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川合 將義*; Li, J.*; 渡辺 龍三*; 栗下 裕明*; 菊地 賢司; 五十嵐 廉*; 加藤 昌宏*
第23回熱物性シンポジウム論文集, p.313 - 315, 2002/11
タングステンは中性子の収量が高く、重金属の中では半減期が短いため、核破砕中性子源ターゲット材料の候補として選ばれた。しかし、タングステンは、放射線下での冷却水への耐食性と耐照射性を改善する必要がある。しかも、核破砕中性子源では発熱密度が数MW/m
と高く、冷却水の流速を上げる必要がある。例えば、秒速5mではタングステンの損耗速度が静水中に比べて50倍ほど高まるというデータが、杉本の腐食試験によって得られている。そのため、タングステン結晶粒の間にステンレス鋼相のネッワークが形成され、タングステン粒子がステンレス鋼相に包まれるような重合金型複合材料が強靭性と耐食性に強いターゲット材料として期待されている。われわれは、成形自由度の高い粉末冶金プロセスを使用して、ステンレス鋼を結合相とするタングステン/ステンレス鋼系重合金型焼結合金を作製し、その液相焼結組織及び焼結体の機械的・熱的特性を評価することにより、核破砕中性子源用ターゲット用の材料開発を行った。得られた合金の密度は比較的高いが、完全な液相系合金でなく、熱伝導度は理論値に比べて低いものであった。今後、さらなる改良が必要である。
渡辺 庄一; 三好 慶典; 山根 祐一
JAERI-Tech 2002-043, 93 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-043.pdf:6.74MB
ウラン加工工場臨界事故では、初期バースト出力に引き続き、プラトー部では熱的に有意な出力レベルが持続した。一連の事故出力変化は、JCO東海事業所の
線エリアモニタの観測データとして記録されている。この有意な出力レベルが持続した要因として、JCO沈殿槽の冷却水ジャケットの水が流れていたことが挙げられる。また、緩やかな出力降下が観測されたが、主な要因として燃料溶液からの水分蒸発効果が考えられる。観測された出力を再現し得る熱的な条件について知見を得ることを目的として、JCO沈殿槽の本体部を模擬したモックアップ試験装置を製作し、一点炉近似動特性方程式を解いて得られた出力に基づき電気ヒータ出力を制御する方法により、プラトー部での熱特性シミュレーション試験を行った。主な試験パラメータは、初期投入反応度に対応する初期溶液温度及び熱除去にかかわる冷却水流量である。試験では有意な水分蒸発量が測定され、反応度約2.5ドルの場合にプラトー部での観測値を再現する結果が得られた。
菱沼 章道; 高木 清一*; 安彦 兼次*
Physica Status Solidi (A), 189(1), p.69 - 78, 2002/01
被引用回数：13 パーセンタイル：55.67(Materials Science, Multidisciplinary)高クロム鉄基合金またはクロム基合金は、現在の代表的工業材料であるオーステナイト鋼やフェライト鋼に比べて優れた高温強度と耐食性を有し次世代の有力な先進材料の一つである。しかしながら、これらの材料は一般的に脆いという大きな欠点があり、その本質的な開発研究はこれまでほとんど行われてこなかった。しかし、最近この脆性が高純度化によって克服される可能性が示され、これらの合金の開発研究が本格的に開始されようとしている。また、原子力材料への応用でも、優れた低放射化性や熱伝導度などから注目されつつある。本レビュー報告書では、クロム基合金を中心に、その魅力ある特性を従来材と比較して概括する。同時に、耐熱合金、耐食材料、原子力材料への適用の可能性及び高純度化によるその脆性の克服に関する現状と今後の展望を概説する。
中村 仁一
最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.93 - 98, 2001/06
UO
