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塙 悟史; 内田 俊介; 端 邦樹; 知見 康弘; 笠原 茂樹*; 西山 裕孝
Proceedings of 20th Nuclear Plant Chemistry International Conference (NPC 2016) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
腐食電位(ECP)評価における放射線の影響は理論的には想定されるが具体的な検証は行われていない。われわれは、酸化皮膜への中性子照射効果を取り入れたECP解析コードを開発し、中性子の照射により酸化皮膜の電気的抵抗が低下すること、それによりECPが低下すること、ECP低下の程度は中性子線束に依存することを解析的に示した。材料試験炉(JMTR)は、照射環境下での水化学試験に適した照射ループを有していることから、JMTRで照射した場合のECPへの照射影響を解析で予測した。その結果、JMTRの照射ループを用いれば、ECPへの照射影響は十分に捉えられることを確認した。
塚田 隆; 小森 芳廣; 辻 宏和; 中島 甫; 伊藤 治彦
Proceedings of International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems 2002 (CD-ROM), 5 Pages, 2002/00
照射誘起応力腐食割れ(以下、IASCC)研究における試験データは、従来ほとんどすべてが照射後試験により得られて来た。その結果、IASCCに関して多くの知見が得られたことは事実である。しかし、IASCCは本来炉内で使用される構造材で問題となり、そこでは照射,化学環境(高温水)そして応力は同時に材料に作用している。これらの作用には照射後試験では再現不可能な現象があり、照射は高温水の放射線分解をもたらし、応力付加状態での照射損傷組織は無負荷状態のそれと異なることも知られている。近年、IASCC研究では炉内の照射下高温水中で材料試験を行い、上記の炉内複合環境におけるIASCC挙動を調べようとする機運が高まっている。既にハルデン炉では、照射下IASCC試験を開始しているが、チェコLVR-15炉,ベルギーBR-2炉においても照射下IASCC試験のための高温水ループを炉内に設置して試験の実施を目指している。本発表では、平成13年度にJMTRに設置されたIASCC研究用高温水ループについて、その設計の考え方と装置の仕様と特徴などを報告する。
鈴木 忍; 池島 義昭; 河野 政勝; 渡邊 浩之; 佐藤 均; 田中 勲
JAERI-M 90-196, 45 Pages, 1990/11
OWL-2は、我が国最大規模のインパイル・ループとして1972年2月JMTRに設置されて以来、各種の動力炉用燃料・材料試料の照射試験及び炉工学的試験に使用されてきたが、所期の目的を達成したため廃止する計画である。廃止後には、JMTR改造計画の一環として核融合炉用増殖ブランケットの試験研究を進めて行くうえで必要な新ループの設置を予定している。本報告は、インパイル・ループの設計上考慮した点を中心に、廃止計画に至るまでの経緯と照射試験、タービン型流量計の開発、炉内管構造材のサーベイランステストの結果及び炉内管に発生したTGSCCとその防止対策などについてまとめたものである。
木内 清; 近藤 達男
JAERI-M 83-063, 18 Pages, 1983/04
BWR一次冷却系配管に使用されている汎用オーステナイトステンレス鋼が、IGSCCによって割れを起こす問題は、今迄数多く検討されてきた。一般にIGSCCは、高温になる程生じ易いことが、高温高圧水の水化学と腐食との関点から示されてきた。この報告は、BWRの実機配管において、100
C以下の低温でまた応力も近い場合でも、比較的容易にIGSCCを生じうることを示したものである。また割れの解析結果を基にして、IGSCCの発生および進展が水質条件(溶存酸素、温度、PHなど)、材料側因子および応力などの主要なパラメーターとどのような関係を持っているかについて、実機運転条件といくつかの実験室データとを対応づけて検討を行った。
山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄
JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03
JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および
Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI
であったが、原子炉停止直後にはI
(IO
,IO
)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として
I,Mo,Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留しているIの量と系内水洗時のI濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔によるlに水中の除去効率、ループの気水分離器内でのIの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。
半田 宗男; 山岸 滋; 福田 健; 柴 是行; 高橋 良寿; 谷藤 隆昭; 大森 俊造; 伊藤 昭憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 11(9), p.387 - 394, 1974/09
被引用回数：2インパイルループを用いて、8~230ppmの水分を含むヘリウム気流中での焼結炭化ウランペレットからの核分裂ガスの放出速度を、160~1000Cの温度範囲について測定した。非常に複雑な放出挙動が観測された。核分裂ガスの放出メカニズムについて、放出の壊変定数依存症をもとに推定した。その結果、照射下における短寿命核分裂ガスの放出は、擬反跳メカニズムで支配され、核分裂ガスの寿命が長くなるにつれて反応に伴う放出およびノックアウトメカニズムによる放出の寄与が増大することがわかった。また炉停止後における放出は、反応に伴う放出で支配されていることがわかった。全放出にしめる反応に伴う放出の割合は、ヘリウムスイープガス中の水分濃度のみでなく、反応で蓄積された反応生成物の量にも依存した。観測された600Cにおける
Xeの異常に大きい放出についても検討した。
