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遠山 茂行*; 若松 尚則; 岡崎 彦哉
JNC TJ7440 99-031, 22 Pages, 1999/09
対象地域の表層部の水理学的環境を把握するため、柄石川上流域の花崗岩および瀬戸層群の分布するエリアを対象として、表層水理観測システムを設置した。観測システムは河川流量計および気象観測装置からなる。河川流量計は1.5フィートと2インチの2つのパーシャルフリュームより構成され、柄石川本流に設置された。気象観測装置は流域北西部の尾根上に設置され、降水量および蒸発散量を把握するための観測装置からなる。
塚田 隆
JAERI-Research 98-007, 187 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-007.pdf:17.46MB
炉内構造物の経年的な劣化・損傷機構の一つである、照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する研究を行った。IASCCは現用発電炉の損傷要因であるだけでなく、放射線と腐食の作用が共存する系の共通問題である。本研究では、IASCCの発生と材料及び環境条件の関係を明らかにし、その発生機構の検討を目的とした。このため、2種類の異なる供試材:(1)研究炉JRR-3M及び材料試験炉JMTRで照射したモデルステンレス鋼、(2)米国オークリッジ研究炉ORRでスペクトル調整照射したステンレス鋼、(3)高速実験炉「常陽」燃料集合体のラッパー管ステンレス鋼を用いて、高温水中応力腐食割れ試験及び電気化学腐食試験等を実施した。その結果、IASCCに及ぼす添加合金元素の効果、照射・照射後試験温度の効果、材料の焼鈍・冷間加工の効果等について詳しい知見を得た。さらに、炉内構造物のIASCCに対処する方策を考察した。
圷 陽一; 大川 慶直; 鈴木 偉之; 野村 由紀夫*; 中越 章雄*; 渡辺 銀市*
日本建築学会大会学術講演梗概集, 0, p.1337 - 1338, 1995/00
本研究は、核融合実験炉のトリチウム閉じ込めの最終隔壁である建家構造体の健全性モニタリングのため、電気絶縁鉄筋を用いてコンクリートのひび割れをモニタリングすることを目指した研究である。基礎的実験により、次の知見を得た。ひび割れの増加に伴いインピーダンスの増加傾向が見られた。またひび割れ発生までは、載荷荷重の増加に伴いインピーダンスの増加が見られた。しかしながらひび割れ1ヵ月後のひび割れ安定時においては、インピーダンスの変化は見られなかった。
鈴木 雅秀; 出井 義男
JAERI-Research 94-038, 23 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-038.pdf:0.87MB
日本原子力研究所では、解体された動力試験炉(JPDR)を用い、経年変化に関する調査を実施している。本報告は圧力容器の調査から得られたデータを基に、照射脆化の板厚方向減衰効果について解析し、検討を加えるものである。圧力容器はコアベルト部内面で最大約2
10
n/cm
(E
1MeV)の中性子照射を受けている。鋼材内部では、内表面から50mm位置で約半分に減衰する。照射量の減衰の詳細評価と、JEACの減衰式の2通りから、照射硬化の板厚方向依存性を予測し、これを硬さ測定結果と比較検討した。この結果、照射量減衰をいずれの方法で評価しても、実際の硬さの減衰の方が大きいことが確認された。
中山 一彦; 里子 博幸
PNC TN8420 94-026, 67 Pages, 1994/08
東海事業所では、建設竣工後30年を経過した施設が増加しており、経年変化対策の必要性が高まっている。こうした中、平成3年度には、事業団品質保証委員会の下に「経年変化対応策検討分科会」が設置され、全社的観点での経年変化対応策の推進が図られている。この流れを受けて、現在建設工務管理室では施設建物を対象とした経年変化対応策研究を実施している。本研究における劣化診断は、主に建物の外壁面を対象としているが、マルチスペクトル法による施設劣化診断は、これまでの抜き取り的な劣化診断と比較して壁面全体の劣化情報を掴むことができるため、即時性および経済性が非常に高いとされている。今回この新技術を用いた劣化診断法(マルチスペクトル法)および化学分析によって、調査対象施設は比較的良好な状態にあることが確認された。本報告書では、これらの調査結果と、マルチスペクトル法の有効性について報告する。
Csの降下量に占める再浮遊の評価上野 隆; 天野 光; 小林 義威
保健物理, 29(1), p.17 - 22, 1994/03
放射性核種と安定元素の環境中における移行挙動の関連を調べるため、降下物中の安定元素を放射化定量し、降下量の変化等を調査した。その結果次のことが明らかになった。(1)1984年から1990年の春先の降下量は、1989年のCoの高い降下量の観測以外に、きわだった経年変化は認められなかった。(2)Na,Cl,Brのグループ及びAl,Sc,V,Fe等のグループ内では降下量に相関がみられた。(3)Al,Sc,V,Fe等の降下量は、12月から4月に多く6月から10月に少く、Na,Cl,Brは、3月から8月に多く12月から2月に少い傾向を示した。これらの月変化は、東海村の卓越風と関係があると考えられる。(4)水盤によるCsの降下量の測定のうち土壌再浮遊の影響を見積り、この値の降下量に対する割合の変化を調べた。その経年変化は、大気圏内核実験が多かった1970年代には低く、1980年代から徐々に高くなっている。
