Preliminary experiment in a graphite-moderated core to avoid full mock-up experiment for the future first commercial HTGR

沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*

Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/05

As a commercial reactor require high economic efficiency, the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) would be a more attractive proposition if a full mock-up experiment for the first commercial HTGR could be avoided in the future. In this paper, preliminary experiments were conducted in order to obtain basic core characteristics data, such as the criticality, necessary to demonstrate the applicability of a generalized bias factor method to neutronic design of HTGR. The graphite-moderated core with only highly enriched uranium fuels in the B-rack of Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) was configured as a reference core. The C/E-1 values (Calculation/Experiment -1 values) for the keff values at the three critical states and the thermal neutron spectra with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. The result shows that the keff values are overestimated for JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 by 0.14% - 0.18%, while they are underestimated for JENDL-4.0 by 0.07% - 0.09%. The calculation result with JENDL-4.0 shows a slightly better agreement with this experiment than the others. In addition, the thermal neutron spectrum calculated with ENDF/B-VIII.0 is softer than the others. The Thermal Scattering Law (TSL) data of graphite stored in ENDF/B-VIII.0 suggests that the thermal neutron spectrum become softer than that of traditional TSL data stored in the others. The core characteristics of the reference core, which are necessary for future studies, were obtained.

黒鉛減速炉における中性子照射黒鉛の炭素14(共同研究)

藤井 貴美夫; 松尾 秀人*

JAERI-Review 2002-034, 44 Pages, 2002/12

JAERI-Review-2002-034.pdf:3.34MB

日本原子力発電(株)東海発電所などの黒鉛減速ガス冷却炉では多量の黒鉛材料が減速材や反射材として使用されている。この種の原子炉の廃止措置にあたっては運転期間中に炉心黒鉛材料中に生成した半減期の極めて長い炭素14の濃度を把握し、必要であれば、その濃度を低減する技術を開発することが、処理処分の観点から重要な課題の一つとされている。東海発電所は平成10年3月に営業運転を終了し、廃止措置のための種々の検討が行われている。照射黒鉛の取り扱い技術の開発は重要な検討課題の一つであり、中でも炉心黒鉛を処分するためには炭素14の濃度が問題となることが指摘されている。この問題を解決するための研究の一環として炭素14に関連する文献調査を行った。本報告書は炭素14の挙動や分離技術を主として調査した公開文献の概要を整理したものである。また、本文中で述べていない関連文献は、付録として調査文献リストを掲載した。

原子炉用黒鉛構造部材の受入れ検査

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

https://doi.org/10.7209/tanso.2001.39

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。

Biaxial fatigue strength of a fine-grained isotropic graphite for HTGR

衛藤 基邦; 石山 新太郎

23nd Biennial Conference on Carbon (CARBON '97) Extended Abstracts and Program, Vol,2, p.276 - 277, 1997/00

HTTR炉心用黒鉛IG-11の2軸応力下疲労強度を測定し、単軸の場合と比較した。試験は室温で実施し、応力付加は引張-引張、または引張-圧縮とした。2軸応力は、In-phaseまたはOut-of-phaseの形で付加した。得られた2軸疲労強度を単軸の場合と比較すると、2軸の場合には、単軸の場合よりもだけ疲労強度が高くなり、寿命Nfとの関係は、/ s=A+B log Nf で表されることが明らかになった。また、2軸応力による疲労強度の見かけ上の増加は引張-引張(out-of-phase)引張-引張(in-phase)圧縮-引張(in-phase)の順で大きくなることが明らかになった。

高温工学試験研究炉用黒鉛・炭素材料の弾性変形に関する実験と検討

荒井 長利; 湊 和生; 衛藤 基邦; 奥 達雄*; 依田 真一*

JAERI-M 92-085, 28 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-085.pdf:0.8MB

高温工学試験研究炉の黒鉛構造物の製作には微粒等方性黒鉛IG-110、中粒準等方性黒鉛PGXおよび粗粒準等方性炭素ASR-ORBが使用される。これらの設計用材料データは「高温工学試験研究炉黒鉛構造設計方針」で規定されている。本書は、それらのデータの内、弾性変形の規定に含まれる設計用弾性係数およびポアッソン比の設定根拠を詳しく説明する。即ち、各銘柄の応力-ひずみ関係、弾性係数およびポアソワン比に関する実験データの詳細を示し、その弾性近似の考え方および設定結果を示した。

