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山内 紹裕*; 天谷 政樹
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 7 Pages, 2018/10
Zry-4被覆管の昇温時の水素固溶限に及ぼす製造時最終熱処理の影響を調べるため、予備水素吸収させた冷間加工、応力除去焼きなまし、再結晶焼鈍しZry-4被覆管を用いたDSC測定を50-600
Cの範囲で実施した。得られたDSC曲線及び金相写真から、水素化物の初期状態が水素化物の固溶挙動に影響を与えることが示唆された。本試験で得られたTSSD温度及び水素濃度のアレニウスプロットより、冷間加工材が最大のTSSDを示し、次いで応力除去焼きなまし材、再結晶焼きなまし材の順であることがわかった。本試験の結果は、Zry-4被覆管の製造時最終熱処理に起因する微細組織の違いが水素化物の固溶挙動に影響を及ぼすことを示唆した。
井岡 郁夫; 須賀 正孝*; 永瀬 文久; 二川 正敏; 木内 清
JAERI-Tech 2001-013, 111 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-013.pdf:7.47MB
発電炉の超高燃焼度化において、耐久性に優れた被覆管材料の開発は最重要課題である。高燃焼度用ジルカロイ被覆管の開発経緯、現用ジルカロイの事故時を含む安全性評価の考え方、超高燃焼度燃料用被覆管の候補材の一次絞り込み及び被覆管としての安全裕度の付加の観点から被覆管表面の改質技術について基礎調査を行った。ジルカロイを含むジルコニウム合金の開発経緯から、従来の耐食性模擬試験(炉外試験)ではジルカロイ合金の炉内での腐食を比較、評価することが困難であり、実環境下での被覆管の耐食性支配因子の解明と実施条件を模擬した試験技術の開発が望まれる。反応度事故(RIA)や冷却剤喪失事故(LOCA)時の観点から、重照射場・温度傾斜場での高温水腐食によるジルコニウム合金の脆化は高燃焼度化の支配因子と考えられる。超高燃焼度燃料用被覆管の候補材としては、実用性の高い耐食金属材料の調査、基礎評価をもとに、今後の開発・改良が見込まれる安定オーステナイトステンレス鋼と中低温で水素固溶限が大きく、耐食性の改善が期待されるニオブ合金を選定した。
渡部 和男
標準物質; 分析・計測の信頼性確保のために, p.175 - 178, 1998/00
核燃料・炉材料関連の標準物質に関して、原研分析センターにおいて開発・作製したものを中心にとりまとめた。ジルコニウム合金については、JAERI Z11~Z23について、耐熱合金は、JAERI R1~R9について、核燃料ウランについては、JAERI V1~V5について、それぞれ試料の特徴、認証成分元素等を記述した。
渡部 和男
ぶんせき, 0(3), p.196 - 197, 1996/00
核燃料・原子炉材料分析用標準試料に関して、原研分析センターで開発したものを中心に解説した。これまで開発した標準試料は、(1)ウラン分析用標準試料(不純物元素定量用、純分ウラン定量用、ウラン濃縮度測定用)、(2)ジルコニウム及びジルコニウム合金分析用標準試料、(3)耐熱合金分析用標準試料、(4)高純度黒鉛分析用標準試料、などである。これらの標準試料は、日本をはじめ各国の機関に供給され、関連の分析の信頼性向上に役立っている。
高島 教一郎; 樋田 行雄
分析化学, 43, p.489 - 494, 1994/00
ジルコニウム及びジルコニウム合金試料中に含まれる微量カドミウムを陽イオン交換樹脂を用いて分離した後、黒鉛炉原子吸光法で定量する方法を確立した。この方法をジルカロイ分析用標準試料及び核燃料被覆管材などに適用し、これまで以下表示されていたカドミウムの実存量を明らかにした。また、本法の定量下限を決めているのは使用する水、試薬などのブランク値のばらつきであることが分った。本法の相対標準偏差は1ngCd/mlレベルで約6%であり、実試料中のカドミウム含有率は10ng/g以下であった。
小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格
PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10
「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.6
1021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。
核燃料・炉材料等分析研究委員会
JAERI-M 91-044, 85 Pages, 1991/03
1987年4月、原研の核燃料・炉材料等分析研究委員会のもとに設置された材料分析専門部会は、ジルコニウム及びジルコニウム合金分析用標準試料JAERI-Z21~Z23の表示値付けの作業を開始し、八回の専門部会を開催して、1990年3月、16元素について表示値をまとめこの作業を完了した。この報告は標準物質の製作、表示値決定などの審議経過をまとめたものである。
加藤 金治
分析化学, 39(8), p.439 - 444, 1990/08
塩素化分離とICP-AESとを組み合わせた原子炉級Zr合金(ジルカロイ-2)の分析法を開発した。試料1gはPtボートに取られ、ガラス製反応管中において約330Cで100ml/minのHClガスを通じることにより塩素化される。主成分であるZrはZrCl
として揮散分離され、塩素化残分としてほぼ100%残留する目的元素は混酸(6M HCl3ml+濃HNO
9滴+濃H
