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鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
日浦 寛雄*; 山浦 高幸; 本橋 嘉信*; 小檜山 守*
日本原子力学会和文論文誌, 1(2), p.202 - 208, 2002/06
原子炉燃料中の酸素ポテンシャルの炉内測定を可能とする酸素センサの開発を行った。本センサは、CaOで安定化したジルコニア電解質の両側に標準極と測定極を接触させて酸素濃淡電池を構成し、発生する起電力から測定極となる燃料中の酸素ポテンシャルを推定する。本開発試験では、センサ標準極にNi/NiO, 測定極には燃料の代わりにFe/FeOを用いることとし、さらに長寿命化対策を考慮してセンサを設計・試作して、その起電力特性を炉外試験及びJMTRでの照射下その場試験において調べた。炉外試験では、700
1000間の温度変化に対する起電力の温度依存性は理論値とほぼ一致し、起電力経時変化は800一定の下で980hにわたり4%以内であった。照射下その場試験では、高速中性子(E
1 MeV)照射量8.0
10
m
(照射時間1650h)までの700 900間の温度変化に対する起電力の温度依存性は炉外試験時に得られた結果とよく一致し、800一定下での起電力経時変化は理論値の6%以内であった。以上のことから、中性子照射下における燃料中の酸素ポテンシャルの測定が本センサにより可能であることがわかった。
材料試験炉部
JAERI-Conf 99-006, 434 Pages, 1999/08
第6回研究炉に関するアジアシンポジウム(ASRR-VI)が、1999年3月29日~31日まで、水戸市の三の丸ホテルで開催された。この会議は、16のセッションとパネル討論で構成され、各国の試験研究炉の現状と計画、運転経験、燃料管理、原子炉の改造、照射設備、照射研究、炉特性評価、計測技術及び中性子ビーム利用について合計58件の論文が発表され、「試験・研究炉利用の新しい動向」についてパネル討論が行われた。発表者は計183人(国外33人、国内150人)、参加者の国別では、中国、韓国、インドネシア、タイ、バングラデシュ、ベトナム、台湾、ベルギー、フランス、米国及び日本であった。また、国際原子力機関(IAEA)からの参加もあった。本論文集は、全発表論文及びパネル討論の記録を収録したものである。
石原 正博; 奥 達雄*
日本機械学会論文集,A, 62(602), p.2305 - 2309, 1996/00
高温工学試験研究炉の黒鉛構造物には、原子炉の運転とともに中性子照射による寸法収縮変形およびクリープ変形により残留ひずみが蓄積される。したがって、原子炉の安全運転の観点から、黒鉛構造物中に蓄積される残留ひずみの程度を非破壊的に計測する必要がある。一方、黒鉛の応力・ひずみ曲線が非線形性を示すことから、残留ひずみの蓄積により材料の変形特性が異なることが予想される。そこで、種々の引張模擬残留ひずみを発生させた試験片表面に微小硬度計によりダイヤモンド圧子を押し込み、連続的に押し込み荷重と深さを計測した。その結果、残留ひずみの増加により圧子の押し込み深さが増加し、変形抵抗の減少が認められるとともに、微小硬さが減少した。したがって、黒鉛構造物の残留ひずみ計測法として、微小硬度計を用いて硬さ分布を測定することにより、残留ひずみが非破壊的に検知可能であることがわかった。
材料試験炉部
JAERI-Conf 95-001, 87 Pages, 1995/03
JMTR照射利用ワークショップが1994年12月9日に開催され、国内外の試験炉の利用状況、照射試験の最先端の課題について講演が行われると共に、今後21世紀に向けてのJMTRの役割について討論が行われた。この中で、原子炉燃料・材料の照射研究においては、照射中の挙動解明を目的とするin-situ照射実験の重要性が高まりつつあることから、照射技術の高度化、新照射設備の設置等を積極的に進める必要があること等が示された。また、次世紀においても、材料の工学的照射データ取得のために材料試験炉は引き続き必要であることから、次期材料試験炉に関する検討を進める必要のあることが確認された。本報告書は、これら8件の講演及び討論の内容を収録したものである。また、当日実施したJMTRの利用等に関するアンケートの結果についても示した。
長尾 美春; 島川 聡司; 小森 芳廣; 桜井 文雄
JAERI-Tech 95-006, 46 Pages, 1995/02
