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加治 芳行
Proceedings of KNS-AESJ Joint Summer School 2005 for Students and Young Researchers, 2, p.221 - 228, 2005/08
炉内構造物に対しては、主な研究項目は、BWRの炉心シュラウドや再循環系配管における低炭素ステンレス鋼の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)と中性子や
線,高温水による腐食及び応力の同時作用効果により発生する照射誘起応力腐食割れ(IASCC)である。本講演では、IGSCC及びIASCCの機構論的理解のための基礎的な研究,経済産業省の国家プロジェクトの一環として実施している照射後IASCC試験データに基づくBWRプラントのIASCC評価技術開発及び照射下IASCC試験の現状と主な成果について紹介する。
中野 純一; 高野 利夫; 遠藤 慎也; 宇賀地 弘和; 辻 宏和; 塚田 隆
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), P. 56, 2003/00
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、軽水炉炉内構造材の維持管理における論点の一つである。IASCC現象の理解のために、照射材用に高温水中でその場観察可能な性能を有する低ひずみ速度試験(SSRT)装置を開発した。SSRT装置は観察用の窓付きのオートクレーブを有し、沸騰水型炉(BWR)条件下でのSSRT用に設計されている。BWR環境の通常水化学(NWC)及び水素水化学(HWC)を模擬するため、溶存酸素及び溶存水素濃度はそれぞれ10ppbから32ppm及び10ppbから2.8ppmの範囲内で制御可能である。原子炉内での水の放射線分解を模擬するために、過酸化水素水をオートクレーブ内に注入可能である。試運転として、561Kの水中で未照射材での引張試験中にその場観察を行った。荷重-伸び曲線及び試験中の画像が取得できることを確認した。
HTTR利用研究委員会
JAERI-Review 2001-016, 232 Pages, 2001/05
JAERI-Review-2001-016.pdf:12.01MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いる照射研究である「高温工学に関する先端的基礎研究」の成果と今後の計画についてまとめた。本研究は、高温で広い照射空間が利用できるというHTTRの特徴を生かして、一連の先端的な高温照射研究を行うものである。原研は、大学及び研究機関の協力を得て、平成6年度以来、(1)新素材・材料開発分野、(2)放射線化学・核融合関連分野、(3)高温照射技術・その他原子力関連分野について、予備試験を実施してきた。HTTR利用研究委員会は、予備試験の研究成果や方法論、今後の計画について検討するとともに、HTTR熊射試験及び環射後試験のための設備の整備について検討を進めてきた。本報告書は、約7年間にわたる予備試験及び設備整備の成果についてまとめを行うとともに、今後の計画の概要を明らかにしたものである。
