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大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。
石原 正博; 角田 淳弥; 柴田 大受; 伊与久 達夫; 奥 達雄*
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.251 - 260, 2004/10
被引用回数：35 パーセンタイル：88.72(Nuclear Science & Technology)HTTRは、炉心に六角柱ブロックを用いた黒鉛減速・ヘリウム冷却型高温ガス炉で、日本原子力研究所大洗研究所に建設された我が国初の高温ガス炉である。HTTRの炉内構造物は黒鉛によって形成される。黒鉛は脆性材料であり、脆性材料についての有用な設計基準は存在しないことから、原研では破壊挙動を考慮した設計基準を開発した。本報では、開発した黒鉛設計基準についての概要とその品質管理の概略について述べる。
奥 達雄*; 石原 正博
Nuclear Engineering and Design, 227(2), p.209 - 217, 2004/01
被引用回数：32 パーセンタイル：87.16(Nuclear Science & Technology)黒鉛材料の寿命と黒鉛構造物の寿命はそれぞれ異なる観点から論じられ、しばしば材料研究者や設計者に混同されることがある。黒鉛材料の寿命は、照射による寸法収縮が初期値に戻る照射量を材料の寿命と考えている。一方、黒鉛構造物の寿命は、構造物に生じる発生応力が許容応力に達した照射量を構造物の寿命と考えている。そこで、HTTR黒鉛ブロックを一例として、黒鉛ブロックの発生応力から評価される構造物の寿命と照射誘起寸法変化から評価される材料の寿命についての比較検討を行った。その結果、黒鉛構造物の寿命は、発生応力と許容応力の関係からの制限及び照射誘起寸法変化の両者の短い方によって定義すべきことを明らかとした。
石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策
炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02
現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950
の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。
衛藤 基邦; 石山 新太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(11), p.808 - 815, 1998/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTRの炉内黒鉛構造物に用いられる等方性黒鉛の2軸疲労強度を評価するため、室温において引張-引張及び圧縮引張型の疲労試験を実施した。圧縮-引張型では1273K、真空中の疲労試験をも行った。長手方向の負荷荷重は平均強度の75~90%、横方向では53~74%とした。試験結果から次の事項が明らかになった。(1)負荷応力が静的強度の平均値の約90%以下であれば、単軸と2軸で疲労強度に差が現れる。(2)2軸疲労強度は負荷応力を静的2軸強度で規格化すると、単軸疲労強度よりも大きくなる。(3)1273Kにおける2軸疲労強度は、室温の場合とほぼ同じか、やや大きくなる。(4)単軸疲労強度と2軸の静的強度に基づいて2軸疲労強度を評価すると、その評価は安全側になる。
衛藤 基邦; 石山 新太郎; T.D.Burchell*; G.T.Yahr*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.476 - 483, 1997/05
被引用回数：5 パーセンタイル：42.84(Nuclear Science & Technology)二種類の高温ガス炉用黒鉛について、2軸状態における強度と破壊基準を調べた。供試材には微粒等方性黒鉛IG11と準等方性黒鉛PGXを用いた。電気油圧式試験機と内圧あるいはトルクを負荷する装置を組み合わせることにより2軸状態を実現した。試験片は管状とし、寸法は二種類とした。一つは強度データの統計的評価を行うための、比較的小さな試験片(肉厚2mm)、一つは試験片形状及び治具の影響を調べるための、ORNLで採用されている比較的大きな試験片である。主要な結果は次のとおりである。1)IG-11の強度データを統計的に解析することによって、破壊線図の第I象限及び第4象限において最大ひずみエネルギー説がデータ点に最も良く適合する。2)ORNLのデータは治具や試験片形状の差にもかかわらず、原研データのばらつきの範囲内にあった。3)PGXについても同様であった。
石原 正博; 相原 純; 奥 達雄*
