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Ti/(Be) and BeV/(Be) two-phase alloys三島 良直*; 山本 啓介*; 木村 好里*; 内田 宗範*; 河村 弘
JAERI-Conf 2004-006, p.184 - 189, 2004/03
脆性を有するBeXからなる結晶構造を有するベリリウム金属間化合物の室温延性を発現することを目的として、Be固溶体(
相)を有するBe-Ti及びBe-V系におけるミクロ組織と機械的特性の関係について研究した。アーク溶製された試料について高温圧縮試験を実施した結果、3at%及び5at%TiあるいはVを添加した合金は室温で延性を示したものの、1000
Cでの機械的強度は100MPa以下と小さくなったが改善の方向性を示した。
中塩 信行; 中島 幹雄
デコミッショニング技報, (26), p.45 - 55, 2002/11
低レベル放射性廃棄物の溶融処理は、減容比が大きいこと,放射性核種の閉じ込め性能が高い固化体を製作できることなど、処分を考慮した均質で安定な廃棄体を製作するための有望な処理方法として注目されている。日本原子力研究所(原研)では低レベル放射性廃棄物を溶融処理により減容し、処分に向けて均一で安定な廃棄体を製作するために、1999年から高減容処理施設の建設整備を進めている。施設の供用開始に先立って、原研では処分に適した安定で放射能分布の均一な溶融固化体を製作するための溶融条件を把握することを目的に、プラズマ溶融処理によって製作した溶融固化体の性能評価試験を行ってきた。溶融試験では、非金属廃棄物を中心とした模擬雑固体廃棄物とRIトレーサーを非移行式プラズマトーチの加熱によって溶融し、溶融時における核種移行挙動及び溶融固化体の均一性,化学組成及び機械的強度等を調べたので、その一部を紹介する。
杉田 裕; 油井 三和
JNC TN8450 2001-007, 16 Pages, 2002/02
JNC-TN8450-2001-007.pdf:0.78MB
本資料は、地層処分研究開発第2次取りまとめ-分冊2 地層処分の工学技術-の中の設計用岩盤特性値で示されている硬岩系岩盤、軟岩系岩盤の一軸圧縮強度と圧裂引張強度の関係のデータセットである。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-005, 164 Pages, 2000/06
JNC-TN9440-2000-005.pdf:4.51MB
本報告書は、第34サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第35サイクルの照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第34サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーベイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第34サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD537の68,500MWd/t(要素平均)である。
上羽 智之
JNC TN9420 2000-005, 28 Pages, 2000/03
JNC-TN9420-2000-005.pdf:0.94MB
実用化戦略調査研究の第一フェーズの計画では、基本的な目標を高速炉、再処理施設及び燃料製造施設からなるFBRサイクルシステムの複数の実用化概念の摘出と技術開発計画等の実用化シナリオの提示としている。この研究開発はシステム技術開発(FBR、再処理及び燃料製造)、実用化要素技術開発、システム技術統合・評価の3つの階層で進めることとしており、FBRのシステム技術開発では、ナトリウム、重金属、ガス(炭酸ガス、ヘリウムガス)、水等の冷却材、中小型モジュール炉、並びにMOX、金属及び窒化物の燃料からなる技術選択肢に係るプラント概念を検討することとしている。本報告書はこの検討の一環として、ヘリウムガス冷却炉心の適応材料とそのHe環境下での健全性(腐食特性および機械強度、照射特性)に関する調査を行ったものである。
鈴木 英明*; 藤田 朝雄
JNC TN8400 99-016, 34 Pages, 1999/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおける人工バリアは、ガラス固化体、オーバーパック、緩衝材を基本として構成され、このうち、緩衝材には膨潤性粘土のベントナイトを高密度に締固めた圧縮ベントナイトを用いることが考えられている。圧縮ベントナイトは、地下水の浸潤にともない膨潤し、圧縮ベントナイト中の隙間や隣接する岩盤の割れ目への充填や、非常に低い透水性により地下水の移動を抑制する機能を有している。しかし、ガラス固化体が核種の崩壊により熱を発生するため、圧縮ベントナイトが乾燥し収縮やひび割れを生じた場合には、地下水の部分的な侵入など物質移動抑制の観点から人工バリアの密閉性の低下や機械的強度の低下などが懸念される。本報告書では、圧縮ベントナイトの乾燥収縮特性について報告する。土の収縮現象は、土が水分などの放出によってその体積を現象させることであり、干拓地の地表のひび割れなどは典型的な例である。収縮の程度には土の構造が大きく関与しており、粘性土の特徴的な物理化学的性質の中でも、収縮現象は膨潤現象と並んで基本的な特性のひとつである。実験では、圧縮ベントナイトの供試体を製作する際の初期含水比をパラメータに、乾燥によるひび割れの発生はほとんどないことが分かった。また、供試体の初期含水比が大きいほど、乾燥により体積変化が大きく、収縮限界、線収縮などの収縮定数は初期含水比に依存することが分かった。さらに、乾燥によって生じたひび割れや亀裂の機械的強度への影響を確認するため、乾燥前後の供試体の一軸圧縮強さを比較した。その結果、乾燥後のひび割れを持つ供試体の一軸圧縮強さ、およびE50は湿潤状態の供試体よりも大きく、乾燥によってひび割れが生じた場合でも機械的強度は低下しないことが分かった。
