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論文

高速炉蒸気発生器伝熱管のセルフウェステージ現象解明実験

梅田 良太; 下山 一仁; 栗原 成計

日本原子力学会和文論文誌, 19(4), p.234 - 244, 2020/12

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器では、伝熱管を介してナトリウムと水との熱交換が行われるため、何らかの原因により伝熱管が損傷した場合には、Na中に高圧の水/蒸気が漏えいし、Naと水との発熱反応により特有の高温・高アルカリ環境が形成され、隣接伝熱管が損耗する恐れがある。本報ではNa-水反応の起因事象となるセルフウェステージ現象のメカニズムを解明することを目的に、伝熱管の初期欠陥(微細円孔型と疲労き裂型の貫通欠陥)を模擬した試験体を用いて、セルフウェステージが継続的に進展する条件下で実験を実施した結果について述べる。セルフウェステージ率に及ぼす初期貫通欠陥形状(微細円孔,疲労き裂)による影響は有意ではなく、セルフプラグ現象のメカニズムとして、Na酸化物が介在して、セルフウェステージの進行を阻害するものと推察された。本実験及び既往実験で得られたセルフウェステージ率より、従来の相関式では陽に表れなかった初期のNa温度の影響が明確に現れ、この傾向を基に初期のNa温度を考慮した新相関式を導出した。

論文

Component tests on research and development of HTTR hydrogen production systems

大橋 弘史; 西原 哲夫; 武田 哲明; 稲垣 嘉之

Proceedings of 13th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-13) (CD-ROM), 8 Pages, 2005/05

HTTRに接続する水素製造システムは、HTTRにより供給された熱出力10MWの核熱を用いて水素を製造することができるように設計されている。このHTTR水素製造システムは世界で初めて原子炉に接続されるものであり、したがって、HTTR水素製造システムの実証試験に先立ってモックアップ試験が計画されている。モックアップ試験と並行して、以下の基礎試験、すなわち、水蒸気改質管の腐食試験,熱交換器伝熱管を透過する水素同位体透過試験,高温隔離弁の健全性試験,水素選択性透過膜の性能試験を行い、解析コードの開発と安全審査のための詳細な試験データを取得する。これらの試験により、水素透過係数をはじめ、各種データを取得した。本報告は、HTTR水素製造システムの研究開発に関する要素試験の現状をまとめたものである。

論文

Radioactivity production around the surface of a cooling water pipe in a D-T fusion reactor by sequential charged particle reactions

堀 順一; 前川 藤夫; 和田 政行*; 落合 謙太郎; 山内 通則*; 森本 裕一*; 寺田 泰陽; Klix, A.; 西谷 健夫

Fusion Engineering and Design, 63-64, p.271 - 276, 2002/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.59(Nuclear Science & Technology)

核融合将来炉の廃棄物処理及び安全設計を推進するためには、核融合炉材料に対して一次中性子反応のみならずシーケンシャル反応による放射能生成過程を考慮することは重要である。特に冷却材の水によって多数の反跳陽子が生成される冷却管表面においては、シーケンシャル反応によって望ましくない放射化物の生成が顕著となることが懸念される。このような背景から、本研究では冷却水を模擬したポリエチレン板に核融合炉材料箔(V,Fe,W,Ti,Pb,Cu)を層状に積み重ねた試料に対して14MeV中性子照射を行い、シーケンシャル反応生成物である51Cr,56Co,184Re,48V,206Bi,65Znの実効生成断面積及び生成量の深さ分布を求め、計算値との比較を行った。現在解析中であるため、結果は講演にて報告する。

