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ホット試験室
JAERI-Tech 2002-050, 51 Pages, 2002/06
JAERI-Tech-2002-050.pdf:18.17MB
平成13年11月7日、中部電力浜岡原子力発電所1号機で、非常用炉心冷却系(ECCS)の高圧注入系(HPCI)で手動起動試験開始直後、余熱除去系(蒸気系)の配管が破断し、蒸気漏れ事故が発生した。この事故の原因究明に向けて、急きょ、経済産業省原子力安全・保安院(保安院)では、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(原研)に対して調査協力の指示を文部科学省に依頼した。これを受けて、原研東海研究所では浜岡1号機配管破断部調査グループを設置して、配管破断部から採取した試料(調査試料)の調査を東海研燃料試験施設等の各種装置類を用いて行うことになった。本報告書は、ホット試験室の3施設(燃料試験施設,WASTEF,ホットラボ)で実施した全調査試験項目,使用した照射後試験装置,試験技術等の技術的事項について、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 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。
岡 潔; 小原 建治郎; 角舘 聡; 富永 竜一郎*; 赤田 民生*; 森田 洋右
プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.69 - 82, 1997/01
核融合炉の炉内保守システム、観察装置及び遠隔操作ツールなどは、ITER炉内機器の遠隔保守に用いられるもので、30kGy/hという強度なガンマ線環境に対して従来の技術ベースを大きく上回る耐久性が求められる。このため、ITER工学R&Dでは、これらの遠隔保守装置を構成する部品要素を対象に、10kGy/hの環境下で10MGy~100MGyを満足する耐放射線性を目標に、ガンマ線照射試験並びに機器開発を進めてきた。本件は、この内ACサーボモータ、計測素子、光学素子、潤滑剤及び絶縁材料についての開発の現状と今後の計画について述べる。
金成 守康*; 田中 紘一*; 馬場 信一; 衛藤 基邦
Carbon, 35(10-11), p.1429 - 1437, 1997/00
被引用回数：39 パーセンタイル：81.09(Chemistry, Physical)原子力用炭素複合材料のナノインデンテーション試験を炭素繊維軸に平行及び垂直方向の断面について実施した。比較材として等方性黒鉛を用いた。これらの材料は第1回目の荷重後、大きな弾性回復を示し、その後の荷重サイクルで非弾性ヒステリシスを示した。平均押込み圧力のデータ点をワイブル統計によって解析すると、二つのグループに分けることができた。より大きな平均圧力は繊維に、より小さなそれはマトリクスに起因すると考えられる。平均圧力Pmの荷重P依存性は、複合材料ではPの増加とともにPmの減少、黒鉛では逆の傾向が見られた。黒鉛及び複合材料の繊維とマトリクス各々のヤング率を除荷曲線のスティフネスから計算し、各々、10.7、6.71、1.97GPaという値を得た。黒鉛と繊維についての値は各々バルクの黒鉛と複合材料のヤング率の値と一致した。
中野 純一; 藤井 貴美夫; 山田 禮司
Journal of the American Ceramic Society, 80(11), p.2897 - 2902, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：47.51(Materials Science, Ceramics)CVD SiC被覆層、SiC/C傾斜層、及び黒鉛基材を有する開発SiC/C傾斜組成黒鉛材料の機械的性質を室温での曲げ、圧縮、及び硬さ試験により調べた。SiC/C傾斜層は作製することにより、曲げ及び圧縮強度に及ぼす影響は、小さいものであったけれども、その比表面積は、SiC/C傾斜層中のSi濃度の増加とともに増加した。CVD SiC被覆層を有する試料では、SiC/C傾斜層の有無と無関係に曲げ強度を黒鉛の約2倍の値に向上させた。良好な耐酸化特性を有する開発SiC/C傾斜組成黒鉛材料の機械的性質を表面状態、気孔率、及び硬さの項目で検討した。
杉山 政彦*; 仁田 眞*; 谷 恒夫*; 瀬口 忠男; 八木 敏明
Proc. of 46th Int. Wire and Cable Symp., p.1 - 5, 1997/00
ケーブル用高分子絶縁材料の放射線劣化とそのメカニズムについて、放射線により誘起される酸化と電気特性、さらにゲル分率、引張特性、EPMAによる酸化層の分析、微少高度測定、超音波顕微鏡による観察を行った。この実験結果により、放射線酸化により電気特性が変化すること、ゲル分率の変化が酸化層の割合によく対応していること、及び試料表面の酸化層がノッチ効果と呼ばれる引張試験時の破壊を誘起していることが確認された。
佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 古谷 一幸; 戸上 郁秀*; 大崎 敏雄*; 黒田 敏公*