ペレットは燃焼度の増大とともにFPの生成と固溶、照射損傷の蓄積等により種々の熱特性、熱伝導率、比熱容量(比熱)、融点等が変化する。これらの熱特性は燃料の温度、FPガス放出、PCMI等に影響を与え、燃料挙動を支配する重要な因子である。最近の軽水炉燃料の高燃焼度化に伴い、これらペレットの熱特性の燃焼度依存性データが蓄積されつつある。本報は、最近のUOの熱特性研究の現状をまとめたもので、原研の行った高燃焼度燃料の熱拡散率測定や、比熱測定の成果を含め、熱伝導率に対する燃焼度及びリム組織生成の影響、比熱及び融点に対する燃焼度の影響等を説明している。
熊田 俊明*
JNC TJ8400 2000-017, 74 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-017.pdf:1.71MB
本報告は、本研究シリーズの第2年度(1997年度)に提案した点熱源熱物性値測定法の精度向上と、ベントナイトと珪砂の混合材(分散物質)の熱伝導率の測定を行い、水分含有ベントナイトおよび珪砂混合緩衝材の熱物性値の推算法を確立することを目的とする。緩衝材の熱物性値は、荷重によって決まる密度、水分含有率、珪砂の混合率などによって異なる。緩衝材は使用期間に、種々の温度や荷重および水分含有率の環境に置かれると考えられ、このような緩衝材の熱物性値を知ることが必要である。ベントナイトと珪砂の混合材を分散物質として、既存の分散物質の熱伝導率推算法と既存および本研究における測定値を比較することにより、より精度良い推算式を特定した。既存の熱伝導率推算式では、Frickeの回転楕円体をランダムに分散した場合の推算式と熊田の考案した任意の形状の分散体を回転楕円体に換算する方法を用いれば、精度よく混合材の熱伝導率を推算できる。また、球状分散体に適用する推算式であるBruggemanの式によっても実用上十分な精度で珪砂混合緩衝材の熱伝導率を推算できる。
千々松 正和*; 藤田 朝雄; 杉田 裕; 谷口 航
JNC TN8400 2000-008, 339 Pages, 2000/01
JNC-TN8400-2000-008.pdf:30.96MB
高レベル放射性廃棄物の地層処分における廃棄体定置後のニアフィールドでは、廃棄体からの放熱、周辺岩盤から人工バリアへの地下水の浸入、地下水の浸入による緩衝材の膨潤圧の発生、周辺岩盤の応力変化などの現象が相互に影響することが予想される。このような、熱-水-応力連成現象を評価することは、ニアフィールド環境の明確化の観点から重要な課題の一つである。熱-水-応力連成現象を明らかにするためには、まず個々の現象に関わるメカニズムを明らかにする必要がある。そのため、不飽和ベントナイトの伝熱特性、浸潤特性、膨潤特性等に関する各種要素試験が実施されている。また、熱-水-応力連成現象を実際に観測し、どのような現象が発生しているのか把握する必要もある。そのため、熱-水-応力連成現象に関する工学規模室内試験および原位置試験等が実施されている。さらに、熱-水-応力連成現象を評価するためのモデルも同時に開発されており、工学規模室内試験および原位置試験等を用いて、モデルの妥当性および適用性の検討が実施されている。本報告では、これら熱-水-応力連成モデルの開発に関する一連の検討結果を示す。本報告の構成は以下の通りである。第1章では、高レベル放射性廃棄物の地層処分における熱-水-応力連成評価の必要性について示す。第2章では、熱-水-応力連成解析評価に必要な岩石および緩衝材粘土の物性値取得に関する室内試験結果を示す。試験対象は釜石鉱山とし、岩石に関する試験は釜石鉱山で採取された供試体を用い、粘土に関してはベントナイト単体(クニゲルV1,OT-9607)およびベントナイトとケイ砂の混合体を対象とした。第3章では、原位置における岩盤物性試験の結果を示す。原位置試験は釜石鉱山における試験坑道内で実施した。実施した試験は、亀裂特性調査、透水試験、試験坑道床盤に掘削した試験孔内への湧水量の測定である。第4章では、室内および原位置試験で得られた岩盤物性値を用い、第3章で示した試験孔内への湧水量の解析評価を行なった。解析は連続体モデルおよび不連続体モデルの両者を用い実施した。第5章では、釜石鉱山で実施した熱-水-応力連成試験結果を示す。直径1.7m,深さ5.0mの試験孔を坑道床盤に掘削し、試験孔内に緩衝材および発熱体を設置し、連成試験を開始した。連成試験としては、発熱体の加熱を行なう加熱試験を約260日間、発熱体停