JMTRのような混合スペクトルをもつ試験炉においては、熱中性子束を調節することにより、高速炉や核融合炉等での照射効果を模擬した照射試験のほか、材料の基礎基盤研究における中性子スペクトル効果の究明等のために照射試験が可能である。核融合炉材料の照射試験を行う場合には、He生成量とはじき出し損傷量の比(He/dpa)を照射効果の指標とし、その比を核融合炉での値に模擬する方法が採用されている。本報告では、JMTRにおける中性子スペクトル調整照射の検討の一環として、ステンレス鋼(SUS316)を核融合炉条件(He/dpa=15)で照射するための制御能力について検討した。本解析にあたり、SUS316の構成元素
Niの熱中性子2段反応Ni(n,
)
Ni(n,
)
Feによって生成するHeを評価するため、計算プログラムNIHEを作成した。解析の結果、照射孔の移動と軽水リングの使用によるスペクトル調整を組合せて行うことにより、He/dpa=13~15の範囲内に制御した照射が可能であることがわかった。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.233 - 243, 1992/03
本報は、試験研究炉用低濃縮ウラニウムシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験研究の結果について、報告するものである。パルス照射は安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。得られた結果は、以下の通りである。(1)燃料板温度が400
C以下では、供試燃料板は非常に良い寸法安定性を示し、燃料破損はなかった。(2)540C以上では、Al-3%Mg合金被覆材に割れが生じた。被覆材の溶融温度640Cを越えると、曲がりの増加、溶融アルミの流動によって露出した芯材部分の割れにより、燃料板は健全性を喪失した。この様な状況になっても、燃料板の破砕や機械的エネルギの発生は、燃料温度971Cまで全く見られなかった。(3)971C付近の高温領域では、燃料芯材と溶融芯材アルミスは溶融アルミ被覆材との反応が生じた。
八木 敏明; 瀬口 忠男; 吉田 健三
JAERI-M 86-043, 49 Pages, 1986/03
原子炉用電線・ケ-ブルの寿命を評価する促進劣化試験方法を開発する為に、ケ-ブル絶縁材、被覆材の放射線と熱の複合劣化を行った。PE,EPR,ハイパロン,ネオプレンの配合材料について、Co-60 線を真空中及び酸素加圧下で0.5MGy照射し、その後酸素中で熱劣化した。劣化の度合いは引張り試験とゲル分率、膨潤比の測定で調べた。熱劣化速度は酸素濃度(圧力)に依存し、酸素圧と共に増大したが、0.2MPaを越えると飽和してくる。このとき熱劣化速度は数倍から十倍になった。110C~150Cの範囲で熱劣化を行った結果、前照射を酸素加圧下で行った試料では未照射試料に比べて、劣化速度が数倍大きくなるのに対して,真空中照射試料ではほぼ同じであった。また熱劣化の活性化エネルギ-は酸素加圧下の前照射によって低下する傾向のある事を見出した。
中村 和幸
JAERI-M 85-204, 7 Pages, 1985/12
モリブデン基板上に反応性蒸着法で被覆した種々の組成のTiC被膜の密着性を、赤外線で繰返し加熱して調べた。その結果、1に近い組成比の膜の密着性が最も優れていることがわかった。なお、反応性蒸着法はJT-60その場コーティングに適用されるTiCの被覆方法である。
中村 和幸
JAERI-M 82-026, 21 Pages, 1982/03
現在、臨界プラズマ試験装置(JT-60)では、リミタ及びライナの表面に数十
mの厚さで低Z材料を被覆することが検討されている。しかし、被膜は高温高密度のプラズマに直接さらされるため、プラズマから放出される粒子等によって種々の損傷を受ける。特にプラズマが異常放電した場合やNBIが対向面を直撃した場合には、数~数十kw/cm
の熱負荷を受けることとなる。従って、その様な厳しい条件下での被膜の健全性を調べることは極めて重要である。そこで我々はNBI用イオン源テストスタンド(ITS-2)を用いた熱衝撃試験を、低Z材を被覆した試料について行った。試験を行った試料は、CVD法によって被覆したTiC及びTiNと、PVD法によって被覆したTiCである。熱衝撃試験の結果から、Moに被服した試料ではPVD法のTiNが、最も剥離しにくいことが判った。
磯崎 敏邦; 大場 敏弘; 植田 脩三
日本機械学会論文集,A, 42(359), p.2034 - 2041, 1976/00