論文

Research and development of HTTR hydrogen production systems

塩沢 周策; 小川 益郎; 稲垣 嘉之; 小貫 薫; 武田 哲明; 西原 哲夫; 林 光二; 久保 真治; 稲葉 良知; 大橋 弘史

Proceedings of 17th KAIF/KNS Annual Conference, p.557 - 567, 2002/04

核熱を用いた水素製造に関する開発研究が1997年1月から文部科学省の受託研究として開始された。HTTRに接続する水素製造システムはHTTRにより供給される10MWの核熱を用いて天然ガスの水蒸気改質により約4000m$$^{3}$$/hの水素が製造可能なように設計が進められている。HTTR水素製造システムは世界で初めて原子炉に接続されるものであり、実証試験を行う前に炉外実証試験を実施することとした。HTTR水素製造システムにおける制御性,安全性及び主要機器の性能を確証するために、約1/30スケールモデル炉外試験装置を建設した。炉外実証試験と平行して、安全審査や解析コード開発に必要な詳細データを取得するために、要素試験として触媒管の腐食試験,伝熱管や触媒管の水素同位体試験及び高温隔離弁の健全性試験を実施している。また,より効果的でさまざまな核熱利用に対して、ISプロセスと呼ばれる熱化学法による水素製造技術の基礎研究を進めている。本論文では原研におけるHTTR水素製造システム開発研究の現状と今後の計画を述べる。

論文

Characterization of Fe-montmorillonite; A Simulant of buffer materials accommodating overpack corrosion product

香西 直文; 安達 美総*; 川村 幸*; 稲田 貢一*; 小崎 完*; 佐藤 正知*; 大橋 弘士*; 大貫 敏彦; 馬場 恒孝

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(12), p.1141 - 1143, 2001/12

本論文ではFe型モンモリロナイトの特性評価について述べる。Fe型モンモリロナイトは、炭素鋼オーバーパック腐食生成物が緩衝材中を拡散した状態を模擬している。Na型やCa型の天然のモンモリロナイトは陰イオンであるSe(VI)を吸着しない。著者らは、Fe型モンモリロナイトがSe(VI)を吸着することを見いだした。

論文

Structural analysis of corrosion product of Fe-Cr alloy film using synchrotron radiation

山下 正人*; 小西 啓之; 高橋 正光; 水木 純一郎; 内田 仁*

Materials Science Research International, Special Technical Publication, 1, p.398 - 401, 2001/05

耐候性低合金鋼のさび層は大気腐食に対して強い保護機能を有する。鉄鋼のさび層を制御するには、さびの詳細な構造及びそれと防食性との関係を知ることが重要である。特にさび層に含まれる合金元素の原子位置は直接さび層の構造と特性を制御していると考えられる。本研究ではFe-Cr合金蒸着膜を硫酸水溶液液膜下で腐食させて得られる生成物について、その局所構造を調べた。メスバウアー分光法及び放射光斜入射X線回折法の結果は、腐食生成物が$$gamma$$-FeOOHと超微細ゲーサイト($$alpha$$-FeOOH)とから成ることを示している。EXAFS実験より少なくともゲーサイト中にはFe-Cr合金からのCrが存在することがわかった。Feサイトを置換したCrがゲーサイトの結晶粒径を微細化する一方、Fe-O-OH八面対の間に侵入して存在するCrがさび層にイオン選択性を与え、保護機能を増加させていると考えられる。

論文

硫酸分解ガス環境で腐食した金属材料の高温引張特性

倉田 有司; 橘 勝美; 鈴木 富男

日本金属学会誌, 65(4), p.262 - 265, 2001/04

熱化学水素製造プロセス(ISプロセス)では、腐食性の強いハロゲン及び硫酸を取り扱う。そのため、材料の機械的特性に及ぼす腐食の影響を調べることが必要である。本研究では、850$$^{circ}C$$の硫酸分解ガス環境において1000hの高温腐食を行った材料を用いて、高温引張特性に及ぼす腐食の影響を評価した。腐食試験装置にN$$_{2}$$ガスと95%H$$_{2}$$SO$$_{4}$$(0.01mol/min)を流し、850$$^{circ}C$$で1000h、アロイ800H、ハステロイXR、インコネル600の強度試験片及び腐食試験片(短冊形及びU字曲げ)の高温腐食を行った。腐食は、表面腐食膜の形成、内部酸化と硫化からなる粒界侵食によって進行した。850$$^{circ}C$$での高温引張試験では、腐食後の材料の0.2%耐力、引張強さは、受入材の80%以上の値を示した。また、破断伸び、絞りも50%以上であることから、腐食による高温引張特性の著しい劣化は認められなかった。