佐藤 稔紀; 谷口 航; 藤田 朝雄; 長谷川 宏
JNC TN7400 99-011, 36 Pages, 1999/12
わが国における地下深部の岩盤が有する一般的な熱的および力学的性質を理解するため、文献調査および釜石鉱山と東濃鉱山における調査・試験によりデータを収集し、岩種ごとの物性の頻度分布や物性間の相関関係などについて検討した。その結果、岩石の熱物性および力学物性について、岩種ごとの頻度分布を把握した。また、従来より示唆されてきた物性間の相関関係との整合性が確認された。新第三紀堆積岩では深度の増加とともに一軸圧縮強度などが増加する傾向が認められた。岩盤の初期応力については、文献調査の結果を取りまとめ、鉛直応力は単位体積重量の勾配で線形近似できること、水平面内平均応力と深度の関係も線形近似できること、および、側圧係数(水平面内平均応力と鉛直応力の比)は浅部では大きな値を示し、震深度の増加に伴い、深度500m程度より深くなると1より小さい値に近づくことが認められた。
守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*
JNC TN9400 2000-005, 57 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-005.pdf:2.92MB
高速炉安全解析コードSIMMER-IIIで使用する解析的状態方程式(EOS)モデルを開発した。汎用的な熱力学的関数式を使用した本モデルは、計算効率を犠牲にすることなく、幅広い温度および圧力領域での炉心物質の熱力学的特性を充分な精度で記述し、基本的な熱力学的関係を満足するように設計されている。本報告書では、このEOSモデルと結合した圧力反復計算の流体力学アルゴリズムについても記述した。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムの臨界点までのEOSデータについては、最新でかつ最も信頼できるデータに基づき、基本的な熱力学的関係を用いて求めた。EOSデータの熟力学的整合性と精度についても既存データと比較することで議論した。
守田 幸路; 飛田 吉春; 近藤 悟; E.A.Fischer*
JNC TN9400 2000-004, 38 Pages, 1999/05
JNC-TN9400-2000-004.pdf:1.11MB
高速炉安全解析コードSIMMER-IIIに使用する解析的熱物性モデルを開発した。一般的な関数型を使用した本モデルは、広範囲の温度領域で炉心物質の熱物性の挙動、特に、臨界点近傍での熱伝導率と粘性を正しく表すように設計されている。二酸化ウラン、混合酸化物燃料、ステンレス鋼およびナトリウムについて、最新でかつ最も信頼できるデータを用いて提案した関数のパラメーターを決定した。本モデルは、SIMMER-IIIコードの炉心物質の熱力学的特性と状態方程式に関するモデルと整合性をもって設計されている。
田畑 俊夫; 小向 文作; 長尾 美春; 島川 聡司; 小池 須美男; 武田 卓士; 藤木 和男
JAERI-Tech 99-021, 68 Pages, 1999/03
JMTRでは1994年の第111サイクルから、1炉心あたり濃縮度約20%のLEU燃料(標準燃料要素20体、燃料フォロワ5体)と濃縮度45%のMEU燃料(標準燃料要素2体)を装荷した混合炉心で運転を行っている。保有する未使用のMEU燃料の有効利用と早期使用を促進するため、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を増加させる検討を行った。その結果、1炉心あたりのMEU燃料の装荷数を現在の2体から6体に増量することにより、炉心の核特性を大幅に変更することなく、かつ、MEU燃料の有効利用を進めることが可能であることがわかった。これに基づき、MEU燃料を6体装荷した炉心の安全解析を行い、現行の設置許可に述べられた安全性に関する設計方針及び安全評価の判断基準を満たすことを確認した。
