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北山 彩水; 谷口 直樹; 三ツ井 誠一郎
Materials and Corrosion, 72(1-2), p.211 - 217, 2021/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)Current designs for the geological disposal of high-level radioactive wastes in Japan use carbon steel overpack containers surrounded by a mixed bentonite/sand buffer material, which will be located in a purpose built repository deep in the underground. There are suitable sites for a repository in Japan, however coastal areas are preferred from a logistics point of view. It is therefore important to perform the long-term performance of the carbon steel overpack and mixed bentonite/sand buffer material in the saline groundwaters of coastal areas. In the current study, the passivation behavior and initial corrosion rates of carbon steel with and without mixed bentonite/sand were tested as a function of pH in representative saline groundwaters. The main findings of the current study indicate that passivation of carbon steel with buffer material will be difficult in a saline environment, even at high pH = 12 conditions, and that the corrosion rate of carbon steel was more strongly affected by the presence of buffer material than by the concentration.
田村 浩司*; 遠山 伸一
日本原子力学会誌ATOMO
, 62(5), p.268 - 271, 2020/05
レーザー法による切断技術は、制御性が高くロボットアームを用いた遠隔技術との整合性が高いなど利点が多く、原子力施設の廃止措置へ適用されるならば、有望な選択肢となりうると期待されている。しかし、原子炉圧力容器のような厚板鋼材への適用は従来容易ではなかった。本解説では、このような厚板鋼材のレーザー法による切断技術開発の最新成果として、板厚300mm鋼材や模擬圧力容器の切断実証、厚板鋼材切断条件の解析、切断過程観察、遠隔切断システム、重ね切断、ヒューム対策などについて紹介する。
谷口 直樹; 中山 雅
材料と環境, 67(12), p.487 - 494, 2018/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分における炭素鋼オーバーパックについて、深部地下環境における腐食挙動のモニタリング手法と測定事例の現状を概説する。交流インピーダンス法を用いた室内試験による腐食モニタリングに関する研究事例より、電極配置などの測定系の代表例を紹介する。また、地下研究施設における工学的スケールでの原位置試験において腐食モニタリングが試みられており、その方法と現状の測定結果について述べる。
本岡 隆文
QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 73, 2018/03
これまでに、Co-60
線照射下での人工海水中の炭素鋼の腐食試験では100Gy/h以上の吸収線量で腐食速度が向上し、サビの黒色から褐色に変化することを報告している。本研究では、Co-60線線照射下での炭素鋼の腐食機構を錆の同定結果から検討した。線は鉄イオンの二価から三価への酸化を促進するので、照射下で形成された錆は高い酸化状態とすることが明らかとなった。
-ray irradiation本岡 隆文
JAEA-Review 2015-022, JAEA Takasaki Annual Report 2014, P. 23, 2016/02
低線量率条件での塩化物水溶液中の炭素鋼の腐食速度について、塩化物イオン濃度の異なる水溶液を用いて腐食試験により調べた。500Gy/hの線量率では、炭素鋼の腐食速度はある濃度で極大となった。塩化物水溶液中の放射線分解で生成した酸化性物質が炭素鋼の腐食を加速した。腐食速度と塩化物濃度の対応と酸化性物質濃度と塩化物濃度の対応との間に相関性が認められた。
小松 篤史; 塚田 隆; 上野 文義; 山本 正弘
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 4 Pages, 2015/05