Proc. of 14th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, 2, p.455 - 462, 1997/00
HTTRの炉内黒鉛構造物は、中性子照射下のクリープ変形と寸法収縮により残留ひずみが原子炉の運転とともに蓄積するため、供用期間中にどの程度の残留ひずみの蓄積があるのかを非破壊的に調べる必要がある。そこで、残留ひずみの推定法として、一定荷重で圧子を押し込んだ時の押し込み深さの違いを計測する方法を検討した。試験では、引張り荷重を試験片に負荷することにより残留ひずみを模擬した状態で微小硬度計により圧子を試験片に押し込み、押し込み荷重と押し込み深さの特性を調べた。さらに、有限要素法を用いた弾塑性応力解析により変形特性に及ぼす残留ひずみの検討を行った。その結果、微小硬度計を用いる方法が黒鉛構造物の残留ひずみ推定法の一つとして有用であるとの結論を得た。
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。
石原 正博; 伊与久 達夫; 二川 正敏
Nucl. Eng. Des., 154, p.83 - 95, 1995/00
被引用回数：6 パーセンタイル：54.93(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内黒鉛構造物は、互いにダウエルとソケットあるいはキーとキー溝のはめ合いにより結合する構造となっている。地震時には、黒鉛ブロックに作用する地震荷重がこれらの結合要素に集中するため、地震時における黒鉛構造物の健全性を確保する上でこれら結合要素は重要な部位となっている。そこで、結合要素の耐震健全性を実証するため、実寸モデルのダウエルとソケット及びキーとキー溝構造を有する試験体を用いて要素試験を実施した。その結果、HTTRの設計上想定している最大の地震荷重がダウエルとソケット要素に作用した場合に3.5倍以上、キーとキー溝要素に作用した場合には6.2倍以上の安全裕度があることが明らかとなり、結合要素の耐震健全性が実証された。
石原 正博; 伊与久 達夫; 塩沢 周策; 辻 延昌*
JAERI-Tech 94-035, 61 Pages, 1994/12
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物には、耐熱特性に優れた黒鉛及び炭素材料が用いられる。これらの材料は脆性材料であるために、加工や取扱い工程において表面に割れ等が生じる可能性がある。そこで、外規模検査における合否の判定基準を定めるために、構造物の表面に生じる割れ等に対する許容欠陥寸法を定量的に求めることが必要である。このため、本報告では黒鉛及び炭素材料に対する許容欠陥寸法を破壊力学的観点から検討し、定量的に定めた。
秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 伊勢 英夫*; 中村 和幸; 横山 堅二; 大楽 正幸; 田中 茂
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.373 - 376, 1992/00
核融合実験炉のプラズマディスラプション時には、プラズマ対向機器表面に20MJ/m
程度のエネルギーが入ると予想されている。しかしながら、このように高い熱負荷での材料損傷に関するデータは殆どないのが現状である。今回、300~1800MW/mの熱負荷における黒鉛材料の損傷挙動について調べた。その結果、(1)損傷深さは材料の熱伝導率に反比例する、(2)1000MW/m以上の熱流束では、材料表面からの粒子飛散が激しくなり、SEM観察の結果、材料が一様に激しく損耗していることがわかった。(3)損傷深さを解析と比較した所、解析値の約3倍程になっていることが明らかとなった。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策
JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-083, 31 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告は、HTTRの燃料体等の炉心黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、酸化評価に対する考え方、照射挙動を考慮した熱・照射応力解析手法等について、具体的に解説したものである。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-070, 32 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告はHTTRの炉心支持黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心支持黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、その他特別な荷重制限の考え方、酸化評価に対する考え方等について、具体的に解説したものである。