大島 明博*; 宇田川 昂; 森田 洋右
JAERI-Tech 99-012, 15 Pages, 1999/02
高分子複合材料のマトリクスとして評価するため、短繊維を充填したポリテトラフルオロエチレン(PTFE)の放射線架橋を検討した。PTFEは、330
C~350Cで無酸素雰囲気下において放射線照射すると架橋するが、繊維の存在が架橋反応を妨害することはなく、同じ効率で架橋することがわかった。架橋したPTFEは、繊維との界面で接着性はないが、PTFEのモルフォロジーが変化することで、繊維の補強効果が現れることがわかった。
熊田 俊明*
PNC TJ1600 98-003, 28 Pages, 1998/02
本報告は、前年度に開発した点熱源法の一部を改良し、高密度に圧縮したベントナイトの熱伝導率の測定に関する研究である。従来、ベントナイトの熱物性値は主として線熱源法で測定されてきたが、測定法にはそれぞれ固有の誤差要因があり、できれば他の信頼できる方法によって信頼性を実証することが望ましい。加えて、ベントナイトの実際の利用条件を考えると、圧密状態や水分含有率を変えて測定する必要があり、多数の測定値を得るためには簡便な測定法が望ましい。本研究では、すでに提案した点熱源法により圧密密度や水分含有率を変えて、ベントナイトの熱伝導率を測定し、線熱源法による測定結果と比較したものである。本点熱源法による測定密度は、
3%程度である。
石塚 悦男; 河村 弘
Fusion Engineering and Design, 41, p.195 - 200, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.49(Nuclear Science & Technology)ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されており、ブランケットの設計データを取得するためのベリリウム照射研究がJMTRにおいて行われている。ベリリウムの中性子照射研究は、当初JMTRの一次冷却水のトリチウム濃度上昇の原因を調べる目的で行われてきたが、その経験は核融合炉材料としての研究として引き継がれ、現在では球状ベリリウムの製造、照射挙動評価及び再処理技術等の研究を行っている。球状ベリリウムの製造技術としては、回転電極法を開発し球状ベリリウムの製造が可能となった。照射挙動評価としては、ベリリウム特性試験設備を用いてトリチウム放出特性、熱及び機械的特性についての評価を行っている。再処理技術については、ハロゲンガスを用いた乾式法がベリリウム再処理に適しているとの見通しを得た。
中村 仁一
核燃料, (29), P. 15, 1998/00
本セミナーは、高燃焼度燃料の燃料挙動に重要な影響を与える燃料の熱特性(熱伝導度、熱拡散率、熱容量、ギャップコンダクタンス等)の燃焼度伸長にともなう劣化について討議し、これらの結果をいかにモデルに反映していくかを討議する会議であり、1998年3月3日-6日にフランスのカダラッシュで開催された。会議は次の6つのセッションと3つのパネル討議からなり計25件の報告があった。オープニングセッション、セッション1:熱伝導度データ、セッション2:熱伝導モデリング、パネル1:熱伝導度・解決済みの問題と未解決の問題、セッション3:燃料/被覆管ギャップモデル、パネル2:ギャップの変化と熱伝達、セッション4:実験データベース、セッション5:燃料解析コード開発の動向、パネル3:今後の研究と実験手法について。本報では、会議の概要を紹介している。
栗原 雄二*; 深沢 栄造*; 堀田 政国*; 窪田 茂*
PNC TJ1449 97-004, 901 Pages, 1997/03