希釈人工海水中における炭素鋼の腐食速度に及ぼす溶存酸素と過酸化水素の影響について調査した。酸素と過酸化水素の拡散係数と定常拡散層厚さを電気化学的方法により測定し、拡散限界電流を求めた。また、酸素と過酸化水素が存在する323Kの希釈人工海水中で炭素鋼の腐食試験も実施した。323Kにおいて過酸化水素の拡散係数は酸素の約0.8倍であり、定常拡散層厚さは同程度であった。同濃度で比較すると過酸化水素の拡散限界電流は酸素の約0.4倍と求まった。重量減測定より求めた炭素鋼の腐食速度を、酸素濃度に過酸化水素濃度の0.4倍を加えた値で整理すると良い相関関係が得られた。
浜岡1号機配管破断部調査グループ
JAERI-Tech 2002-045, 253 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-045.pdf:60.08MB
平成13年11月7日に発生した中部電力浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全保安院はタスクフォースを設置し配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者(中部電力)による調査と並行して、第三者中立機関である日本原子力研究所に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、我が国の原子力研究開発の総合的研究機関であるとともに、軽水炉の安全性研究の中核研究機関であること,これまで国内外の原子力施設における事故原因調査等の実績があること,配管破断部調査に必要な試験施設や専門家を有することから、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行なった。調査の目的は、配管破断部を切断した部材から採取した試料について、おもに破断面を中心に調査し、配管破断の原因究明に資することである。調査結果については、すでに原子力安全・保安院へ報告するとともに、JAERI-Tech 2001-094として公刊した。本報告書は、この調査で得られたデータの詳細をまとめたものである。
浜岡1号機配管破断部調査グループ
JAERI-Tech 2001-094, 60 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-094.pdf:13.99MB
平成13年11月7日に発生した中部電力(株)浜岡原子力発電所1号機余熱除去系配管破断事故の原因究明等を行うため、原子力安全・保安院は配管破断部を切断して詳細調査を行うこととし、事業者による調査と並行して、第三者中立機関である原研に対しての配管破断部調査への協力についての指示を文部科学省に依頼した。原研は、配管破断部調査に全面的に協力することとした。調査にあたって、原研東海研究所に調査グループを設置し、燃料試験施設等の研究施設,走査型電子顕微鏡等の各種分析機器類を活用して、配管破断部の調査を行った。調査の結果、以下のことが明らかになった。(1)破断部近傍で大きな肉厚減少が認められた。(2)観察した試料のほぼ全ての破面はディンプル状であり、また、疲労によって生じたき裂の存在を示すような破面は確認されなかった。(3)金属組織は典型的な炭素鋼組織(フェライトとパーライトの混合組織)であり、破断部付近では、伸ばされた金属組織が観察された。(4)肉厚減少が著しいほど硬さが高い値を示していた。(5)試料分析の結果から、管内面には断熱材に使用していた珪酸カルシウムが部分的に付着していたほか、Zn,Pt等が認められた。これらの結果から、配管破断の主な原因は、配管に何等かの原因により過大な負荷が加わったためと考えられる。今後、過大負荷を生じた原因の究明が必要である。
亀尾 裕
Proceedings of OECD/NEA Workshop on Evaluation of Speciation Technology, p.241 - 245, 1999/00
原子炉施設の廃止措置において発生する機器配管等に対して除染を実施することは、廃棄物発生量を低減するうえで非常に重要である。原子炉冷却系配管の汚染は、冷却水中の放射性核種が配管表面に生成した酸化物層に取り込まれることにより引き起こされることが知られており、適用する除染方法の選択や、除染条件を最適化するためには、放射性核種を含む配管表面の酸化物層の性質を把握することが重要である。BWR環境下を模擬したオートクレーブ中で鋼材表面に酸化物層を生成させ、XPS,AES,EPMA等により分析を行った。当該環境における鋼材表面には、価数の高い金属酸化物から構成される外層と価数の低い金属酸化物から構成される内層とが観察された。これは内層への酸素の拡散が制限されることに起因すると考えられる。
9日、東海村原子分子データ研究委員会
JAERI-Conf 94-004, 187 Pages, 1994/11
原子分子データ研究委員会の平成5年度の粒子-物質相互作用研究会が、1994年3月8、9日の2日間原研東海研究所で開催された。この研究会は、核融合のための原子・分子データの収集と評価の立場から、種々のエネルギー粒子と物質との相互作用に関する研究の現状を把握し、問題点を明確にすることにより、今後のワーキンググループの活動に資することを目的として開催されたものである。研究会では17の講演が行われ、本報告書は、講演後に提出して頂いた16編のレポートをまとめたものである。主な内容は、ITERプラズマ対向材料、炭素材の照射損傷、金属中の水素の捕捉と再放出、重イオンと固体表面との相互作用に関するものである。
飯田 國廣*; 柴田 勝之; 植田 脩三; 小林 英男*; 樋口 洵*; 高允 宝*; 片田 康行*; 深倉 寿一*; 笠井 憲一*; 仲尾 元六*; et al.
