Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
五十嵐 寛
JAEA-Review 2020-006, 261 Pages, 2020/09
JAEA-Review-2020-006.pdf:4.42MB
本調査報告では、公開情報を対象に我が国の地層処分研究開発第2次取りまとめ(H12レポート)以降の諸外国の包括的性能評価報告書を中心として、ソースタームとしての核種溶出モデルにおけるガラス固化体の割れによる表面積増加比の設定値及びその根拠・背景の視点から調査した。また、海外の知見を参考に表面積増加に関する試験の日本の報告例に対する評価を試行した。調査文献から得られた知見に基づき、ガラス固化体の直径、ガラス固化体製造時の冷却条件、ガラス固化体への衝撃、地層処分場閉鎖後の水との接触等の環境条件等が、割れによる表面積増加比(又は割れ係数)に及ぼす影響について検討した。多くの国において、ガラス固化体の割れの要因はガラス固化体の製造, 輸送, 保管, 貯蔵など処分前管理の段階及び処分後の現象又は事象に起因するとされている。その影響は地層処分の性能評価における核種溶出モデルでも考慮されている。各国の核種溶出モデルにおける表面積増加比とその根拠等を概観し、各国の間の相違点及び共通点を整理するとともに、これまでに報告された表面積増加比の測定値と測定方法との関係及び測定方法の特性について考察した。また、各国の核種溶出モデルで設定されている表面積増加比の根拠としての表面積増加比の測定に用いられた測定方法を整理した。さらに、廃棄物管理工程の流れの中でのガラス固化体の割れによる表面積増加比に影響する要因、表面積増加比の特徴等の各工程との関わりを検討した。これらの調査及び検討により、性能評価における保守的かつ現実的な表面積増加比の適用に向けた知見を拡充し、我が国の地層処分のシステムのセーフティケースの作成・更新に資することができる。
Lu, K.; 真野 晃宏; 勝山 仁哉; Li, Y.; 岩松 史則*
Journal of Pressure Vessel Technology, 140(3), p.031201_1 - 031201_11, 2018/06
被引用回数：9 パーセンタイル：44.89(Engineering, Mechanical)The stress intensity factor (SIF) solutions for subsurface flaws near the free surfaces of components, which are known to be important in engineering applications, have not been provided yet. Thus, in this paper, SIF solutions for subsurface flaws near the free surfaces in flat plates were numerically investigated based on finite element analyses. The flaws with aspect ratios a/l = 0.0, 0.1, 0.2, 0.3, 0.4 and 0.5, the normalized ratios a/d = 0.0, 0.1, 0.2, 0.4, 0.6 and 0.8, and d/t = 0.01 and 0.10 were taken into account, where a is the half flaw depth, l is the flaw length, d is the distance from the center of the subsurface flaw to the nearest free surface and t is the wall thickness. Fourth-order polynomial stress distribution in the thickness direction was considered. In addition, the developed SIF solutions were incorporated into a Japanese probabilistic fracture mechanics (PFM) code, and PFM analyses were performed for a Japanese reactor pressure vessel containing a subsurface flaw near the inner surface. The PFM analysis results indicate that the obtained SIF solutions are effective in engineering applications.
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*; 鈴木 雅秀
Proceedings of 2005 ASME/JSME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2005), 12 Pages, 2005/07
原子炉圧力容器に対する加圧熱衝撃事象においては、内面肉盛溶接材と母材との境界で、熱膨張係数の違いにより応力の不連続が生じる。健全性評価のための破壊力学解析においては、この境界付近に存在するき裂に対しては、応力不連続を考慮して応力拡大係数を算出する必要がある。確率論的破壊力学解析においては、膨大な数の破壊力学解析を実施するため、この算出に時間をかけずに、かつ精度の高い手法が必要である。このため、半楕円表面き裂に対する応力不連続に対応できる無次元化応力拡大係数を作成した。この無次元化応力拡大係数は、3次元モデルによるFEM解析から求めた。表面点では、表面付近内部の応力拡大係数から外挿して求める。この無次元化応力拡大係数を用いて、表面及び最深点における応力拡大係数を精度よく、短時間で算出できる。
熊田 政弘; 中山 真一; Vandergraaf, T. T.*; Drew, D. J.*
JAERI-Conf 99-004, p.395 - 410, 1999/03
天然の亀裂岩盤試料を用いた原位置条件下における放射性核種及びコロイドの移行実験をカナダの地下研究施設で実施した。地下240m実験坑道壁面に観察されたほぼ垂直の亀裂から亀裂岩盤試料を切り出し、亀裂が開かないようにステンレスベルトで締めつけ、表面をシリコン樹脂でコーティングした。試料側面に設けた注入口から、ネプツニウム、プルトニウム等の放射性核種、及び0.034~1.0
mのコロイドを5ml/hの速度で亀裂面へ注入した。亀裂面における核種の分布をアルファスキャン等により調べた結果、プルトニウムの大部分は注入口近くに留まっており、強い遅延が確認された。コロイドは粒子サイズが異なると分布も異なっており、コロイドサイズが移行に影響していることが明らかとなった。さらに、ネプツニウムなどの多価原子価の移行には、微生物の活動が影響していることが示唆された。
石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
JCOSSAR95論文集, 0, p.199 - 206, 1995/00
高温工学試験研究炉の炉心支持黒鉛構造物の受入検査として、表面欠陥の検出を目的とした渦流探傷検査の適用性について、検出限界欠陥寸法の実験的評価及びこの検出限界欠陥寸法を表面欠陥として想定した破壊力学的評価を実施した。その結果、(1)渦流探傷検査によるPGX黒鉛の検出限界欠陥寸法は、長さ約5mmで深さ約1mm程度であること、(2)検出限界欠陥寸法の初期欠陥は、原子炉の運転に伴い進展しない領域にあること、(3)検出限界欠陥寸法は、破壊の開始する限界欠陥寸法との比較から十分に許容される大きさであること、を明らかにし、黒鉛構造物の受入検査として、渦流探傷検査による表面欠陥の検出が有用であることを示した。
宇田川 昂; 萩原 幸; 河西 俊一; 貴家 恒男; 江草 茂則; 橋本 修*; 山本 泰*; 園田 克己*; 小野 利夫*; 長田 大三郎*; et al.