竹内 正行; 大橋 和夫; 藤咲 和彦*; 石橋 祐三; 武田 誠一郎
PNC TN8410 98-060, 74 Pages, 1998/03
(目的)本件は、Tiより耐食性に優れ、かつTi-5Ta、Zr等よりも装置の製作コストが安価な材料を創製することを目的として実施した。(方法)機器材料開発室で行なった耐食性Ti系合金の試作結果に基づき、Tiの耐食性を向上させる元素としてNbを選定した。そしてNbの添加量を変化させたTi-Nb合金を4種類(Ti-3Nb,Ti-5Nb,Ti-10Nb,Ti-20Nb)試作した。試作した合金について機械的強度、熱間加工性、耐食性に関する評価を行なった。(結果)評価結果を以下に示す。(1)いずれのTi-Nb合金も、目標通りの組成に溶製できた。(2)TiにNbを添加することにより機械的強度は強化され、Nb量とともに強化の度合いは高くなる。なお、いずれの合金についても熱間加工性は良好であるといえる。(3)Ti-3NbおよびTi-5Nbの室温での曲げ加工性は良好であった。Ti-10Nbでは1枚は良好な結果であったが、1枚について部分的に肌荒れが観察された。なお、Ti-20Nbはまったく変形せずに破断した。(4)酸回収蒸発缶模擬液中において、Ti-Nb合金の腐食速度はNb添加量とともに低下し、いずれの合金についてもTiより優れた耐食性を示した。Ti-Nb合金の腐食形態は、いずれも全面腐食であった。(5)Ti-Nb合金の優れた耐食性は、表面に生成するTiO2皮膜に起因している。NbはNb2O5として材料表面に濃縮し、TiO2皮膜の保護性を向上させると考えられる。(結論)今回試作した4種類のTi-Nb合金のなかでは、Ti-10NbがTi-5Taより安価で、高い耐食性と良好な加工性を兼ね備えた合金であるといえる。より最適なNb量の決定に際しては、10wt%Nbを中心としてNb量をパラメータとしたTi-Nb合金を試作し、各種評価を実施する必要がある。また、機器材料としたときに要求される溶接性についての検討も必要である。
not registered
PNC TJ1211 98-005, 62 Pages, 1998/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、鋼を用いた複合オーバーパックについて海外における検討事例の調査および鋼材料に関する調査とオーバーパック耐圧強度に関する検討等を実施し、これに基づいた構造概念の構築を行った上、詳細設計を実施した。次に、品質管理に関する検討ならびに放射線損傷に関する検討を行った。
大迫 顕彦*; 田中 宏和*; 橋本 知彦*; 下田 収*
PNC TJ1211 98-004, 138 Pages, 1998/02
高レベル放射性廃棄物地層処分の研究開発においては、人工バリアに要求される性能を確保し得る技術的方法を明らかにするため、人工バリアの設計、製作及び施工に関する工学的検討が行われている。現在、人工バリアの構成要素の一つであるオーバーパックについては、炭素鋼単体構造からなる炭素鋼オーバーパックと、構造強度を維持するための炭素鋼本体にチタン、銅などによる耐食層を設けた二重構造からなる複合オーバーパックという二つの概念が示されており、それぞれに対してその機能性、施工性の面から検討が進められている。本委託研究では、銅を用いた複合オーバーパックについて海外における検討事例の調査および銅材料に関する調査とオーバーパック耐圧強度に関する検討等を実施し、これに基づいた構造概念の構築を行った上、詳細設計を実施した。次に、品質管理に関する検討ならびに放射線損傷に関する検討を行った。
K.Humer*; H.W.Weber*; E.K.Tschegg*; 江草 茂則; R.C.Birtcher*; H.Gerstenberg*; B.N.Goshchitskii*
Fusion Technology 1994, 0, p.973 - 976, 1995/00
核融合炉用超電導磁石の絶縁材料として有力な候補である繊維強化高分子(FRP)の機械特性に対する放射線損傷の影響を調べた。この試験プログラムでは、出来るだけ幅広いスペクトラムのFRPを網羅するため、マトリックス樹脂としてはエポキシ、ポリイミド、ビスマレイミドを選び、一方、補強材としてはE-、S-、及び、T-ガラス繊維の2次元及び3次元編みの補強材クロスを選び、種々のFRPに対する放射線照射効果を調べた。
山本 勝; 新沢 幸一*; 小椋 正己; 室川 佳久; 真道 隆治; 上野 勤; 本橋 昌幸
PNC TN8470 93-002, 99 Pages, 1993/01
