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沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/05
As a commercial reactor require high economic efficiency, the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) would be a more attractive proposition if a full mock-up experiment for the first commercial HTGR could be avoided in the future. In this paper, preliminary experiments were conducted in order to obtain basic core characteristics data, such as the criticality, necessary to demonstrate the applicability of a generalized bias factor method to neutronic design of HTGR. The graphite-moderated core with only highly enriched uranium fuels in the B-rack of Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) was configured as a reference core. The C/E-1 values (Calculation/Experiment -1 values) for the keff values at the three critical states and the thermal neutron spectra with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. The result shows that the keff values are overestimated for JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 by 0.14% - 0.18%, while they are underestimated for JENDL-4.0 by 0.07% - 0.09%. The calculation result with JENDL-4.0 shows a slightly better agreement with this experiment than the others. In addition, the thermal neutron spectrum calculated with ENDF/B-VIII.0 is softer than the others. The Thermal Scattering Law (TSL) data of graphite stored in ENDF/B-VIII.0 suggests that the thermal neutron spectrum become softer than that of traditional TSL data stored in the others. The core characteristics of the reference core, which are necessary for future studies, were obtained.
沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
Nuclear Science and Engineering, 7 Pages, 2022/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In this paper, integral experiments on a graphite-moderated core were conducted at the B-rack of the Kyoto University Criticality Assembly in order to develop an integral experiment database for the applicability of data assimilation techniques to the neutronic design of a high-temperature gas-cooled reactor. The calculation/experiment-1 (C/E-1)values for the 