関 昌弘; 秋場 真人; 荒木 政則; 横山 堅二; 大楽 正幸; 堀江 智明*; 深谷 清; 小川 益郎; 伊勢 英夫*
Fusion Engineering and Design, 15, p.59 - 74, 1991/00
被引用回数：17 パーセンタイル：84.12(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉のプラズマ対向材料の熱衝撃試験結果のレビューである。これらは原研で行ってきた各種対向材料の試験結果をまとめたもので、プラズマ対向材料として目される黒鉛系材料、ステンレススチール、タングステンを含んでいる。黒鉛系材料については、電子ビームを用いて加熱し、数値解析による予想の3~5倍損傷が激しくなることが明らかとなった。ステンレスについては、再凝固面に多数のき裂が発生し、発生状況が材料成分に大きく依存することがわかった。また、タングステンについては、8MW/mの熱負荷に耐えるW/Cu接合体の開発に成功している。
衛藤 基邦; 深谷 清; 安東 俊郎; 高津 英幸; 関 昌弘
Twentieth Biennial Conf. on Carbon, p.640 - 641, 1991/00
JT-60において使用した炭素複合材料及び黒鉛製ダイバータタイルの評価試験を行うとともに、これらの材料に電子ビームによって高熱負荷を与えたときの材料挙動を調べた結果をまとめた。測定、観察項目はマクロ及びSEM観察、重量変化、損耗深さ等とした。また、ダイバータタイルの損耗部近傍から角柱状試験片を切り出し、曲げ試験を実施した。これらの測定・観察の結果、JT-60のダイバータタイルは大部分が健全であるが、一部に損耗が認められること、高熱負荷試験では損耗のしきい値があり黒鉛では20MW/m、3s、炭素複合材料では25MW/m、5sであること、結論として炭素複合材料はプラズマ第一壁材料として、良好な性質をもっていること等が明らかとなった。
衛藤 基邦; 深谷 清; 奥 達雄*; 本田 幸雄*; 磯崎 孝則; 高津 英幸; 安東 俊郎; 山本 正弘; 児玉 幸三; 清水 正亜
Int. Symp. on Carbon New Processing and New Applications; Extended Abstracts,Vol. l, p.206 - 209, 1990/11
JT-60のプラズマ対向機器部材として使用された黒鉛製あるいはC/C複合材料製の、主としてダイバータ板のうち、プラズマによって損傷を受けたものを選び出して評価試験を行なった。評価試験としては、光学及びSEM観察、EPMA、重量減及び寸法変化の測定、微小かたさ試験、曲げ試験等を実施した。主要な結果は次のとおりである。黒鉛タイルの損耗部近傍に光沢化領域と黒色化領域が見出され、前者は板状の、後者は円柱状の、各々付着生成物であった。付着生成物は炭素を主成分とし、微量のSi、Ti、Cr、Mn等を含んでいる。損耗領域では軟化が起こっているが、これは含浸物の蒸発とフィラーの露出のためと考えられる。曲げ試験の結果では、損耗部近傍から採取した試験片では強度の低下が認められた。
)の建設,(I); 試験部の概要と試験体國富 一彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 根小屋 真一; 宮本 喜晟; 秋定 俊裕*; 山口 茂
日本原子力学会誌, 30(4), p.333 - 342, 1988/04
被引用回数：1 パーセンタイル：29.57(Nuclear Science & Technology)炉内構造物実証試験部(T試験部)は日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬した実寸大のモデルである。本試験部は炉床部の伝熱特性および炉床部の構造健全性を確認することを試験目的としており、昭和58年3月に設計、製作を開始し、昭和61年6月完成した。本報ではT試験部の概要について述べると共に、炉床部の建設および予備試験より得られた結果を示す。
衛藤 基邦; 黒沢 武; 野村 真三; 今井 久
JAERI-M 87-056, 49 Pages, 1987/03
ヘリウム中における水蒸気酸化デ-タを主として微粒等方性黒鉛IG-110について取得した。温度は1173K~1473Kまでとし、水蒸気濃度は主として0.65vol%、ヘリウム圧力は1気圧とした。反応速度と酸化プロファイルを円柱状試験片を用いて測定した。これらの実験結果に基づいて、高温ガス炉内の燃料ブロックと炉心支持ポストの通常運転時における酸化挙動を推定した。その際、水蒸気濃度に関する補正は1次式またはLangmuir-Hinshelwood式を用いた。上記の黒鉛構造物の寿命期間後の強度と応力-ひずみ関係を別途提出した酸化の影響に関するモデルから推定し、これらの構造物の健全性を明かにした。
