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報告書

結晶質岩を対象とした長期岩盤挙動評価手法に関する研究(共同研究)

福井 勝則*; 羽柴 公博*; 松井 裕哉

JAEA-Research 2017-010, 61 Pages, 2017/11

JAEA-Research-2017-010.pdf:16.86MB

原子力機構は、岩盤の長期挙動を把握・評価できる技術の確立に資するため、年単位を超えるような岩石の長期クリープ試験や、高レベル放射性廃棄物の地層処分において想定される常温から100$$^{circ}$$C程度の高温条件下での岩石の長期挙動を把握するための技術の開発等を実施し、想定される様々な条件下での岩石の長期挙動現象の特徴やその程度に関する実験的評価を行うことを目的とした研究を、共同研究として2016年度から開始した。2016年度は、既往の研究成果を踏まえ、20年程度継続して実施している田下凝灰岩のクリープ試験を引き続きおこなった。また、速度過程論や確率過程論にもとづく理論を水の影響を扱えるように修正し、気乾状態と湿潤状態における強度試験とクリープ試験の結果をもとに、修正した理論の妥当性を検証した。さらに、種々の含水状態のもとで一軸圧縮試験を行い、応力-歪曲線におよぼす含水状態の影響について検討した。

報告書

結晶質岩を対象とした長期岩盤挙動評価手法に関する研究; 2015年度(委託研究)

福井 勝則*; 羽柴 公博*; 松井 裕哉; 桑原 和道; 尾崎 裕介

JAEA-Research 2016-014, 52 Pages, 2016/09

JAEA-Research-2016-014.pdf:7.19MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、処分坑道の力学的安定性は、建設・操業時はもとより閉鎖後も千年程度にわたって要求される。一方、処分坑道をとりまく岩石や岩盤は、クリープや応力緩和などの力学的な時間依存性挙動を示すことが知られており、その挙動を把握することは処分坑道の安定性評価における課題となっている。この課題解決のため、調査研究開発を進めてきた。本年度は、田下凝灰岩のクリープ試験装置を、再度、移設した。試験は中断することなく、試験期間は18年を越えた。また、これまでに実施した土岐花崗岩の試験結果と、拡張したコンプライアンス可変型構成方程式による計算結果を比較しながら、種々の時間依存性挙動の関係性について定量的に検討した。さらに、湿潤状態かつ常温$$sim$$100$$^{circ}$$C程度での、岩石の変形・破壊特性および時間依存性を調べるための試験方法について検討した。

論文

Assessment of irradiation temperature stability of the first irradiation testi rig in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(03)00041-4
 被引用回数：1 パーセンタイル：10.87(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550$$^{circ}$$Cと600$$^{circ}$$Cで$$pm$$3$$^{circ}$$Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。

報告書

HTTRの出力上昇試験結果に基づく中間熱交換器の構造強度評価

竹田 武司; 橘 幸男; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2002-091, 45 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-091.pdf:1.77MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の中間熱交換器(IHX)は、ヘリウム/ヘリウムの熱交換器であり、高温ガス炉の核熱利用を将来実証するうえで重要な機器である。IHXの熱容量は10MWであり、ヘリカルコイル状の伝熱管を96本有している。IHXの構造設計では、内部構造物のうち、ハステロイXR材である伝熱管,内筒等に対して弾クリープ解析を実施している。HTTRの出力上昇試験の中で、原子炉スクラム時におけるIHX内の冷却材温度変化は設計時の想定より早いことがわかった。そこで、出力上昇試験で得られた冷却材温度データに基づき、想定した高温試験運転で全出力(30MW)からの原子炉スクラム時の冷却材温度変化が、IHXの伝熱管,内筒下部レジューサの構造強度に及ぼす影響について調べた。その結果、寿命期間中(10$$^{5}$$h)の累積クリープ主ひずみ,累積クリープ疲れ損傷係数は、「高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針」に定められた制限値を満足していることを確認した。

報告書

ウラン-ジルコニウム固溶体合金のクリープひずみ速度測定試験

尾形 孝成*; 赤堀 光雄; 小川 徹

JAERI-Tech 96-052, 18 Pages, 1996/11

JAERI-Tech-96-052.pdf:0.92MB

小さなU-Zr合金試料のクリープひずみ速度を測定するため、圧縮-保持した場合の応力緩和挙動に基づく評価方法を考え、757~911$$^{circ}$$Cの範囲でU-10wt%Zr合金のクリープひずみ速度の測定に適用した。測定試験の結果、試料のひずみ量が適切で、かつ十分な荷重の変化量が観測される場合には、今回用いた評価方法は有効であると判断された。得られたU-10wt%Zr合金のクリープ速度は、U金属に対する実験値やU-Pu-Zr合金に対する評価式に比べて格段に小さな値を示した。しかし、今回の測定結果には、試料に含まれていた析出物の影響等が現れていると考えられるため、今後より注意深い試験データの蓄積が必要である。