JAERI-M 91-224, 88 Pages, 1992/01
本報告書は、原研が構造機器の疲労寿命評価に関連した委託研究および構造材料の経年変化に関連した委託研究において取得した成果のうち、原子力材料の低サイクル疲労試験結果をデータ集として取りまとめたものである。掲載したデータは、原研が委託調査により開発した疲労データベースFADALを検索して、表形式および
-Nf線図として記載した。
関 昌弘; 秋場 真人; 荒木 政則; 横山 堅二; 大楽 正幸; 堀江 智明*; 深谷 清; 小川 益郎; 伊勢 英夫*
Fusion Engineering and Design, 15, p.59 - 74, 1991/00
被引用回数：17 パーセンタイル：84.22(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉のプラズマ対向材料の熱衝撃試験結果のレビューである。これらは原研で行ってきた各種対向材料の試験結果をまとめたもので、プラズマ対向材料として目される黒鉛系材料、ステンレススチール、タングステンを含んでいる。黒鉛系材料については、電子ビームを用いて加熱し、数値解析による予想の3~5倍損傷が激しくなることが明らかとなった。ステンレスについては、再凝固面に多数のき裂が発生し、発生状況が材料成分に大きく依存することがわかった。また、タングステンについては、8MW/m
の熱負荷に耐えるW/Cu接合体の開発に成功している。
柴田 勝之; 安田 祐司; 鬼沢 邦雄; 宮園 昭八郎
Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol.G, p.461 - 466, 1987/00
軽水炉圧力バウレダリ配管にLBB(Leak Before Break)の考え方を適用していくには、欠陥の成長評価ならびに冷却材漏洩流量評価とともに配管の破壊条件を明らかにしておく必要がある。 そのため原研では、配管信頼性実証試験の一環として炭素鋼配管およびステンレス鋼配管を対象とした不安定破壊試験を進めてきた。本報では、これまでに実施した試験結果を基に配管の破壊挙動および破壊評価法を検討する。 試験は、6インチおよび12インチ口径SUS304ならびにSTS42配管を用いて4点曲げ試験装置により行った。 この結果を用いて、実断面応力基準、J値抵抗曲線、き裂開口面積等を検討した。
C半田 宗男; 高橋 一郎; 塚田 隆; 岩井 孝
Journal of Nuclear Materials, 116(2-3), p.178 - 183, 1983/00
被引用回数：7 パーセンタイル：64.96(Materials Science, Multidisciplinary)水素-メタンガス平衡法を用いて炭素ポテンシャルを制御及び決定する、新しい方法を開発した。この方法の基本は、系内の金属及びその炭化物の混合物の加熱温度を変えることにより、試料の炭素ポテンシャルを制御することである。混合物の種類を変えることにより、試料の炭素ポテンシャルを広範囲にわたり、およそ
0.1kcal/moleの精度で制御することが可能である。この方法においては、ベローズポンプにより系内を循環する可燃性ガスは数リッターであり、安全性が高い。したがって、アルファ放射性物質に適用することが可能である。オーステナイト316ステンレス鋼中の1000Cにおける炭素ポテンシャルを、この方法を用いて測定した。その結果、高速炉(もんじゅ)用被覆管の1000Cにおける炭素ポテンシャルは、-1.33kcal/moleであった。
大谷 恭平; 塚田 隆; 上野 文義; 加藤 千明
no journal, ,
既報では福島第一原子力発電所の格納容器内部を模擬した大気と液中に交互に曝露する気液交番環境で炭素鋼の腐食試験を行い、交番曝露により鋼の腐食速度が加速することを報告した。本発表では、気液交番環境における鋼の腐食挙動におよぼす人工海水濃度の影響について調査した。腐食速度の測定より、気液交番環境における炭素鋼の腐食速度は希釈倍率200倍のときに最大となることを見出した。更に、腐食後の鋼に形成した鉄さび層の断面分析より、人工海水中の金属カチオンの析出により炭素鋼の腐食速度が低下することを明らかにした。
大谷 恭平; 加藤 千明
no journal, ,
福島第一原子力発電所1-3号機の格納容器(PCV)には、水素爆発防止や鋼材の腐食抑制のために冷却水が循環・注入されている。PCVの内部調査から、PCV内部の材料である炭素鋼は、空気と溶液の界面付近で気体と液体の環境が交互に変化する環境(気液交番環境)に曝されていることが確認された。金属材料は気液界面付近で薄い液膜に覆われており、鋼材表面に薄い液膜があると溶液中に比べて腐食速度が加速されることが報告されている。本発表では、1F PCV内の気液交番環境を模擬した回転腐食試験装置を用いて炭素鋼の腐食試験を行い、質量測定,観察,解析の結果から得られた炭素鋼の腐食速度と腐食機構を発表する。
