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論文

Aging deterioration test of seismic isolation applied to fusion experimental reactor

武田 信和; 中平 昌隆; 角舘 聡; 高橋 弘行*; 柴沼 清; 矢花 修一*; 松田 昭博*

Proceedings of 9th World Seminar on Seismic Isolation, Energy Dissipation and Active Vibration Control of Structures (CD-ROM), p.299 - 306, 2005/00

核融合実験炉であるITERは、設計地震動を越える地震に対しても十分なマージンで健全性を確保するために、積層ゴムの使用を計画している。原子力分野での利用においては、2$$sim$$5MPaの面圧の使用経験しかなく、ITERのように10MPaに及ぶ高面圧については実績がない。したがって、高面圧の積層ゴムの設計データは十分になく、詳細な特性評価が必要である。経年変化後の耐久試験の結果から、40年の経年変化後にも積層ゴムは400サイクルまでは安全に使用できることが確証された。一方、残留変形は246サイクル目に確認され、これは、剛性のような巨視的な機械的特性が変化するよりも十分に早く残留変形が観測可能であることを意味する。したがって、定期的な目視点検によって破断の徴候を察知することで、供用中の積層ゴムの破断を予防することが可能である。

報告書

国際熱核融合実験炉(ITER)における高面圧型免震要素の特性評価研究; 小中規模免震要素試験(委託研究)

高橋 弘行*; 中平 昌隆; 矢花 修一*; 松田 昭博*; 大鳥 靖樹*

JAERI-Tech 2001-064, 111 Pages, 2001/11

JAERI-Tech-2001-064.pdf:8.96MB

国際熱核融合実験炉(ITER)では、建屋基礎盤の面積に比して支持重量が大きく、また配置性の観点から免震要素の個数が制限されるため、7.35MPa~14.7MPa程度の面圧の「高面圧型免震要素」の使用が検討されている。これまでも、原子力施設への免震導入に関して、2.45MPa~4.90MPa程度の面圧を中心に数多くの研究が行われてきたため、高面圧型免震要素に対する設計用のデータは十分に整っているとは言えない。このため、使用される高面圧条件下における積層ゴムの種々の力学特性・強度特性を評価し、設計用データの蓄積を図る必要がある。平成9年度から平成11年度にわたり高面圧型免震要素の特性評価研究として、小中規模の免震要素を中心に試験を実施した。本研究ではこの成果をまとめて報告する。

論文

Tensile and bending properties of C/C composite for future HTGR control rod

橘 幸男; 小嶋 崇夫; 塙 悟史; 石原 正博

Proceedings of 7th Annual International Conference on Composites Engineering (ICCE-7), p.841 - 842, 2000/00

将来高温ガス炉制御棒用C/Cコンポジット材料の候補材である東洋炭素(株)製CX-2702Gの室温での引張試験、圧縮試験及び曲げ試験を実施し強度特性を調べた。本材料は、引張強さ$$>$$曲げ強さ$$>$$圧縮強さの傾向を示し、曲げ強さは圧縮強さにより支配されている。圧縮強さは曲げ強さの6割程度であるが、この差異はワイブル係数を用いた確率論的評価を行うことで説明することができた。また、本材料の引張強さ及び圧縮強さのワイブル係数は両者ともに約11であり、構造強度に及ぼす寸法効果について考慮する必要があることを示した。

論文

Oxidation of zircaloy-4 under high temperature steam atmosphere and its effect on ductility of cladding

川崎 了; 古田 照夫; 鈴木 元衛

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(8), p.589 - 596, 1978/08

https://doi.org/10.3327/jnst.15.589
 被引用回数：61

ジルカロイ4管の水蒸気による酸化を900~1330$$^{circ}$$Cの間で測定した。酸化速度は、1000$$^{circ}$$C以上では放物線則、950$$^{circ}$$C以下では対数則に従った。酸化した試料の延性は1000$$^{circ}$$C以上では、酸化量の増加と共に、又反応温度の上昇と共に(酸化量が同じであっても)低下した。950$$^{circ}$$Cで酸化した試料は、酸化量が少なくても著しく脆化した。これらの実験結果により、酸化については、ECCS性能評価指針は安全側にあることが確かめられた。

報告書

冷却材喪失事故条件下でのジルカロイ被覆管と水蒸気反応および延性変化

古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆

JAERI-M 6601, 26 Pages, 1976/06

JAERI-M-6601.pdf:1.75MB

軽水炉の冷却材喪失事故における燃料破覆管と水蒸気との反応挙動を解明するため、ジルカロイ-4管の水蒸気による酸化速度と酸化による延性の変化を測定した。ジルカロイ-4の水蒸気による酸化量は、反応温度1000$$^{circ}$$C以上で反応時間の平方根に比例し、反応速度定数Kp=6.60$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$exp(-41600/RT)(180$$^{2}$$/cm$$^{2}$$/sec)である。反応温度900$$^{circ}$$Cおよび950$$^{circ}$$Cの短時間反応の場合、酸化量は反応時間の対数に比例し、原子炉運転中に生成される被膜はこれら反応温度で酸化速度を遅くさせる効果をもっている。酸化液試料の延性は酸化量の増加とともに低下するが、その脆化挙動は水蒸気との反応温度によって異なる。同一酸化量の試料を比較すると、低温で反応させた試料は、高温で反応させた試料よりも侵入$$alpha$$相が多いにもかかわらず延性の低下が少ない。

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