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武田 哲明; 岩月 仁*
Nuclear Technology, 146(1), p.83 - 95, 2004/04
被引用回数：14 パーセンタイル：65.20(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)に接続する水素製造システムにおいては、中間熱交換器や水蒸気改質器に使用されている高温耐熱材料中の水素同位体透過は重要な問題である。本研究では管の外側に存在する水素が重水素の透過量に及ぼす影響を調べることが目的である。管内の重水素の分圧が100Paより低く、外側の水素分圧が10kPaより高いとき、管外の水素分圧が増大すると重水素の透過量が減少した。対向透過における重水素透過量は、金属表面での水素,重水素,HD分子の平衡状態を考慮し、重水素拡散係数に対する効果係数を用いた解析により定量的に予測することができた。これより、HTTRの1次系から水素製造システムへ移行するトリチウム量は、改質器反応管内の高分圧水素の存在により、少なくすることができると予想できる。
上塚 寛; 永瀬 文久; 大友 隆
Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.180 - 188, 1997/00
被引用回数：14 パーセンタイル：71.83(Materials Science, Multidisciplinary)ジルカロイ-4とインコネル-718間の化学反応を1223~1523Kの温度範囲で調べた。複数の反応層が、反応対の界面に形成された。反応は概ね2乗則に従い、それぞれの試験温度で反応速度を求めた。反応速度は温度上昇とともに増大した。約1240Kと約1450Kにおいて、反応速度の温度依存性に不連続が見られた。これらの不連続は、反応のメカニズムの変化に対応することが、SEM/EDXを用いた元素分析により示された。
永瀬 文久; 上塚 寛; 大友 隆
JAERI-Research 95-085, 48 Pages, 1995/11
JAERI-Research-95-085.pdf:2.67MB
軽水炉のシビアアクシデント時における炉心溶融の初期段階を解析するために必要な基礎データを得る目的で、炉心構成材料間の高温反応試験で生成した反応相のSEM-EDX/WDXによる元素定量分析を行った。分析の対象としたのは、i)ジルカロイ-4/インコネル-718、ii)ジルカロイ-4/ステンレス304鋼、iii)Ag-In-Cd合金/ジルカロイ-4、iv)B
C/ジルカロイ-4、及びv)BC/ステンレス304鋼の各反応で生じた反応相である。分析結果は、反応開始温度や反応速度の温度依存性の不連続点が共晶生成現象と強く関連していることを示した。
塚田 隆; 鈴木 雅秀; 川崎 了
Proceedings of Three Mile Island Reactor Pressure Vessel Investigation Project Open Forum, p.151 - 163, 1994/00
TMI-2炉圧力容器下部ヘッドの事故時到達温度の推定は、TMI容器検査計画(TMI-VIP)における主目的のひとつである。この計画では主として圧力容器鋼A533B母材の金属組織を調べることにより到達温度の評価が行われている。しかし、さらに圧力容器オーバーレイクラッド鋼(308ステンレス)についても微細組織を検討することにより温度推定を行うことが可能である。本報では、まず308ステンレス鋼及び計装ノズルに使用されているインコネル600合金について金属組織と温度の関係を検討し、次にアーカイブ材であるMidland炉容器鋼を供試材とした熱処理及び金属組織検査の結果を述べた。アーカイブ材試験により、到達温度推定に母材とクラッドの界面付近の組織変化、
-フェライトの析出状態等情報が有用であることを示した。また、これらの検討及び試験結果に基づき、TMI-2炉容器鋼の検査から得られているオーバーレイ組織の検討を行い、それらの到達温度の推定を行った。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫
JAERI-M 90-165, 35 Pages, 1990/09
PWRのシビアアクシデントにおける燃料被覆管とスペーサーグリッドの反応を調べるために、ジルカロイ-4管とインコネル-718製スペーサーを組み合わせた試験片を作製し、1248~1673Kの温度範囲で等温反応実験を行なった。アルゴン雰囲気中の試験では、1248Kでジルカロイとインコネルの接触点において共晶反応が観察された。高温ほど反応の進行は速く、1373Kで300秒間反応させた試験片の接点周囲では、厚さ0.62mmのジルカロイ-4管の肉厚全てが反応した。一方、酸素雰囲気中の試験のうち、1473K以下の温度では共晶反応は観察されなかった。1573Kと1623Kでは接触点において反応が生じた形跡が見られたが、ジルカロイ管の肉厚減少は観察されなかった。酸素が十分に供給される条件では、ジルカロイ被覆管とインコネル・スペーサーグリッドの間で共晶反応が進行する可能性は小さい。
曽根 和穂; 村上 義夫
Journal of Nuclear Materials, 121, p.254 - 263, 1984/00
被引用回数：5 パーセンタイル：50.92(Materials Science, Multidisciplinary)中性粒子入射によってプラズマを追加熱するとき、JT-60における壁での水素リサイクリングのモデル計算を行った。壁材料としてはMo,Inconel625及びTiCの3つについて解析した。このモデルでは炉心プラズマ密度の制御は壁をたたく荷電交換中性粒子の挙動のみによって行なわれるとしている。壁をたたくこの粒子束密度については1
10
および310H/cm
secの2種類の場合について行い、プラズマの粒子バランスから壁でのリサイクリング率が各々0.75および0.92以下であれば壁による制御が可能であることを推定した。さらにエネルギー分布についても低いもの(200eVマックスウェル)と高いもの(400eVマックスウェル)を仮定し、再放出率の評価を行った。この3種類の材料について、壁材として使用した時の最適温度範囲を5sec及び10sec間の放電に対して求めた。
阿部 哲也; 稲川 幸之助*; 小原 建治郎; 廣木 成治; 村上 義夫
真空, 26(5), p.488 - 493, 1983/00
臨界プラズマ試験装置JT-60ではプラズマ不純物によるエネルギ損失の低減対策として、リミタ・ライナなどの第一壁表面を低原子番号材(低Z材)でコーティングすることを計画している。当面の低Z材として炭化チタン(TiC)が候補となっている。コーティング方法としては、予め工場などで母材上へコーティングしておくプレコーティングと、真空容器内へ第一壁母材を取り付けた後その場で行う、その場コーティングとがある。ここでは、そのうち、その場コーティングについて述べる。現在考えているTiGその場コーティング方式は2Ti+C
H
2TiC+H反応による反応性蒸着法である。JT-60第一壁をその場コーティングする場合、JT-60仕様から各種の制約を受ける。特にチタン蒸気の発生には特殊な蒸発源駆動機構を必要とする。これ以外のJT-60仕様からの制約については、ほぼ、解決する見通しがついている。
山田 礼司; 中村 和幸; 西堂 雅博; 村上 義夫
Journal of Nuclear Materials, 111-112, p.856 - 860, 1982/00
被引用回数：11 パーセンタイル：73.09(Materials Science, Multidisciplinary)モリブデン及びインコネル625にコーティングしたTiC,TiN及びC被膜の熱疲労試験を行った。200
Cから1400Cまでの昇温降温の熱サイクルを3000回行い熱疲労の評価を行った。その結果、Cコーティング膜は1回の熱サイクルで基板からはがれ、TiC及びTiNの被膜ははがれなかった。TiC及びTiNに関しては、熱サイクルの回数が増加するに従い、クラックの発生及びクラックのみぞが広がるという現象が表われた。クラックのみぞの広がり及び被膜のゆがみ及び重量減少から見て、化学蒸着によって作製したTiCおよびTiNが物理蒸着法によるそれよりも優れている。