村松 健
日本原子力学会誌, 36(5), p.387 - 390, 1994/00
原子力発電プラントの長寿命化の可能性を検討するにあたっては、プラントの安全性への経年変化の影響を評価しておく必要がある。原子力発電プラントは、経年変化により様々な形で影響を受けるが、一方で設備の信頼性低下を防止するために試験、点検等の保守管理がなされており、また万が一の事故発生に備えて多重の安全設備が設けられている。従って、経年変化の安全性への影響を評価するには、経年変化の機器信頼性への影響と共に、保守管理の在り方やプラントの安全設計等を総合的に考える必要がある。その一手段として確率論的安全評価(PSA)の適用が注目されており、米国を中心に、運転経験データの統計的分析や確率論的破壊力学に基づいて経年変化の影響を考慮するPSA手法の開発が進められている。本解説では、その手法開発の現状と今後の課題について述べる。
河村 和夫*; 中島 達也*; 友利 方彦*
PNC TJ7361 93-004, 91 Pages, 1993/03
わが国における地質環境の長期安定性を把握するためには、様々な天然事象の影響を評価する必要がある。中でも、特に考慮すべき重要な事象として侵食が挙げられる。本調査は、日本列島の地盤の侵食速度およびその影響因子との関連性を把握することを目的とし、地盤の侵食に関する各種データの収集を実施した。まず、全国の最上流部に位置した50貯水池の堆砂量を把握することより侵食量を推定した。また、侵食に影響を与えると考えられる因子(地形量・地質・雨量・植生・気候区)を収集し、特性を把握した。その結果、地形量・地質・気候区因子が地盤侵食に寄与している結果を得た。一方、既往のダム堆砂量予測式を収集し、どのような因子で構成された式であるか把握した。それぞれの結果を踏まえて、石外式、建設省式、高橋・江頭・中川式が本調査結果と整合性のある構成式であることが判明した。収集したダム堆砂量資料より、日本列島の侵食量・侵食速度の特性を把握し、更に地域性を把握した。以上の調査研究に基づき、侵食に及ぼす影響因子を考慮した日本列島における侵食速度の推定式について考察を行った。
白井 英次; 曽山 和彦
原子力工業, 39(11), p.48 - 53, 1993/00
欧州及び米国の研究炉の現状、研究ニーズの動向、利用体制の特徴、問題点と今後の課題について、最近活発な動きを見せている近隣アジア諸国の状況とともに述べる。近年、世界各国の研究炉は共通問題として、維持費の増大、施設の経年変化対策、核不拡散政策に基づく核燃料の低濃縮化対策、米国の研究炉燃料の再処理停止による使用済燃料の再処理問題、放射性廃棄物の処理処分問題、デコミショニング対策など多くの問題を抱えている。一方、21世紀に向けて増加している材料科学、生命科学を中心とした研究ニーズに対応するため、ANS計画等の新型炉建設計画が世界各国で進められている。我が国でも超高中性子束炉の利用ニーズは高く大型中性子源の要望には根強いものがある。今後は国際的な連携のもと種々の問題への対処、研究炉利用研究及び新型炉の設計、建設を進めて行くことが必要となろう。
試験部の圧力容器主フランジのシール特性試験井岡 郁夫; 浅海 正延*; 稲垣 嘉之; 松本 公則*; 近藤 康雄; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟
JAERI-M 90-221, 21 Pages, 1990/12
大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)の炉内構造物実証試験部(T試験部)に使用されている21/4Cr-1Mo鋼製の圧力容器は、高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器と同規模、同材質の圧力容器であり、主フランジのシール構造も同じ二重金属Oリング方式を用いている。そこで、T試験部主フランジの金属Oリングのシール特性を明らかにして、HTTRの原子炉圧力容器主フランジに用いられるシール構造の健全性を確証した。18回の起動・停止を含む約7700時間運転後のT試験部主フランジの漏洩量を加圧放置法により測定した。HTTR実機条件下(ヘリウムガス:400
C、40kg/cmG、4kg/s)で、内側金属Oリングからの漏洩量は、測定限度9.610
atm・cm
/sec以下であった。この結果から、HTTR寿命中ヘリウムガスの漏洩は、二重金属Oリングにより防止され、
シールには圧力がほとんどかからず、主フランジシール部の健全性が保たれるものと予想される。
鬼沢 邦雄; 渡辺 輝夫; 海老根 典也; 中島 伸也
JAERI-M 90-202, 33 Pages, 1990/11
軽水炉プラントの工学的寿命を決定する重要な機器の一つとして、圧力容器が挙げられる。圧力容器の寿命は、破裂力学に基づき、き裂の発生・成長挙動と、照射脆化による材質劣化挙動により評価される。本報告書は、経年変化現象の把握及び寿命評価手法の確立を目的とし、高温高圧の軽水炉冷却材がき裂成長挙動に及ぼす水の流動状況、溶存酸素濃度及び温度の環境因子、ならびに鋼材中硫黄含有量の複合的影響についてまとめたものである。低流速、高溶存酸素濃度において大きなき裂成長速度となることが確認され、また250C以下の低温ではき裂の枝分かれ現象が観測された。これらの環境因子を考慮した定量的なモデル化の必要性が示唆された。