ガラス固化技術開発施設付属排気筒工事(以下「本工事」という)は、平成元年9月より現地工事を開始し、約17ヶ月の工期を要して平成3年2月に完了した。本報は、本工事の設計・許認可工事の詳細内容を報告した。本報の主要な内容は次のとおりである。1)付属排気筒の概要2)契約の内容3)付属排気筒工事の概要とその詳細内容4)国の使用前検査と動燃の自主検査5)許認可業務内容6)施工上の検討事項
藤田 朝雄; 五月女 敦; 原 啓二
PNC TN8410 92-170, 84 Pages, 1992/06
高レベル廃棄物地層処分における緩衝材には止水性・核種吸着性・機械的安定性など多くの性能が要求される。現在までのところ、これらの要求性能の多くを満足するものとして圧縮べントナイトが有望な候補材料と考えられている。動燃事業団では、地層処分研究の一環として、人工バリア技術開発および性能評価の基礎データとするために緩衝材の特性に関する研究を進めている。本報告は、緩衝材としての圧縮ベントナイトの力学特性の把握を目的として、三軸圧縮試験を実施し圧縮ベントナイトの静的な応力条件下の変形特性、せん断特性やその密度、飽和度、温度依存性等に関するデータをまとめたものである。実験方法は、非圧密非排水(UU)三軸圧縮試験法であり、試験パラメータは、緩衝材の乾燥密度、飽和度、温度、ケイ砂含有率である。試験結果より、応力-ひずみ関係、破壊応力及び弾性係数は、乾燥密度、飽和度、温度、ケイ砂含有の有無に影響を受けることが示された。温度の影響は他のパラメータに比べ顕著には現れなかった。破壊時の包絡線は、今回の拘束圧レベルでは、モールの破壊包絡線で示すことができ、せん断特性を概略的に把握することができた。
鈴木 英明*; 柴田 雅博; 山形 順二*; 広瀬 郁朗; 寺門 一馬*
PNC TN8410 92-057, 96 Pages, 1992/03
高レベル放射性廃棄物地層処分における人工バリアのひとつに緩衝材があり、ベントナイトがその候補材料と考えられている。本報告においては、国産のベントナイト製品の中から山形県月布産のベントナイトについて、1.製品の組成、化学的な特性値等に関する調査および試験2.圧密成形した際の機械的強度、熱伝導率・膨潤圧力および透水係数を定量的に把握するため試験を実施した。その結果、機械的強度,熱伝導率,膨潤圧力および透水係数はいずれも乾燥密度の大きい方が、緩衝材として望ましい特性を示すことがわかった。また、ケイ砂の混合により熱伝導特性を向上させ得ることが明らかとなったが、混合率の決定にはケイ砂の混合による他の性能変化を併せて検討を行う必要があることがわかった。本試験の結果から、上記の各特性の値を定量的に示した。
荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 小林 一夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.480 - 489, 1987/06
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス炉用炉内温度センサとして、白金モリブデン合金熱電対を実用化するため、Pt-5%Mo/Pt-0.1%Mo熱電対の裸素線を試作し、高温アルゴン中および高温真空中で加熱して、熱起電力、機械的強度、金属組織の安定性を調べた。高温アルゴン中では不純物ガスによるMoの選択的な酸化や炭化が生じ、機械的強度が大巾に低下し、粒界腐食が生じたが、真空中では熱電的、機械的、金属組織的な諸特性はすべて安定していた。これより、素線回りの雰囲気管理の重要性が明らかとなり、不純物ガスのゲッター材であるタンタルをシースとしたTaシース熱電対を試作して1200C
3000時間の長期高温試験を実施した。その結果、熱起電力ドリフトは0.7%以下で、素線の機械的強度の劣化もなく、すべて良好に作動した。これより、実用化へ向かっての開発の見通しが得られた。
森山 昇; 土尻 滋; 松鶴 秀夫
Nucl.Chem.Waste Manage., 3, p.23 - 28, 1982/00
本報は、BWR蒸発缶濃縮廃液に対するポリエチレン固化法の適応性について検討したものである。本実験では,この廃棄物の主成分である硫酸ナトリウムを、実験室規模の回分型固化装置でポリエチレン固化し、得られた固化体の均質性、密度、機械的特性、耐水性、浸出性および減容性を調べた。ポリエチレン固化法では、硫酸ナトリウムを混入率70wt.%まで均質に固化できるが、耐浸出性および耐水性から、混入率は50wt.%が適当である。混入率50%wt.%の固化体は、密度が1.28g/cm
、圧縮破壊強度が213kg/cm
であり、また粘り強い機械的性質を有する。この固化体のナトリウムの浸出に関する拡散係数は10
~10
cm/dayである。ポリエチレン固化体は、水中において体積膨張、分離および崩壊現象を生じない。また、減容効果が大きく、セメント固化する場合に比べて、固化体の発生量は1/5になる。
本岡 隆文; 鈴木 和博; 鈴木 美穂; 豊川 琢也; 木村 康彦
no journal, ,
福島事故時に1F4燃料プールに保管されていた燃料について、海水注入による使用済燃料被覆管への腐食影響を調査する目的で、事故当初の燃料プール環境を模擬した80Cの人工海水に300時間浸漬した使用済被覆管に対して、外観検査・金相試験・機械的強度試験を実施した。外観検査および金相試験で、海水浸漬による腐食影響は認められなかった。また、引張強度は、未浸漬のものと同等であった。
