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角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘; 藤田 一郎; 大橋 純*; 瀧澤 健太郎*; Kim, W.*; Park, J.*
Ceramic Materials for Energy Applications; Ceramic Engineering and Science Proceedings, Vol.32, No.9, p.1 - 12, 2011/11
第4世代原子炉システムの1つであるVHTRの温度条件は厳しいため、炭素繊維強化炭素複合材料の制御棒要素への適用がVHTRの開発において主な課題の一つである。原子力機構では2次元C/Cコンポジットに着目し研究開発を進めている。2次元C/Cコンポジットは、照射前後で繊維方向と積層方向に異方性を有するため、制御棒の設計ではそれらを考慮することが重要である。特性への照射効果を調べるため、原子力機構ではC/Cコンポジットの照射試験を実施し、両方向の照射特性の評価を行った。また、C/Cコンポジットは繊維とマトリックスから構成されるため、亀裂の進展を評価する必要がある。亀裂の進展評価により破壊特性を評価するため、制御棒の亀裂を模擬した曲げ試験を実施し、試験片中の亀裂を観察した。ここでは、2次元C/Cコンポジットの照射効果について、異方性を考慮した照射後試験の結果をもとに評価した結果を示す。また、等価破壊靱性値の評価結果及び破壊のメカニズムの検討結果についても併せて示す。
Kim, W. J.*; Seo, M.-R.*; Park, J. Y.*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘
no journal, ,
C/C複合材料は、優れた機械的特性及び耐熱衝撃性を有することから、高温構造材として使用されている。原子力分野では、核融合炉のプラズマ対向壁及びガス冷却炉の高温構造材の候補となっている。高温ガス炉では、制御棒要素,炉心拘束ベルト,タイロッド,上部プレナムシュラウド,高温ダクト断熱カバー材,床ブロック等への適用が検討されている。しかし、C/C複合材料は400
C以上で酸化されやすいので、空気進入事故を想定したヘリウム環境下又は空気環境下での酸化挙動及び特性の低下を、実際に使用する前に評価する必要がある。本研究では、数種類の原子炉級C/C複合材料の酸化挙動をさまざまな温度条件で評価した。酸化試験は、酸化温度500から1100Cの範囲で空気又はアルゴン雰囲気で行った。また、酸化前後の熱拡散率,曲げ強度,引張強度及び層間強度を評価した。
