Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Negyesi, M.; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1143 - 1155, 2017/10
被引用回数：8 パーセンタイル：55.98(Nuclear Science & Technology)This paper deals with the oxidation behavior of Zry-4 nuclear fuel cladding tubes in mixed steam_air atmospheres at temperatures of 1273 and 1473 K. The main goal is to study the oxidation kinetics of Zry-4 fuel cladding in dependence on the air fraction in steam in the range from 0 up to 100%. The purpose of this study is to provide experimental data suitable for an oxidation correlation applicable for thermomechanical analysis codes of nuclear power reactor under severe accidents. The influence of the air addition in steam on parameters of Zry-4 kinetic equation has been quantified using the results of weight gain measurements. At 1273 K, both pre-transient and post-transient regimes were treated. The results of weight gain measurements showed a strong dependence of the Zry-4 oxidation kinetics on the air fraction in steam, especially at 1473 and at 1273 K in the post-transient regime.
島崎 洋祐; 井坂 和義; 野本 恭信; 関 朝和; 大橋 弘史
JAEA-Technology 2014-038, 51 Pages, 2014/12
JAEA-Technology-2014-038.pdf:3.84MB
日本原子力研究開発機構では、高温ガス炉の空気侵入事故時及び水侵入事故時における炉内黒鉛構造物の酸化挙動評価のために、高温ガス炉水素製造システムのトリチウム挙動評価用に開発された非定常物質収支解析コードTHYTANに解析モデルを追加し、炉内黒鉛構造物の酸化量分布を計算できるようにした。本報は、黒鉛酸化挙動評価に関するTHYTANコードの解析モデル及び検証解析の結果をまとめたものである。黒鉛酸化挙動評価のために、黒鉛構造物内及び冷却材流路内の物質収支として、物質伝達による流体から黒鉛表面境界層への物質移動、黒鉛内への拡散、黒鉛酸化反応、流路内での化学反応、安全弁による物質移動をモデル化した。検証解析として、黒鉛酸化挙動評価のために追加した解析モデルごとに解析解等を用いた手計算による計算値との比較検討を行うと共に、黒鉛酸化実験における実験結果及び高温工学試験研究炉の安全解析に使用されたGRACEコードによる実験解析結果との比較検討を行った。この結果、検証解析結果は、手計算による計算値、実験結果及びGRACEコードの解析結果とよく一致し、THYTANコードの計算機能及び解析モデルの妥当性が確認された。
藤井 貴美夫
JAERI-Tech 2005-048, 108 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-048.pdf:25.05MB
天然ウランを燃料とする黒鉛減速炭酸ガス冷却型の日本原子力発電(株)東海発電所は、1998年3月31日に停止した。現在、同社において廃止措置に向けて検討が行われている。東海発電所や原研の高温工学試験研究炉の炉内には多くの黒鉛材料が使用されている。使用済み黒鉛を放射性廃棄物として考える場合、半減期が極めて長い炭素14(
C)が含まれるため廃棄処理・処分する際に問題となることが予想される。C濃度の問題を解決する一つの研究として、平成11年度から原研-原電共同研究で基礎データを取得した。C低減化方法の最適条件を選定するには、対象黒鉛材料の酸化反応と細孔構造に関する基礎データが必要である。ここでは、東海発電所に使用されているペシネQuality1黒鉛及びHTTRで使用されているIG-110黒鉛について、450
C
800Cの温度範囲における空気酸化特性及び反応の進行に伴う、表面積と細孔分布の変化を調べた。
曽我部 敏明; 石原 正博; 馬場 信一; 橘 幸男; 山地 雅俊*; 伊与久 達夫; 星屋 泰二*
Materials Science Research International, 9(3), p.235 - 241, 2003/09
2D-C/C複合材料は、次期の高温ガス炉(HTGRs)の炉心材料として有力な候補材の一つである。2D-C/C複合材料の空気酸化が、熱拡散率に及ぼす影響について検討した。熱拡散率は、室温から1673Kまで測定した。本2D-C/C複合材料は、PAN系の炭素繊維の二次元クロスと黒鉛マトリックスからなる。熱拡散率測定用の試験片は、この材料を823Kの大気中で1から11パーセントの間で重量減少させて製作した。酸化消耗は、マトリックス部分とりわけ炭素繊維束に近い部分から優先的に起こった。11パーセントまでの酸化消耗による室温での熱拡散率の減少率は、クロスの積層方向に平行方向では1020パーセント、垂直方向では59パーセントであった。クロスの積層方向に平行方向では、酸化消耗が進むにしたがって熱拡散率が減少する傾向を示したが、垂直方向では酸化の初期に熱拡散率が低下しその後あまり変化しない傾向を示した。この違いについては、複合材料の構造と酸化挙動から検討した。熱伝導率も得られた熱拡散率の値から求めた。
菊地 啓修; 林 君夫; 福田 幸朔
JAERI-M 92-114, 20 Pages, 1992/08
本研究は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価において想定されている空気浸入事故に関連して、空気が十分に供給される極限状態での燃料の健全性および酸化挙動を実験的に把握することを目的とした空気酸化実験に関するものである。HTTR用燃料について、空気雰囲気中、900~1400C、最大600時間(温度1300C)の加熱を行った。空気酸化後に測定したSiC層破損率は、製造時の破損率を超えない範囲にとどまり、加熱温度および加熱時間に対する依存性は見られなかった。また、空気酸化後のSiC層の表面には、酸化膜が形成されたことが走査型電子顕微鏡観察、レーザラマン分光分析、およびX線回折分析によって確認された。
中村 雅英*; 大橋 一孝*; 伊与久 達夫
FAPIG, 0(129), p.13 - 21, 1991/11
HTTRは炉心出口冷却材温度が定格時850C、高温試験運転時950Cと高いため、炉内には耐熱性に優れた多量の黒鉛材料を使用している。高温の黒鉛は空気あるいは水蒸気と反応するため、1次冷却系内へ空気あるいは水が侵入する事故が発生した場合、炉内の黒鉛構造物が酸化されて原子炉の安全性が損なわれないことを確認する必要がある。本報は、黒鉛酸化解析手法の概要とHTTRの空気侵入事故及び水侵入事故における黒鉛酸化量評価例を紹介する。
鈴木 元衛; 川崎 了
Journal of Nuclear Materials, 140, p.32 - 43, 1986/00
被引用回数：14 パーセンタイル：80.21(Materials Science, Multidisciplinary)未照射で応力除去焼鈍材のジルカロイ-4管を、350,400,450,500C空気中で加熱,酸化させた。いくつかの試料は反応前海水に浸し、海水塩の効果を調べた。酸化重量増のデータは、反応に遷移点があることを示し、これは水蒸気および高温高圧水中の酸化と同様である。海水塩は遷移点後の重量増加を加速する。試験後の試料酸化膜と金属組成を光学顕微鏡によって観察した。反応速度定数を求めたが、これは従来の、水蒸気および高温水中での実験を含めた研究例において得られた値とごく近かった。
Pellets at 800 and 900
岩崎 又衛; 石川 二郎
Journal of Nuclear Materials, 36(1), p.116 - 119, 1970/00
抄録なし
大道 敏彦; Honda, Toshio*
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(11), p.600 - 602, 1968/00
抄録なし