JAERI-M 85-220, 26 Pages, 1986/01
種々の機械特性とその破壊面の電子顕微鏡による観察から、加工性に優れた数種のFRPについて、それぞれの放射線劣化挙動を検討した。ビスフェノール型エポキシを母材とするFRPは10~30MGyの低下が始まった。これは、母材の耐放射線性が低いことによる。さらに、母材が同一であるにもかかわらず、基材としてはガラス繊維よりカーボン繊維の方がFRPの機械特性低下に明らかな影響を与える線量が大きく、劣化開始線量は約60MGyとなった。BTレジン系の樹脂を母材とするGFRPは、少なくとも60MGyの線量に耐えた。3点曲げ強度は100MGyの線量でも影響されない。これは、母材と界面の耐放射線性が共に高いことによる。種々の機械特性試験のなかで、せん断強度が放射線劣化を最も敏感に反映した。
赤堀 光雄; 柴 是行
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.466 - 475, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用ThO
および(Th、U)O燃料核の圧縮破壊強度を単純圧縮試験により推定し、その破壊機構に関連して検討した。破壊強度はワイブル分布を仮定して統計処理した。Hertzの接触理論の適用により、妥当な圧縮破壊強度を評価することができ、ThO核では1.7~1.9GPaの値を得た。燃料核の破壊強度と組織との間には密接な関連があり、結晶粒径が小さく、表面が清らかであるほど強度が高くなることがわかった。破壊は、粒径が小さい場合に粒内で、一方大きい場合には粒界で起こるようであった。接触面境界近くの表面、もしくは表面近傍にあるキズなどが破壊の源として働くことがわかった。
古田 照夫; 上塚 寛; 川崎 了
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(10), p.802 - 810, 1981/00
被引用回数：15 パーセンタイル：84.09(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故において、破裂したジルカロイ被覆管は外面だけでなく内面も炉内の水蒸気によって酸化される。冷却材喪失事故の再冠水過程で、内面酸化が被覆管の機械的性質にどれだけ影響を与えているかを明らかにするため、酸化した管試料と1,200~1,500Kの範囲で行なった燃料棒破裂/酸化試験の破裂被覆管から切り出した試料の扁平試験を行なった。 破裂被覆管の内面での酸化は外面のそれと異なっている。内面酸化時に酸化反応から生ずる水素の数百ppmがジルカロイに吸収される。373Kにおける破裂被覆管の延性は水素吸収量の増加につれて減少し、それは酸素吸収ではなくて水素吸収量に大いに影響される。破損荷重も同様に水素吸収によって低下する。ジルカロイに吸収された水素は粒内に
-水素化物として析出する。
倉田 有司; 井川 勝市; 岩本 多實
Journal of Nuclear Materials, 92(2), p.351 - 353, 1980/00
被引用回数：22 パーセンタイル：97.17(Materials Science, Multidisciplinary)TRISO型被覆燃料粒子を2000
C以上の高温に加熱したときの、SiC被覆層の密度と組織の変化を調べた。 1940から2200Cの加熱では、加熱時間とともに密度は減少した。2320Cの加熱では、最初密度は急に減少し、その後加熱時間とともに増加した。また、走査型電子顕微鏡(SEM)によるSiC破面の観察では、加熱後の気孔の形成と2320Cの加熱における平滑な面の発達が認められた。2320Cの加熱では、被覆層SiCのX線回折から
-SiCから
-SiCへの相変化が起り、エッチングした破面のSEM観察から小さな気孔を含んだ-SiCマトリックス中に薄板上の-SiCが形成していくことがわかった。