オーステナイト系ステンレス鋼SUS304は高速増殖炉1次冷却系構造材料として使用される。高速増殖炉の核暴走事故時には構造物は衝撃荷重を受けることが予想され、このような衝撃荷重に対する原子炉構造物の健全性を評価するためには構造材料の機械的性質に与えるひずみ速度の効果を明らかにしておく必要がある。本報では以上の目的のもとに、オーステナイト系ステンレス鋼SUS304を供試材として火薬爆発力を直接利用した高温衝撃引張試験を実施した。実験温度は室温、400C、600Cの3段階とし火薬薬量をパラメーターとして引張過程中のひずみ速度を変化させた。その結果各実験温度において引張強さ、伸びおよび変形エネルギーなどの機械的性質に与えるひずみ速度の効果が明らかになった。
石塚 宏; 近藤 育朗; 瀬崎 勝二; 野村 正之; 寺田 博海; 作田 孝; 飯田 浩正
JAERI-M 4706, 79 Pages, 1972/02
JMTRにおいては、照射中性子束のサイクル中変動を把握し、それにもとづいて試料配置や運転条件を考慮することが必要である。このため、JMTRの第2サイクルにおいて、インコアモニタにより炉心内代表点七ケ所での中性子束変動測定を行なった。その結果、大巾な変動はX
飽和までの一日の間に認められ、それ以降の変動は主たる照射の場である反射体領威においては20%以内であって、かなり小さいことが判明した。
楠 剛; 谷本 政隆; 神永 雅紀; 石原 正博; 荒木 政則
no journal, ,
JMTRは2006年8月に運転継続に係る評価のため、一旦運転を終了した。評価の結果、必要な更新工事を行って運転を継続することが決定され、2011年3月に更新工事を終了した。しかし、2011年3月の更新工事終了直後に、東北地方太平洋沖地震が発生し、JMTRの再稼働は遅れることとなった。一方、2013年12月に規制当局により、この地震を考慮した試験研究炉に対する新規制基準が定められた。JMTRは、新規制基準に対する評価を行い、2015年3月に規制当局に報告書を提出した。安全要求への措置と規制当局による許可を得たのちに、JMTRは、発電用軽水炉の安全研究、原子力工学の基礎研究、工業利用、教育訓練等に用いるために再稼働を行う。ここでは、JMTRの現状と将来の原子力利用のための最新設備の情報を報告する。
杉山 智之
no journal, ,
This presentation provides the strategy of Nuclear Safety Research Center (NSRC) of JAEA to carry out fuel and materials safety research in the present situation to support nuclear regulation. Materials irradiation reactors are powerful tools to obtain technical knowledges needed for regulatory support, but permanent shutdown was decided for JMTR in Japan and Halden reactor in Norway which have been primary tools for Japanese R&D of fuel and materials. The NSRC is seeking alternative ways to keep R&D and one of possible solutions is joining the post-Halden international framework proposed by OECD/NEA, in which existing irradiation facilities in some countries are used for joint experimental programs. The NSRC is participating in international discussions on it and setting domestic discussions among stakeholders. Activation of fuel and materials R&D both for regulation and industry is essential for regulatory support, because the decline of R&D leads to a decline of safety.