論文

Modeling of high homologous temperature deformation behavior using the viscoplasticity theory based on overstress (VBO), Part I; Creep and tensile behavior

橘 幸男; E.Krempl*

Trans. ASME, Ser. H, 117, p.456 - 461, 1995/10

超過応力に基づく粘塑性理論(VBO)は降伏曲面及び除荷、負荷の条件を必要としない内部状態変数理論であり2つのテンソル内部状態変数、すなわち、平衡応力と移動応力を持つ。本論文では、高相対温度下での材料挙動を記述できる、VBOに基づくモデルを提案している。高相対温度下の材料挙動にVBOを適用する際には、拡散の影響を考慮するために、内部状態変数の発展式に回復項を導入する必要がある。本モデルでは平衡応力の発展式に回復項を加えており、さらに等方応力と呼ばれるスカラ内部状態変数の軟化を表現することで、遷移クリープ、定常クリープのみでなく、加速クリープをも再現できるようにしている。また、アロイ800Hのクリープ試験及び引張試験データに提案したモデルを適用し、これらのデータを精度よくシミュレートできることを示している。

論文

高温ひずみ計の安定性評価試験

田中 勲; 伊藤 治彦; 小森 芳広; 佐藤 利美*

共和技報, 309, p.2195 - 2197, 1983/00

OGL-1高温構造物挙動測定装置は、原子炉運転中に高温配管等の構造物に装着した高温ひずみ計の出力変化を連続的に計測し、その挙動を把握することを目的として開発が進められている。本報告は、溶接型高温ひずみ計の高温での安定性を評価するために、500$$^{circ}$$C、約5000時間の長期ドリフト試験、室温と500$$^{circ}$$C$$times$$20回の熱サイクル試験、ひずみ計を直管及びT字管に取付けて実施したクリープ追従性試験及び500$$^{circ}$$Cで10$$^{7}$$回実施したひずみ計疲労寿命試験の結果について述べたものである。試験の結果、供試した高温ひずみ計は500$$^{circ}$$Cにおいて、使用時間が3000~4000時間であれば安定して供用できることがわかった。

報告書

照射キャプセル内筒材としてのNb-1%Zr合金の高温強度

野村 靖; 中田 宏勝; 田中 三雄; 深谷 清

JAERI-M 7629, 35 Pages, 1978/04

JAERI-M-7629.pdf:1.88MB

JMTRの被覆粒子照射キャプセルの燃料照射温度は最高1600$$^{circ}$$Cを目標としており、燃料を密封する内筒材料としては1000$$^{circ}$$C近辺の温度でも十分な強度を有し放射化断面積の小さいNb-1%Zrを選定した。電子ビーム融解法によりリインゴットを製造し、スエージング加工後最終焼鈍を施して製作した管について1000$$^{circ}$$C近辺の真空中高温引張試験及び流動ヘリウム中1000$$^{circ}$$Cクリープ試験を実施したので、報告する。

論文

Effect of thermal neutron irradiation on mechanical properties of alloys for HTR core application

小川 豊; 近藤 達男; 石本 清; 大塚 保

Proc.of 2nd Japan-US HTGR Safety Technology Seminar,Material Properties and Design Method Session, 9 Pages, 1978/00

ハステロイ-Xの照射後クリープ試験結果を主体とし、併せて高温照射脆化改善の試みとして、低ホウ素ハステロイ-XRに関する予備的な試験結果を報告する。照射条件は、T=670~880$$^{circ}$$C、$$Phi$$t=6.6$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$(thermal)、$$Phi$$t=1.1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$(fast)、t=1040hr、である。クリープでは900$$^{circ}$$C、大気中で行ない、応力は1.5~5.0kg/mm$$^{2}$$である。クリープ挙動は、応力22kg/mm$$^{2}$$近傍、破断時間約100hrを境として、2つに区分できる。これより高応力短時間側では延性と寿命の低下が著しい。一方低応力長時間側では延性と寿命の低下が少ない。金相試験から、低応力側では試料の平行部全面にわたって多数のクラックが発生しており、これがクリープ試験中にみかけの延性を保っている原因であると結論された。ホウ素含有量を低減化したハステロイ-XRについて、炉水温照射後の高温引張試験を行ない、ホウ素の低減化が照射による延性低下の改善に有効であることを確認した。

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