High temperature Youngs modulus of a fine-grained nuclear graphite oxidized or prestressed to various levels

衛藤 基邦; 奥 達雄; 小西 隆志*

Carbon, 29(1), p.11 - 21, 1991/01

https://doi.org/10.1016/0008-6223(91)90089-2

微粒等方性黒鉛IG-110の高温ヤング率に及ぼす酸化と予応力の影響を調べた。酸化は空気中500Cで10%重量減まで行った。予応力は平均圧縮強度の60または80%とした。酸化、予応力ともに室温及び高温ヤング率を減少させるが、これは亀裂の開孔と成長によって説明できる。酸化黒鉛の高温ヤング率を無酸化材の室温ヤング率から算出する実験式を得た:E(T,d)/E(RT,do)=f(T)(d/do)。ここで、E(T,d)とE(RT,do)は各々、かさ密度dをもつ酸化材の温度Tにおけるヤング率及び無酸化材(かさ密度do)のヤング率である。f(T)、n(T)は実験データから定まる温度Tの関数である。さらに本実験において、酸化材のヤング率が高温熱処理によって一部回復する現象が見出され、これは結晶子の異方性に基づく内部応力が酸化材で小さくなるためと考えられた。

Changes in mechanical properties of graphites parallel and perpendicular to compressive prestress

井岡 郁夫; 依田 真一*

Carbon, 28(1), p.159 - 164, 1990/00

https://doi.org/10.1016/0008-6223(90)90108-B

原子炉級黒鉛(IG-11)電気抵抗、ヤング率、曲げ強度について、予圧縮応力に垂直及び平行な方向から、それら力学的特性を測定した。荷重軸に平行な試片の電気抵抗は、0.4c(c:平均圧縮強さ)まで減少し、0.4c以上で増加した。荷重軸に垂直な試料の電気抵抗は、全応力レベルで増加した。この電気抵抗変化を理解するため、既存マイクロクラックの収縮及び荷重軸に平行あるいは垂直な応力誘起マイクロクラックの発生を基礎としたモデルを提案した。このモデルは、予圧縮応力に伴うヤング率、曲げ強度及び内部気孔状態の測定結果より支持された。

高温ガス炉用微粒等方性黒鉛の疲労強度に及ぼす空気酸化の影響

石山 新太郎; 衛藤 基邦; 奥 達雄

日本原子力学会誌, 29(7), p.651 - 655, 1987/07

https://doi.org/10.3327/jaesj.29.651

高温ガス炉用微粒等方性黒鉛IG-110の引張り-引張り型疲労強度に及ぼす空気酸化の影響を室温で調べた。負荷荷重繰り返し速度を0.5~10Hzとし、酸化は空気中500Cで行った。酸化量は重量減3.5%及び7%とした。酸化に伴う疲労強度の低下は引張り強度の低下と同傾向にあり、次式によって表わせた。log〔(/)(/)〕=-0.00831-0.00988logNf ここで、,,,及びNfは各々、負荷応力、非酸化材の平均引張り強度、酸化前かさ密度、酸化後かさ密度及び疲労寿命である。また、非酸化材に対する疲労曲線と酸化後引張り強度のデータから推定した非破壊確率99%/信頼限界95%の酸化材の疲労強度は酸化材に対する実験データに基づく値よりも安全側の評価を与えた。

Evaluation of the Oxidation Behavior and Strength of the Graphite Components in the VHTR, (I); Normal Operation Condition

衛藤 基邦; 黒沢 武; 野村 真三; 今井 久

JAERI-M 87-056, 49 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-056.pdf:1.11MB

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。

Change in electrical resistance of irradiated nuclear graphite during compressive tests

衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 138, p.131 - 134, 1986/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(86)90265-5

中性子照射した異方性原子炉用黒鉛SMGの圧縮破壊に伴う電気抵抗変化を測定し、非照射の場合と比較することにより照射黒鉛の変形と破壊の機構を考察した。圧縮強度の0.1~0.3の応力レベルでAcross-grain試験片にみられる抵抗減少は照射(970-1000C、1.110n/m(E29fJ)の場合の方が非照射に較べてはるかに大きかった。同様の応力レベルでwith-grain試験片に見られる抵抗増加量は照射、非照射間で大きな差が認められなかった。この現象を照射中に形成される格子間原子ループの寄与として説明を試み、また、圧縮破壊応力の約50%以上の応力レベルから破壊に至るまでの過程は照射、非照射でほぼ同様と推察した。