SO3滴)に溶解され、濾過後蒸留水で20mlに希釈定容されて、最終的に検量線法を用いるICP-AESにより多元素同時定量される。本法の特徴は分離操作の容易なこと、多くの金属元素を定量対象にできること、検量にマトリックスマッチング操作が不要であること、試料の形状を問わないことの諸点にある。本法をJAERI及びNBSのZr合金標準試料中のFe、Ni、Cu、Co、Mn及びPbの定量に適用して良好な結果を得た。
宮島 生欣*; 河村 弘; 原田 良夫*; 中田 宏勝
日本セラミックス協会学術論文誌, 98(1139), p.721 - 725, 1990/07
核融合炉用の燃料であるトリチウムは、Li含有セラミックス等を中性子照射することによって製造される。このLi含有セラミックスを入れる照射容器材はジルコニウム合金であり、これはトリチウムによって水素脆化を起こす。その水素脆化を防止するために必要なセラミックスコーティング膜或はコーティングされた照射容器材の機械的特性を把握するために、引張試験、扁平試験、引張試験時及び扁平試験時のアコースティックエミッション(AE)測定を行った。本試験の結果、コーティング処理後の照射容器材は使用に耐えうる強度を有すること、また、コーティング膜の剥離及びクラックに対応したAE信号及び応力変化が発生することが明らかになった。
高島 教一郎
JAERI-M 85-028, 43 Pages, 1985/03
原研の核燃料・炉材料等分析委員会内に設置された、第2次ジルカロイ分析専門部会は、ジルコニウム及びジルコニウム合金中のハフニウム定量の共同実験を15分析所で行い、高周波誘導結合プラズマ発光分光分析法の実用性を評価した。本報告書では、各分析所が共同実験で使用した装置及び操作条件、定量方法、定量結果及びその評価などについて述べる。10種類の共通試料に対して得られたICP分折法による定量結果は、表示値あるいは原研で行ったIDMSによる分折値と比較され、極めてよく一致していた。ICP(DCOを含む)分折法は、ジルコニウム及びジルコニム合金中の30~250ppmハフニウムを定量するための日常分析法として有効であることが分った。
核燃料・炉材料等分析委員会
JAERI-M 83-241, 64 Pages, 1984/02
1978年4月、核燃料・炉材料等分析委員のもとに設置された、第2次ジルカロイ-2分析専門部会は1983年6月までに、国内13分析所が参加した共同分析で、8種類のジルコニウム及びジルコニウム合金標準試料中の72成分について、その表示値を決定した。本報告はこれら標準試料の製作方法、均一性試験、仮表示値をつけて頒布するまでの審議経過をまとめたものである。
星野 昭
JAERI-M 83-035, 43 Pages, 1983/03
1978年核燃料・炉材料等分析委員会に設置された第2次ジルカロイ分析専門部会は1983年までにジルコニウムおよびジルコニウム合金の共同分析を行い、8種類の標準試料(JAERI-Z11~Z18)の表示値を決定した。本報告はこれら標準試料のうち炭素分析標準試料(JAERI-Z17,Z18)の審議活動をまとめたものである。専門部会では試料の燃焼、助燃剤、試料サイズ、試料の洗浄・乾燥、装置の校正など炭素分析に関する問題を検討し、JAERI-Z17,Z18の共同分析結果からそれぞれの表示値を0.010%,0.015%と決定した。本報告は分析法の検討、JAERI-Z17,Z18の製作、共同分析炭素分析法について述べている。
三浦 信; 日高 康雄; 神谷 和明; 大森 拓郎; 小幡 真一; 田中 康正; 椎名 定; 小笠原 甲士
PNC TN841 79-12, 103 Pages, 1979/03
新型転換炉用新材料被覆管開発のため,昭和49年度に試作されたZr-1%Nb試作被覆管について,第一報に引続き評価試験を実施した。その結果,引張強さ・破裂圧力などの強度はZry-2と同程度であるが,破断伸び・最大円周伸びなどの延性はZry-2より低い値を示す。水中300
における腐食試験ではZry-2と大差ないが,水蒸気中400における試験ではZry-2よりやや大きい腐食増量を示す。また,Zr-1%Nb合金に関する文献データを抜粋してまとめ,さらに,ソ連の軽水炉について要約した。
橋谷 博; 吉田 秀世*
分析化学, 19(3), p.403 - 406, 1970/00
新しい原子炉材料として注目されているジルコニウム-ニオブ合金中の3%程度のニオブの定量法として吸光光度法3法と過マンガン酸カリウム決定法を検討し,過酸化水素吸光光度法が最も好ましいという結論を得た.
仲原 魁人*; 川田 理央*; 入澤 恵理子; 上田 光敏*; 河村 憲一*
no journal, ,
Zr酸化皮膜を利用した酸素センサーの開発において、Zr酸化皮膜成長に伴う酸素吸収により、正確な酸素濃度測定ができないことが問題となる。この課題を解決するために、Zrの活量を下げ酸化皮膜成長を抑制する合金元素としてZr-Cu合金系に着目した。本研究ではZr-35Cu(ZrCuとZr
Cu
の2相共存合金)における高温酸化挙動を検討した。その結果、今回検討したZr-Cu合金ではZrOの成長抑制はできないことが明らかとなった。
大東 純*; 河村 憲一*; 上田 光敏*; 入澤 恵理子; 小松 篤史
no journal, ,
ジルコニウム合金とその酸化皮膜を酸素センサへ応用することを目的とし、Zr-63 at.%Al、Zr-39 at.%Al、Zr-31 at.%Y合金の高温酸化実験を行った。これらの合金の酸化挙動を観察し、また、酸化抑制が確認できた合金に関してはその酸化皮膜の起電力測定を行い、酸化物イオン伝導性を検討した。Zr-39 at.%Al、Zr-31 at.%Y合金については、合金化による酸化ジルコニウム成長速度の抑制効果は見られなかった。一方、Zr-63 at.%Al合金については、薄く均一で緻密な酸化ジルコニウム皮膜が形成した。この酸化皮膜について既知の酸素濃度のガス中で起電力測定を行ったが、想定される起電力よりも小さく,酸化物イオン伝導性は十分とは言えなかった。
