth elements)安井 幸夫*; 宮本 拓馬*; 郡 俊輔*; 寺崎 一郎*; 吉澤 大智*; 赤木 暢*; 萩原 政幸*; 松川 健*; 吉田 幸彦*; 星川 晃範*; et al.
no journal, ,
RCrTiO多結晶試料について、50Tまでの磁場中における比熱および磁化を測定し、また、NdCrTiOおよびNd
PrCrTiOの粉末中性子回折測定を行った。50Tまでの比熱データと磁化曲線から、Cr
-Cr間およびCr-R間の磁気モーメントの磁気相互作用を評価した。また、NdCrTiOの中性子磁気反射強度の温度依存性から、CrモーメントとNdモーメントが
で同時にオーダーすることが明らかとなった。本発表では、実験で得られた磁気挙動を基に、RCrTiOの磁気電気効果機構について議論する。