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.B), p.940 - 944, 1996/00
被引用回数：34 パーセンタイル：91.73(Materials Science, Multidisciplinary)核融合実験炉ブランケット第一壁は、拡散接合の一種であるHIP接合を用いて、DSCuとSUS316及びSUS316同士を接合することによって製作される。HIP接合により製作した試験片を用いた各種の機械強度試験(引張試験、衝撃試験、疲労試験、かたさ試験、クリープ試験)及び金相観察を行い、HIP接合面に関する機械特性データの取得を行った。その結果、本試験で用いたHIP条件(温度1050
C、圧力150MPa、保持時間2時間)により製作されたDSCu/SUS316及びSUS316/SUS316のHIP接合材料は、健全であることが判った。但し高温条件での試験においては、DSCu/SUS316のHIP接合材料の強度特性が若干低下しており、今後は更に強度データを蓄積することにより、DSCu/SUS316のHIP接合材料の健全性に関するより精度の高い評価を行う必要がある。
石原 正博; 奥 達雄*
日本機械学会論文集,A, 62(602), p.2305 - 2309, 1996/00
高温工学試験研究炉の黒鉛構造物には、原子炉の運転とともに中性子照射による寸法収縮変形およびクリープ変形により残留ひずみが蓄積される。したがって、原子炉の安全運転の観点から、黒鉛構造物中に蓄積される残留ひずみの程度を非破壊的に計測する必要がある。一方、黒鉛の応力・ひずみ曲線が非線形性を示すことから、残留ひずみの蓄積により材料の変形特性が異なることが予想される。そこで、種々の引張模擬残留ひずみを発生させた試験片表面に微小硬度計によりダイヤモンド圧子を押し込み、連続的に押し込み荷重と深さを計測した。その結果、残留ひずみの増加により圧子の押し込み深さが増加し、変形抵抗の減少が認められるとともに、微小硬さが減少した。したがって、黒鉛構造物の残留ひずみ計測法として、微小硬度計を用いて硬さ分布を測定することにより、残留ひずみが非破壊的に検知可能であることがわかった。
串田 輝雄; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清
Proc. of 42nd Conf. on Robotics and Remote Systems, 2, p.52 - 57, 1994/00
軽水炉燃料の燃焼度増加に伴う被覆管の機械的特性の変化を調べることは重要である。原研・燃料試験施設では、低荷重で極く微小領域における硬さ測定を行うことが可能な超微小硬度計(以下、本装置)を開発した。本装置は、高放射性試料を取扱うため、硬度計本体を鉛セル内に設置した。試料のセッティング、対物レンズの切替はトング操作によるが、他の操作は全て自動操作となっている。本装置では、ダイナミック硬さ及びビッカース硬さが測定可能である。特に、ダイナミック硬さ測定では、試料に圧子を低荷重で押し込んだ時の深さを計測することから、微小振動が測定に影響を及ぼすため、各種の振動対策を施した。硬さ基準片及び未照射被覆管を用いた特性試験により、微小領域における連続測定における硬さ分布が得られることを確認した。
串田 輝雄; 西野 泰治; 山原 武; 石本 清
Transactions of the American Nuclear Society, 71, 522 Pages, 1994/00
軽水炉燃料の燃焼度増加に伴う被覆管の機械的特性の変化を調べることは重要である。原研・燃料試験施設では、低荷重で極く微小領域における硬さ測定を行うことが可能な超微小硬度計(以下、本装置)を開発した。本装置は、高放射性試料を取扱うため、硬度計本体を鉛セル内に設置した。試料のセッティング、対物レンズの切替はトング操作によるが、他の操作は全て自動操作となっている。本装置では、ダイナミック硬さ及びビッカース硬さが測定可能である。特に、ダイナミック硬さ測定では、試料に圧子を低荷重で押し込んだ時の深さを計測することから、微小振動が測定に影響を及ぼすため、各種の振動対策を施した。硬さ基準片及び未照射被覆管を用いた特性試験により、微小領域における連続測定により硬さ分布が得られることを確認した。
鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 西山 裕孝; 深谷 清; 磯崎 孝則
Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.217 - 227, 1993/00
微小かたさ試験及びSP試験によるDBTTの評価を、熱時効、中性子照射あるいは冷間加工した21/4Cr-1Mo鋼及び鉄-0.15炭素モデル合金について実施した。DBTTの変化はSP試験によって大むね評価できるが、粒間破壊に起因する脆化については金属組織学的検討もあわせて行う必要のあることが分かった。
佐藤 千之助; 奥 達雄; 柚原 俊一; 薄井 洸
Pressure Vessel Technol, 11-53, p.679 - 693, 1970/00
抄録なし