values at critical cores with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JENDL-5, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. Of these, the values with JENDL-5 with thermal neutron scattering law data for 30% porous graphite showed the best agreement with experimental values within 0.02% accuracy.
大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。
藤井 貴美夫; 松尾 秀人*
JAERI-Review 2002-034, 44 Pages, 2002/12
JAERI-Review-2002-034.pdf:3.34MB
日本原子力発電(株)東海発電所などの黒鉛減速ガス冷却炉では多量の黒鉛材料が減速材や反射材として使用されている。この種の原子炉の廃止措置にあたっては運転期間中に炉心黒鉛材料中に生成した半減期の極めて長い炭素14の濃度を把握し、必要であれば、その濃度を低減する技術を開発することが、処理処分の観点から重要な課題の一つとされている。東海発電所は平成10年3月に営業運転を終了し、廃止措置のための種々の検討が行われている。照射黒鉛の取り扱い技術の開発は重要な検討課題の一つであり、中でも炉心黒鉛を処分するためには炭素14の濃度が問題となることが指摘されている。この問題を解決するための研究の一環として炭素14に関連する文献調査を行った。本報告書は炭素14の挙動や分離技術を主として調査した公開文献の概要を整理したものである。また、本文中で述べていない関連文献は、付録として調査文献リストを掲載した。
石山 新太郎; 衛藤 基邦
日本原子力学会誌, 43(11), p.1159 - 1166, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.89(Nuclear Science & Technology)黒鉛材料中内在欠陥近傍の試験片板厚内に引張り応力領域と圧縮領域が生じる3点曲げ試験など複雑な応力分布や応力勾配が存在する場合の黒鉛材料の破壊挙動を明らかにするため、微粒等方性黒鉛IG-110及び準等方性黒鉛PGXの切欠き入り試験片(幅
厚みゲージ長=20mm10mm60mm,切欠き長さ=0~5.2mm)に引張り荷重と曲げ荷重を試験片に同時に負荷できる強度試験装置を試作し、これにより引っ張り、3点曲げ及び4点曲げ各試験法による強度試験ならびに破壊靱性試験を実施した。その結果下記の結論が得られた。(1)両黒鉛材料において切欠き長さ0mm~5.2の引張り強度,3点曲げ強度,4点曲げ強度と切欠き長さとの間にそれぞれ下記関係があることが明らかとなった; 
=Aa
。ここで、A: 定数,: 引張り強度,3点及び4点曲げ強度,(2)ASTM規格に準じて破壊強度と切欠き長さから破壊靱性値を求めた場合、この値は切欠き長さ/試験片幅比a/Wが0.05以下、すなわち切欠き長さ1mm以下でa/Wの減少とともに低下する傾向がある。(3)各種強度試験によりそれぞれ異なった破壊抵抗挙動を示し、3点曲げ試験において最も破壊抵抗が高いことがわかった。(4)破壊起点における破壊靱性値は、どの試験法も引張試験法により得られた値とほぼ等しい。
石原 正博; 塙 悟史; 伊与久 達夫; 塩沢 周策
炭素, 2001(196), p.39 - 48, 2001/02
現在出力上昇試験中の高温工学試験研究炉(HTTR)は、将来の高温ガス炉技術基盤の確立,原子力熱エネルギーの多様化,高温照射による先端的基礎研究を目的としている。HTTRでは、最高950
の炉心出口ガス温度を達成するため、炉内構造物は耐熱性に優れる黒鉛材料で製作されている。この炉内黒鉛構造物は、黒鉛に関する非破壊検査手法の検討等を経て策定した「黒鉛検査基準」に基づいて受入れ検査が実施されている。本報告は、黒鉛構造物の受入れ検査に用いた黒鉛検査基準に関して、基準を定めるうえでの課題となった事項、基準策定の基本的な考え方について述べるとともに、黒鉛検査基準について述べたものである。
衛藤 基邦; 石山 新太郎; T.D.Burchell*; G.T.Yahr*
Journal of Nuclear Science and Technology, 34(5), p.476 - 483, 1997/05
被引用回数：5 パーセンタイル：43.3(Nuclear Science & Technology)二種類の高温ガス炉用黒鉛について、2軸状態における強度と破壊基準を調べた。供試材には微粒等方性黒鉛IG11と準等方性黒鉛PGXを用いた。電気油圧式試験機と内圧あるいはトルクを負荷する装置を組み合わせることにより2軸状態を実現した。試験片は管状とし、寸法は二種類とした。一つは強度データの統計的評価を行うための、比較的小さな試験片(肉厚2mm)、一つは試験片形状及び治具の影響を調べるための、ORNLで採用されている比較的大きな試験片である。主要な結果は次のとおりである。1)IG-11の強度データを統計的に解析することによって、破壊線図の第I象限及び第4象限において最大ひずみエネルギー説がデータ点に最も良く適合する。2)ORNLのデータは治具や試験片形状の差にもかかわらず、原研データのばらつきの範囲内にあった。3)PGXについても同様であった。
衛藤 基邦; 石山 新太郎