報告書

熱化学水素製造装置用Fe基及びNi基合金のH$$_{2}$$O+SO$$_{3}$$環境における高温腐食

倉田 有司; 鈴木 富男; 清水 三郎

JAERI-Research 2000-011, p.56 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-011.pdf:14.24MB

熱化学水素製造プロセス(ISプロセス)のH$$_{2}$$O+SO$$_{3}$$環境において、容器候補材料の選定に資するため、850$$^{circ}C$$で1000hまでの腐食試験を行った。この環境における腐食は、腐食膜の形成、剥離、均一腐食、内部酸化と硫化からなる粒界侵食である。耐食性が劣っているのは、SUS304、SUS316、ハステロイC276、優れているのは、2相ステンレスのSUS329J4Lである。そのほかのアロイ800H、ハステロイXRなどは中間の耐食性を示す。FeとCrを含む合金では、多くの場合、酸化膜は外側のFe酸化物、内側のCr酸化物からなる。Sはスケール/金属界面近傍や粒界侵食部に濃縮し、硫化物を形成する。この環境における腐食を粒界侵食深さで整理したとき、粒界侵食深さはほぼ放物線則によって表された。

論文

硫酸沸騰環境におけるFe-Si合金の耐食性

井岡 郁夫; 小貫 薫; 二川 正敏; 栗木 良郎*; 名越 正泰*; 中島 隼人; 清水 三郎

材料, 46(9), p.1041 - 1045, 1997/09

95wt%硫酸及び50wt%硫酸の沸騰環境におけるFe-Si合金の腐食挙動を調べた。合金の耐食性は、硫酸組成に応じて特定のSi含有量にて急変した。合金を不働態化するために必要な臨界組成は、95wt%硫酸では9~10%Si,50wt%硫酸では12~15%Siの範囲に存在する。耐食性合金表面に形成される酸化皮膜をオージェ分光及びX線回折により調べた結果、皮膜は非晶質のSiO$$_{2}$$から成り、酸化性の95wt%硫酸中で生成する場合はSを含み、還元性の50wt%硫酸中で生成する場合はSを含まないことが判明した。皮膜成長速度は、母材のSi含有量と硫酸濃度に大きく依存した。

報告書

JRR-3Mの放射化学分析結果

吉島 哲夫; 田中 純利

JAERI-Tech 97-029, 47 Pages, 1997/07

JAERI-Tech-97-029.pdf:1.82MB

JRR-3は、1990年に熱出力10MWの天然ウラン重水減速冷却型から熱出力20MWの重水反射体軽水減速冷却プール型のJRR-3Mとして改造された。改造後のJRR-3Mは、1990年11月から定格出力での共同利用運転が開始された。本報告書は、JRR-3Mの運転が比較的安定に維持され、各冷却系統に含まれる放射性核種濃度がほぼ安定状態に達したのを機会に行った各冷却系統の放射化学分析結果と放射性核種生成量の評価についてまとめたものである。

論文

Advanced coatings for HTGR fuel particles against corrosion of SiC layer

湊 和生; 福田 幸朔; 石川 明義; 三田 尚亮

Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.215 - 222, 1997/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:77.16(Materials Science, Multidisciplinary)

高温ガス炉用被覆燃料粒子のSiC層の腐食を防ぐために、3種類の新形式の被覆層を考案した。基本的考え方は、SiC層の内側に核分裂生成物を捕捉するための被覆層を付加することである。付加する被覆層として、SiCまたは遊離炭素を含むSiCを選定した。新形式被覆層の有効性を確認するために、新形式被覆層の被覆燃料粒子を製造し、炉外試験及び照射試験を実施した。新形式被覆層の有効性を完璧に実証するには追加の照射試験が必要であるが、ここでの試験により、新形式被覆層は、良好な照射健全性を有していること、及びSiC層の腐食を防ぐのに有効であることが明らかになった。

論文

高レベル放射性廃棄物地層処分システムの初期過渡状態の解析

大江 俊昭*; 安 俊弘*; 池田 孝夫*; 菅野 毅*; 千葉 保*; 塚本 政樹*; 中山 真一; 長崎 晋也*

日本原子力学会誌, 35(5), p.420 - 437, 1993/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.97(Nuclear Science & Technology)

