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ホット試験室
JAERI-Review 2002-039, 106 Pages, 2003/01
JAERI-Review-2002-039.pdf:9.46MB
本報告書は、平成13年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTE及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では所外利用として、前年度に引き続きBWR燃料集合体の非破壊・破壊試験,サイクル機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の非破壊試験等を実施した。所内利用として、「むつ」使用済燃料集合体の再組立及び照射後試験に着手した。WASTEFでは廃棄物処理処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物の高温安定性試験及び原子力用材料のIASCC研究にかかわるSSRT試験装置の整備・性能試験を実施した。ホットラボでは所外利用として、東電柏崎5号機で照射された大幅高燃焼度用照射材料の照射後試験を実施した。所内利用では核融合炉材料及び大強度陽子加速器ターゲット容器材料等の照射後試験を実施した。また、ホット試験室の総力を挙げて、国からの要請による中部電力浜岡原発1号機の余熱除去系配管破断の検査を行った。
塚田 隆; 實川 資朗; 芝 清之; 佐藤 義則*; 柴原 格*; 中島 甫
Journal of Nuclear Materials, 207, p.159 - 168, 1993/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.97(Materials Science, Multidisciplinary)高速実験炉「常陽」の燃料集合体として照射されたラッパー管材の水中応力腐食割れ挙動を調べるため、水中低歪速度引張試験(SSRT)及び電気化学的再活性化(EPR)試験を行った。試料は、温度425
Cで8.3
10
n/m
(40dpa)まで照射された。SSRTによる結果では、200C、300Cの水中において破断面の一部に粒界割れが見られたが、60C水中及び300C大気中では延性破面となった。従って高温水中では粒界型応力腐食割れが生じたと考えられる。この材料は溶体化状態で使用に供されたものであるため、この割れ現象は照射誘起応力腐食割れ(IASCC)である。EPR試験では、再活性化挙動及び試験後の表面に選択的腐食が観察され、これらは照射により材料に誘起されたCr欠乏(照射誘起偏析)が原因であると考えられる。これらの現象について中性子スペクトル等の観点から検討を行った。
塚田 隆
微小試験片材料評価技術の進歩, p.34 - 36, 1992/03
本報告書は、同原子力学会委員会の活動を総括するために作成された。発表者は照射腐食及び照射腐食割れに関する項目の執筆を行った。耐食性については、照射腐食に係わる腐食の一般論、照射材の腐食試験法、腐食環境への照射効果、腐食試験片小型化の問題等について記述した。SSRT(低歪速度法)試験については、照射材の高温水中SSRT試験の技術的課題、原研大洗研ホットラボに設置した照射腐食割れ試験装置の概要、その装置を用いて行ったORR(オークリッジ研究炉)照射した小型試験片の試験の概要について記述した。EPR試験については、当試験方法の概要、及び原理、具体的方法と粒界鋭敏化度の評価方法等について記述した。そして、原子炉照射材に対するEPR試験の適用例として、東海研ホットラボにおいて開発した照射材遠隔電気化学測定法の概要及びそれを用いた「常陽」ラッパー管材のEPR試験結果の概略について記述した。
塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 佐藤 義則*; 柴原 格*
PNC-TN9410 92-295, 67 Pages, 1992/00
平成3年度に原研・動燃による共同研究として開始した「中性子照射材料の破壊特性評価試験」のうち、照射済みラッパー管材料を供試材とする水環境下の応力腐食割れ性評価試験に関しては、平成4年8月までに大洗研ホットラボにおいて水中応力腐食割れ試験を、また東海研ホットラボにおいて電気化学的腐食試験を実施した。本報はその中間報告書である。本共同研究では、高速実験炉「常陽」で使用された燃料集合体から採取したラッパー管材料(照射量810
n/cm、照射温度約400C)を試料とし、溶存酸素32ppmの純水中で60C、200C、300Cにおいて低歪速度引張(SCRT)試験を実施した。その結果、60Cでは完全延性破断となるが300Cでは粒界型応力腐食割れ感受性を持つようになることを見出した。また、同じ材料について遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的腐食試験(EPR試験及び定電位電解試験)を実施し照射によると考えられる耐食性の変化を検出した。
早川 均*; 木内 清; 菊地 正彦; 山之内 直次*
Proc. of the Int. Symp. on Material Chemistry in Nuclear Environment, p.427 - 435, 1992/00
再処理プラントの主要構成機器に用いられる純Zrおよび比較材として純Ti,Ti-Zr合金に関して沸騰硝酸中における耐食性、応力腐食割れ性(SCC)を評価した。その結果、流動沸騰硝酸中での純Tiの腐食量は流動速度が大きくなるにつれ増加した。またバッチ式沸騰硝酸溶液で腐食試験を行なったところ、Ti-Zr合金は純Ti,純Zrと比べ腐食量が増大し、Zr含有量で20%付近が上限となった。一方、定速低ひずみ引張法を用いてSCC試験を実施したところ、純TiおよびTi-Zr合金ではSCCの傾向が認められなかったのに対し、純Zrは沸騰硝酸中における絞り値の低下および表面割れの発生が観察された。またこの傾向は硝酸濃度の増加および応力集中を容易にした切欠入り試験片を用いての試験により顕著となった。これらの結果をもとに試験合金の沸騰硝酸における腐食およびSCC挙動のメカニズムについて検討を加えた。
横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫
JAERI-M 90-237, 103 Pages, 1991/01
原子力材料について、その特性データを収集し効率的に利用することを目的として、原子力材料総合データベース(JMPD)の整備を行っている。大型計算機のリレーショナルデータベース上に、原研が実施した原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長に関する国内共通材料試験及び米国電力研究所等で整備している軽水炉構造材料の腐食割れに関するデータベース(EDEAC)等からデータを収集し、疲労き裂成長試験、クリープ試験、応力腐食割れ試験及びSSRT試験のデータを投入した。検索コマンドによる検索のほか、メニュー選択で目的とする検索が可能なシステムを作成し、ユーザフレンドリネスを高めた。また、検索した後に容易に図形処理、解析処理が出来るシステムを検索システムに組み込んだ。
塚田 隆; 芝 清之; 近江 正男; 木崎 實; 松島 秀夫; 中島 甫
Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, 8 Pages, 1991/00
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、原子炉炉心構造材料(ステンレス鋼等)にとって共通の環境劣化効果である。それは、中性子/
線照射と化学環境の共働効果である。IASCCは近年、軽水炉炉心構造物及び将来の核融合炉のプラズマ対向機器の寿命又は機能を制限する因子として注目されている。本報では、IASCC研究のために原研ホットラボに設置した、低歪速度引張試験(SSRT)装置及び電気化学的腐食試験装置について、その概要を報告する。SSRT試験装置では、照射済み試験片及びセル内装置の安全かつ確実な取り扱いのため、オートクレーブの簡便な締め付け機構の開発等を行った。この装置を用いて高温高圧水中におけるIASCCの発生を確認した。また、電気化学測定は照射材の遠隔腐食試験に適した方法と考えられ、これをホットセル内で行う装置の開発を行った。この装置により照射材のEPR(電気化学的再活性化)試験を実施した。