池内 宏知; 矢野 公彦; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
複数の相からなる燃料デブリからの溶出挙動の評価手法検討の一環として、2相を含むステンレス鋼-ジルカロイ溶融固化物からの各元素の溶出量を評価した。その結果、金属デブリについては、多相からの元素溶出量が、多相を構成する単相からの溶出量および各相の面積比を用いて評価可能との見通しを得た。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
温度変動による燃料デブリの経年変化挙動を評価するため、熱膨張率および破壊じん性により代替物質を選定し、周期的な温度変動下でのクラック長さの変化を評価した。実際の燃料デブリが受けるとされる環境よりも過酷な温度変動条件ではあるものの、温度変動の影響により単位面積当たりの総クラック長さが増加することを確認した。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
温度変動による燃料デブリの経年変化挙動を評価するため、熱膨張率および破壊じん性により代替物質を選定し、周期的な温度変動下でのクラック長さの変化を評価した。実際の燃料デブリが受けるとされる環境よりも厳しい温度変動条件ではあるものの、温度変動の影響により単位面積当たりの総クラック長さが増加することを確認した。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
ウランを含む溶融固化体の周期的温度変動(以下、熱サイクル)によるクラックの挙動の評価を試みた。その結果、UO-SUS溶融固化体は熱サイクルによる総クラック長さの増加を確認したものの、(U,Zr)O-SUS系 については明確な傾向が確認できず、熱サイクル前の物理形状の違いが影響することが示唆された。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
燃料デブリの取出し・保管において、長期間における安全性を評価するため経年変化プロセスの解明は重要な課題の一つである。物理学的メカニズムとして環境温度によるクラックの発生量などの経年変化の影響を調査し、冠水状態で存在する燃料デブリのクラックの発生・進展に係る挙動を明らかにした。
北澤 勇希; 山崎 敏彦; 中西 龍二; 小嶋 慶大
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(以下、JAEAという)が所有する免震建物では維持管理の観点から積層ゴム別置き試験体による定期点検を実施し、経年による積層ゴムの剛性変動を確認している。これに加えて、地震観測により得られる免震層の伝達関数から、対象建物の水平及び鉛直方向の1次固有振動数を算定し、積層ゴムの経年による剛性変動を直接的に求める検討を行った。本報ではJAEAが所有する免震建物のうち、核燃料サイクル工学研究所(茨城県東海村)内に建設された免震建物を対象に、2003年3月3日から2019年7月28日の地震観測記録を用いて1次固有振動数を算定し、積層ゴムの経年変化が、鉛直方向の固有振動数に着目することで確認できることを示した。
渡邉 雅之; 熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 佐々木 隆之*
no journal, ,
福島第一原子力発電所炉内では、ステンレス(SUS)配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応し、合金相を含む燃料デブリが形成されたと考えられる。1F炉内環境における燃料デブリの安定性評価には、燃料デブリの表面でどのような化学反応が進み、放射性物質の溶出挙動に影響を及ぼす可能性があるのかを把握しておく必要がある。そこで、本報告では、UOとSUSに加えてジルコニウムを含む模擬デブリ試料(UO-Zr(ZrO)-SUS系模擬デブリ)について、経年変化処理として純水および過酸化水素水溶液への浸漬試験を行い、溶液分析,レーザー分光分析,メスバウアー分光分析により浸漬による化学的な変化を調べた。
桐島 陽*; 秋山 大輔*; 佐藤 修彰*; 佐々木 隆之*; 渡邉 雅之; 熊谷 友多; 日下 良二
no journal, ,
福島第一原子力発電所炉内では、ステンレス(SUS)配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応し、合金相を含む燃料デブリが形成されたとみられる。本報告では、UO-Zr-SUS系等の模擬デブリを高温熱処理により合成し、これを経年変化処理として純水や海水への浸漬した試験の結果を報告する。浸漬による模擬デブリの構造の変化の有無や、模擬デブリに含まれるU, Np, Amの溶出率を測定し、ここから模擬デブリの化学的安定性評価を行った。加えて、プロジェクトで得られた成果の全体像についてもまとめて紹介する。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
燃料デブリの取出し・保管において、長期間における安全性を評価するため経年変化プロセスの解明は重要な課題の一つである。物理学的メカニズムとして環境温度によるクラックの発生量などの経年変化の影響を調査し、燃料デブリのクラックの発生・進展に係る挙動を明らかにした。