23nd Biennial Conference on Carbon (CARBON '97) Extended Abstracts and Program, Vol,2, p.276 - 277, 1997/00
HTTR炉心用黒鉛IG-11の2軸応力下疲労強度を測定し、単軸の場合と比較した。試験は室温で実施し、応力付加は引張-引張、または引張-圧縮とした。2軸応力は、In-phaseまたはOut-of-phaseの形で付加した。得られた2軸疲労強度を単軸の場合と比較すると、2軸の場合には、単軸の場合よりも
だけ疲労強度が高くなり、寿命Nfとの関係は、
/
s
=A+B log Nf で表されることが明らかになった。また、2軸応力による疲労強度の見かけ上の増加は引張-引張(out-of-phase)
引張-引張(in-phase)圧縮-引張(in-phase)の順で大きくなることが明らかになった。
衛藤 基邦; 石山 新太郎; T.D.Burchell*; G.T.Yahr*
JAERI-Research 96-016, 45 Pages, 1996/03
JAERI-Research-96-016.pdf:1.35MB
二種類の高温ガス炉用黒鉛IG-11とPGXについて、2軸応力状態における強度と破壊のクライテリアを室温において調べた。大型管状試験片については、肉厚の影響、小型の管状試験片については、強度の統計的評価、ORNLの大型試験片については、試験片形状や治具の違いの影響を調べた。主要な結果は次のとおり:(1)破壊のクライテリアに及ぼす肉厚の影響は認められなかった。(2)強度の統計的評価により、破壊線図第1及び第4象限において、修正最大ひずみエネルギー説が最もよく適合した。(3)ORNLのデータは原研におけるデータのばらつきの範囲内にあった。
荒井 長利; 湊 和生; 衛藤 基邦; 奥 達雄*; 依田 真一*
JAERI-M 92-085, 28 Pages, 1992/06
高温工学試験研究炉の黒鉛構造物の製作には微粒等方性黒鉛IG-110、中粒準等方性黒鉛PGXおよび粗粒準等方性炭素ASR-ORBが使用される。これらの設計用材料データは「高温工学試験研究炉黒鉛構造設計方針」で規定されている。本書は、それらのデータの内、弾性変形の規定に含まれる設計用弾性係数およびポアッソン比の設定根拠を詳しく説明する。即ち、各銘柄の応力-ひずみ関係、弾性係数およびポアソワン比に関する実験データの詳細を示し、その弾性近似の考え方および設定結果を示した。
斎藤 伸三
原産セミナ-「高温ガス炉開発と熱利用技術の展望」, p.1 - 10, 1992/02
HTTRの設計の詳細を説明し、建設の現状とスケジュールを報告する。また、完成後に予定している熱利用試験の計画について述べる。
衛藤 基邦; 奥 達雄; 小西 隆志*
Carbon, 29(1), p.11 - 21, 1991/01
被引用回数：23 パーセンタイル：73.05(Chemistry, Physical)微粒等方性黒鉛IG-110の高温ヤング率に及ぼす酸化と予応力の影響を調べた。酸化は空気中500
Cで10%重量減まで行った。予応力は平均圧縮強度の60または80%とした。酸化、予応力ともに室温及び高温ヤング率を減少させるが、これは亀裂の開孔と成長によって説明できる。酸化黒鉛の高温ヤング率を無酸化材の室温ヤング率から算出する実験式を得た:E(T,d)/E(RT,do)=f(T)(d/do)
。ここで、E(T,d)とE(RT,do)は各々、かさ密度dをもつ酸化材の温度Tにおけるヤング率及び無酸化材(かさ密度do)のヤング率である。f(T)、n(T)は実験データから定まる温度Tの関数である。さらに本実験において、酸化材のヤング率が高温熱処理によって一部回復する現象が見出され、これは結晶子の異方性に基づく内部応力が酸化材で小さくなるためと考えられた。
大山 幸夫; 山口 誠哉; 前川 洋
JAERI-M 90-092, 124 Pages, 1990/06
本報告書は飛行時間(TOF)測定法を用いた角度中性子束スペクトルについての実験結果をまとめたものである。これらの実験はグラファイト(炭素)、ベリリウム、酸化リチウムに対して行われた。実験で得られた結果は核データや計算コードシステムの妥当性を検討するベンチマークテストに使用するのに適している。報告書では、この目的のために必要な、実験条件、定義、そして実験結果が図と数値データの表として集録されている。
井岡 郁夫; 依田 真一*
Carbon, 28(1), p.159 - 164, 1990/00
被引用回数：2 パーセンタイル：19.26(Chemistry, Physical)原子炉級黒鉛(IG-11)電気抵抗、ヤング率、曲げ強度について、予圧縮応力に垂直及び平行な方向から、それら力学的特性を測定した。荷重軸に平行な試片の電気抵抗は、0.4
c(c:平均圧縮強さ)まで減少し、0.4c以上で増加した。荷重軸に垂直な試料の電気抵抗は、全応力レベルで増加した。この電気抵抗変化を理解するため、既存マイクロクラックの収縮及び荷重軸に平行あるいは垂直な応力誘起マイクロクラックの発生を基礎としたモデルを提案した。このモデルは、予圧縮応力に伴うヤング率、曲げ強度及び内部気孔状態の測定結果より支持された。