本研究は、地層処分システム全体の詳細研究を行い、我が国の自然環境条件に即した実現可能な処分施設の詳細仕様について検討すると共に、地層処分システムの設計解析手法の整備を進めることを目的とするものである。既住の研究成果を踏まえ、本年度は以下の項目について検討を行っている。1)設計研究に係る前提条件の整備2)人工バリア及び処分施設に関する設計・製作技術の検討3)処分施設に関する事前調査及び建設・操業・閉鎖に関する検討4)安全対策及び経済性に関する検討この内の1)については、我が国の水系パターンや断層間隔等の自然環境条件を踏まえた10km四方の仮想地形及び仮想地質構造モデルを結晶質岩と堆積岩について構築した。また、岩盤物性データの整備とての力学、水理学、熱の分類でデータの収集を行うと共にひずみ軟化のデータ取得のための室内試験を実施し、データベースの整備を図っている。2)では、人工バリアの力学解析として個別現象の解析と複合現象の解析を実施し、前者からはオーバーパックの沈下量が約2mmという結果を得た。また、耐震安定性の評価では13地点の地震観測事例の調査を行い設計振動の考え方を整理すると共に、既住の耐震設計手法の調査を行いその考え方を整理した。連成現象については、廃棄体の熱に起因する地下水の対流による熱の移流を評価するための熱-水連成解析を実施した。3)では、事前調査項目の整理として、地質学特性、岩盤力学特性、水理学特性、地化学特性の設計入力データ項目をまとめた。建築・操業・閉鎖の各段階については、必要なモニタリング項目の整理を行うと共に、各段階における実施事項の手順及び工程の検討を行った。また、閉鎖技術については関連する物性値の取得状況の整理、核種の半減期及び分配係数や侵出条件のプラグ効果に対する影響を評価するための核種移行解析、支保工の撤去に関する検討を実施した。4)では、FEPの整理と対策として建設・操業・閉鎖で想定される事故事象を整理し、その対策の検討を行うと共に、操業と閉鎖に係る単価の調査と整理を行った。
日野 竜太郎; 羽賀 勝洋; 会田 秀樹; 関田 健司; 小磯 浩司*; 神永 雅紀; 数土 幸夫; 高橋 浩道*
JAERI-Tech 97-009, 50 Pages, 1997/03
大強度陽子加速器システムによる5MW規模の中性子散乱用ターゲットとして、液体金属ターゲットが提案されている。本検討では、液体金属ターゲットとして世界的に注目されている水銀について、今後のターゲット設計のために物性値を整理し、水銀の取り扱い方法等の調査、除熱特性等の検討を行い、これらを基にしてターゲット設計データを取得するための大型水銀ループの概念検討を行った。ループは中性子科学研究計画の第I期に相当する1.5MW規模のもので、流速を1m/s以下にするための配管径、電磁ポンプ、冷却器等の概念仕様を定めた。また、検討を通して、耐食性材料や構造の最適化などターゲット及びループの課題を摘出した。
熊田 俊明*
PNC TJ1600 97-004, 40 Pages, 1997/02
本研究の目的は、高レベル放射性核廃棄物の地層処分に緩衝材として利用されるベントナイトの熱物性値を測定する簡便な方法の開発である。従来、この種の物質の熱伝導率の測定には線熱源法が利用されてきたが、試料が大きくなることや、温度変化を測定する熱電対で一定の起電力を得るため高い温度上昇が必要であり、かつ測定に長い時間を要する。このため含有水分の再分配などの難点があった。本研究では、線熱源をサーミスタ粒子の電気抵抗の温度変化を利用し、これを熱源と温度センサーとして用いて、発熱と同時に温度を測定して、試料の熱物性値を決定する。測定装置は、点熱源として球状の微小サーミスタ、電源として電池および電圧測定系から構成される。一方、解析ではセンサーを中央に挿入した試料部の熱伝導モデルを作成し、熱伝導の線形微分方程式を差分化してこれを数値解析した。試料の寸法はアクリル製容器(内容積、20mm
20mm)によって決まる。サーミスター粒子は試料中央部に埋め、これに約0.1Wの発熱を与えて温度上昇測定した。熱物性値の決定は、数値計算による温度変化が測定値に合うように、計算に用いる熱伝導率を求める方法により行った。この測定法では、数秒の測定時間で数度の温度上昇により熱伝導率を決定できる。また、センサーの温度上昇が小さいことにより、サーミスターの電気抵抗の温度係数の変化や湿分の再分配の影響を避けることができる。線熱源法と比較した利点は、試料にセンサーを挿入した状態で、水分含有率を変えることができることである。