高レベル廃棄物地層処分の安全評価シナリオのひとつである地下水移行シナリオにおいて、従来の解析でしばしば想定されている、(1)固化体からの核種放出は処分場閉鎖後千年目からとする、(2)ニアフィールドでは地下水は還元性である、という仮定の妥当性の検討を目的として、処分開始直後から緩衝材層が水分飽和に達するまでの時間、水分飽和後の緩衝材間隙水中の化学的環境条件、処分場内での水素発生の影響を公開コードTOUGH,PHREEQE,CHEMSIMUL等により各々解析した。その結果、(1)緩衝材層の最高温度は100$$^{circ}$$C以下で地下水の冠水は数十年以内である。(2)浸入した地下水は緩衝材中の鉱物との反応により還元性となる。(3)地下水冠水までの水蒸気によるオーバーパックの腐食は無視でき、また冠水後も還元環境のため、既存の腐食実験データからはオーバーパックの腐食寿命を1000年とする仮定には裕度がある、ことなどがわかった。

論文

Fission product palladium-silicon carbide interaction in HTGR fuel particles

湊 和生; 小川 徹; 鹿志村 悟; 福田 幸朔; 清水 道雄; 田山 義伸; 高橋 五志生

Journal of Nuclear Materials, 172, p.184 - 196, 1990/00

 被引用回数:61 パーセンタイル:97.56(Materials Science, Multidisciplinary)

照射済高温ガス炉用被覆燃料粒子において、核分裂生成物パラジウム(Pd)による炭化ケイ素(SiC)被覆層の腐食を観察した。観察には光学顕微鏡およびX線マイクロアナライザを用いた。SiC層は局所的に腐食されていた。反応に関与していた元素は主としてPdであったが、いくつかの粒子では、Pdの他にロジウムおよびルテニウムが腐食領域で検出された。Pdは粒子の高温側および低域側の両方で検出されたが、Pdによる腐食領域およびPdの蓄積は低温側で多く見られた。観察されたPd-SiC反応深さは、燃料核からのPdの放出が反応全体を支配するという仮定のもとに、整理された。

論文

原子炉除染技術の現状

諏訪 武; 安中 秀雄

防食技術, 32, p.721 - 729, 1983/00

原子炉除染技術の最近の開発状況について、1次冷却系を対象とした化学除染法を中心に解説した。化学除染剤はBWRとPWRとに分けて考える必要がある。BWR用の除染法はすでに燃料棒を含めた全系統除染がCan-Decon法、およびLOMI法で行われている。これらの除染はすべて放射性腐食生成物(クラッド)の還元溶解である。一方、PWRの除染はクラッド中にCrの成分が多いため、酸化前処理を行ったのち、BWR同様還元溶解を行っている。しかし、まだ開発中のものが多く実機に適用されていない。最近の除染法の特徴は?材料に対する低腐食性、?高DF、?除染廃液発生量が少ないこと、の3点を中心に開発が行われているが、特に?の比重が高まってきている。そのため希薄溶液法の開発が盛んである。化学除染法以外の除染法については、最近の興味ある除染法についてのみ簡単に紹介している。

論文

LMFBRにおける放射性ナトリウムと核分裂生成物による空気汚染モニタリング技術

吉田 芳和; 成冨 満夫; 村田 幹生

日本原子力学会誌, 16(9), p.478 - 485, 1974/09

Na冷却高速増殖炉(LMFBR)における空気汚染モニタリング方式は他の原子炉のそれと本質的には同じと思われるが、核分裂生成物を伴なったNaエアロゾルが空気汚染モニタリングの対象となる点で異なる。LMFBRの空気汚染モニタリング技術を確立するため、冷却材の漏洩などによって生ずるNaエアロゾルの挙動、Naエアロゾル中における核分裂生成物とくにヨウ素の挙動に関してレビューし、それらの空気汚染に対するモニタリング技術について述べた。また放射性ヨウ素以外の核分裂生成物や腐蝕生成物の場合についても触れた。

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