石山 新太郎; 衛藤 基邦; 奥 達雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(9), p.719 - 723, 1987/09
被引用回数：5 パーセンタイル：51(Nuclear Science & Technology)微粒等方性黒鉛IG-11のき裂進展速度da/dNに及ぼす荷重負荷モードの効果(応力比効果)を調べた。試験片の形状をダブルカニチレバービーム(DCB)型とし、繰り返し荷重は251N/secの荷重速度で荷重容量1500Nのサーボ式疲労試験機を用いて負荷した。荷重負荷モードは応力拡大係数範囲の最小値Kminと最大値Kmaxの比R(=Kmin/Kmax)を0から0.8の範囲の5段階で変化させた。実験結果から、き裂進展速度と応力拡大係数範囲の間に次式が得られた。da/dN=C(?K-?Kth)
ここでC,nは定数、応力拡大係数範囲?K=Kmax-Kminで、?Kthはしきい値である。?KthはR値に依存し、R=0の応力拡大係数範囲を?Kthoとすると?Kth/?Ktho=(1-R)
となる。ここでAは定数でIG-11黒鉛では0.89となった。
石山 新太郎; 衛藤 基邦; 奥 達雄
日本原子力学会誌, 29(7), p.651 - 655, 1987/07
被引用回数：7 パーセンタイル：60.34(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉用微粒等方性黒鉛IG-110の引張り-引張り型疲労強度に及ぼす空気酸化の影響を室温で調べた。負荷荷重繰り返し速度を0.5~10Hzとし、酸化は空気中500Cで行った。酸化量は重量減3.5%及び7%とした。酸化に伴う疲労強度の低下は引張り強度の低下と同傾向にあり、次式によって表わせた。log〔(
/
)(
/)
〕=-0.00831-0.00988logNf ここで、,,,及びNfは各々、負荷応力、非酸化材の平均引張り強度、酸化前かさ密度、酸化後かさ密度及び疲労寿命である。また、非酸化材に対する疲労曲線と酸化後引張り強度のデータから推定した非破壊確率99%/信頼限界95%の酸化材の疲労強度は酸化材に対する実験データに基づく値よりも安全側の評価を与えた。
丸山 忠司*; 衛藤 基邦; 奥 達雄
Carbon, 25(6), p.723 - 726, 1987/06
被引用回数：25 パーセンタイル：73.92(Chemistry, Physical)微粒等方性黒鉛の弾性率を超音波パルス法を用いて、室温から1400Cまで測定した。弾性率の値は450Cまでは変化しないが、500C付近から増加を開始し、1000Cで約10%、1400Cで約24%の増加を示した。4点曲げ強度は、1200Cまで測定した。弾性率と曲げ強度の温度依存性は同傾向にあり/
=E/Eなる関係が見出された。ここで、は各々、高温における曲げ強度、室温曲げ強度、高温弾性率、室温ヤング率である。
衛藤 基邦; 黒沢 武; 野村 真三; 今井 久
JAERI-M 87-056, 49 Pages, 1987/03
ヘリウム中における水蒸気酸化デ-タを主として微粒等方性黒鉛IG-110について取得した。温度は1173K~1473Kまでとし、水蒸気濃度は主として0.65vol%、ヘリウム圧力は1気圧とした。反応速度と酸化プロファイルを円柱状試験片を用いて測定した。これらの実験結果に基づいて、高温ガス炉内の燃料ブロックと炉心支持ポストの通常運転時における酸化挙動を推定した。その際、水蒸気濃度に関する補正は1次式またはLangmuir-Hinshelwood式を用いた。上記の黒鉛構造物の寿命期間後の強度と応力-ひずみ関係を別途提出した酸化の影響に関するモデルから推定し、これらの構造物の健全性を明かにした。
衛藤 基邦
窯業協会誌, 94(1093), p.1012 - 1014, 1986/09
SMI-24黒鉛及び7477PT黒鉛からの放出気体の種類と量をこれらの黒鉛の開気孔率を求めることを目的として、気体質料分析法によって測定した。黒鉛試験片と同寸法の金属製ダミー試験片を用いて試験片-試料筒間の空げきの体積を補正して放出気体量を求め開気孔量を算出した結果、開気孔率とカサ密度から算出した気孔率の40-60%であると推定した。
衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 138, p.131 - 134, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.36(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射した異方性原子炉用黒鉛SMGの圧縮破壊に伴う電気抵抗変化を測定し、非照射の場合と比較することにより照射黒鉛の変形と破壊の機構を考察した。圧縮強度の0.1~0.3の応力レベルでAcross-grain試験片にみられる抵抗減少は照射(970-1000C、1.110
n/m(E
29fJ)の場合の方が非照射に較べてはるかに大きかった。同様の応力レベルでwith-grain試験片に見られる抵抗増加量は照射、非照射間で大きな差が認められなかった。この現象を照射中に形成される格子間原子ループの寄与として説明を試み、また、圧縮破壊応力の約50%以上の応力レベルから破壊に至るまでの過程は照射、非照射でほぼ同様と推察した。