中道 勝; 山村 千明*; 河村 弘; 佐川 尚司; 中澤 正治*
Fusion Technology 1996, 0, p.1591 - 1594, 1997/00
現在、核融合炉ブランケット設計において、工学データを取得するために、ブランケット構造等を模擬した、ブランケット炉内要素試験を計画している。本炉内要素試験は、核熱特性、トリチウム放出/回収特性等の評価を目的としており、これら特性評価のために、各種設計機器が照射試験体内に装荷されている。計測機器の一つである自己出力型中性子検出器(SPND)は、トロイダル増殖材または中性子増倍材領域内に装荷されるため、照射期間中高温にさらされる。このため、SPNDの高温中性子照射下における特性評価を実施している。本報告書ではSPNDとして、標準型及び高温型の2種類を用いて行った、高温下での中性子照射支援結果について報告する。
石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*
Proc. of 5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interaction, 0, p.215 - 220, 1996/00
ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されているが、中性子照射による熱特性の変化は明らかにされていない。このため、中性子照射したベリリウムの熱拡散率及び比熱をレーザフラッシュ法によって測定した。この結果、中性子照射効果によってベリリウムの熱拡散率及び熱伝導率が未照射材より小さくなることが明らかとなった。また、スエリングした試料を測定した結果、熱拡散率及び熱伝導率が顕著に低下した。比熱については中性子照射及びスエリングの効果が顕著に現れなかった。熱伝導率に対するスエリングの効果を予測するために、マックスウェルの式等を用いて測定値と比較したところ計算値と測定値は一致した。
not registered
PNC TJ1678 95-006, 181 Pages, 1994/11
高速増殖原型炉もんじゅは、平成6年4月に初臨界を達成後、5月には初期炉心構成を完了し、炉心反応度の測定等の性能試験が実施されている。そこで、性能試験で得られたデータ及び燃料製造実績を反映した炉心及び燃料特性を評価し、今後の炉心運転計画を策定するためのデータの整備作業を実施した。(1)初装荷炉心の運転日数増加策の検討運転日数増加策の検討を行い、第一回取替燃料のうち、内側炉心燃料を最大24体まで初装荷炉心の中途で交換することにより必要な運転日数を確保できることを確認するとともに、核特性上の成立性を評価した。(2)初装荷炉心中途燃料交換した場合の第二サイクル炉心核特性評価初装荷炉心での中途燃料交換体数をパラメータとして残りの取替燃料を交換した第二サイクルでの炉心特性を評価し、その成立性を確認した。また、(1)及び(2)の結果から第一回取替燃料のPu富化度を検討評価し、内側炉心・・・16.0fiss Pu wt%外側炉心・・・21.0fiss Pu wt%を選定し、炉心特性の評価検討を行って設工認変更申請のための基礎データを作成した。(3)熱特性評価初装荷炉心の中途で燃料交換を行う場合、交換体数をパラメータとして熱特性評価を行った。その結果、一部ケースで被覆管最高温度が676
となるものの他のケースでは673であり、また、燃料最高温度は2322であり、熱的制限値を満足することを確認した。また、従来設計からの設計進捗及び製造実績を反映した工学的安全係数を再整備し、燃料及び被覆管の最高温度への影響を検討した。従来正規分布を仮定していたものを一様分布とした場合でも、従来設計からの見直し、保守性の削減により、燃料温度で約9、被覆管温度で約1の温度上昇に留まり、熱的制限値を満足することを確認した。(4)今後の燃料取替計画見直しのための基本データの整備今後策定される第二サイクルまでの運転計画で、初装荷炉心での中途燃料交換体数等の決定に資するため、初装荷炉心での中途燃料交換後の炉心及び第二サイクル炉心の核特性基本データを整備した。
