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論文

Development of silicon carbide coating on Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ ceramics from precursor polymers by radiation curing

Wach, R.; 杉本 雅樹; 吉川 正人

Key Engineering Materials, 317-318, p.573 - 576, 2006/08

ケイ素高分子から合成されるSiCセラミックスは、アモルファス構造を有することから水素等のガス選択透過性が予想される。また、SiCは耐熱・耐蝕性に優れていることから、高温水素分離フィルター等への応用が期待できる。本講演ではSiCセラミックスの前駆体であるケイ素系高分子を溶媒に溶かして、アルミナセラミック基板上に成膜し、電子線により酸化架橋した後、不活性ガス中で1000$$^{circ}$$Cまで焼成してセラミックに転換することにより、SiCコーティングの合成を試みた。ケイ素系高分子は焼成に伴い収縮するが、膜厚を500$$mu$$m以下に制御することで、クラックの生成を抑制することが可能であること,コーティング膜に生成するピンホールはアルミナ基板の平滑性に依存していることを明らかにした。

論文

Development of SiC coatings on Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ ceramics from precursor polymers by radiation curing

Wach, R.; 杉本 雅樹; Lam, N. D.; 吉川 正人

Proceedings of 8th SPSJ International Polymer Conference (IPC 2005) (CD-ROM), 60 Pages, 2005/07

ケイ素高分子から合成されるSiCセラミックスは、耐熱・耐蝕性に優れた材料である。本研究では、SiCセラミックスの出発物質であるケイ素系高分子として、ポリカルボシラン(PCS)及び、PCSとポリビニルシラン(PVS)のポリマーブレンドをアルミナ基板上に塗布してから、電子線により酸化架橋した後、不活性ガス中で焼成してセラミックに転換することでSiCコーティングの合成に成功した。また、PVSを10wt%ブレンドしたポリマーブレンドが高いセラミック化収率を示し、セラミック転換時の収縮による欠陥生成を抑制することに効果的であることを見いだした。得られたSiCコーティングについて高温で水素を透過することができれば、高温水素分離フィルターとしての応用が期待できる。

論文

Development of SiC/SiC composite from precursor polymer by radiation application

杉本 雅樹; 森田 洋右; 田中 茂; 瀬口 忠男; 伊藤 正義*; 岡村 清人*

IAEA-SM-365/7, p.35 - 40, 2003/09

放射線を用いたSiC繊維強化SiC複合材料の合成方法に関する研究を行った。SiC繊維へSiC微粉末を混合したケイ素高分子を含浸し放射線で不融化して焼成する方法により、1回の含浸-焼成の工程でセラミック複合材の合成が可能となった。また、セラミック基材に適した新規なケイ素系高分子を用いることで、セラミック複合材の破壊挙動を改善できた。

論文

電子線照射を用いたSiC/SiC複合材料の開発

杉本 雅樹

工業材料, 49(1), p.72 - 76, 2001/01

ケイ素系高分子をマトリックスを用いたSiC/SiC複合材料の製造プロセスに、放射線照射を応用することで優れた特性のSiC/SiC複合材料を開発した。本稿ではその製造法と特長について述べる。

論文

Development of silicon nitride fiber from Si-containing polymer by radiation curing and its application

神村 誠二*; 瀬口 忠男; 岡村 清人*

Radiation Physics and Chemistry, 54(6), p.575 - 581, 1999/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:84.18(Chemistry, Physical)

ケイ素高分子のポリカルボシラ繊維を不活性ガス(He)中で電子線照射して不融化処理し、アンモニアガス中で、1000$$^{circ}$$Cまで焼成する方法により、窒化ケイ素繊維を合成した。アンモニアガス中で焼成した後、窒素ガス中で1000$$^{circ}$$Cから1300$$^{circ}$$Cで処理すると、安定化され、酸化が抑制されて強度が向上した。この窒化ケイ素繊維は1200$$^{circ}$$Cの耐熱性と高い電気絶縁性があり、電線の絶縁に応用した。この電線は可とう性があり、1000$$^{circ}$$Cの高温まで使用できると判定される。

報告書

Benchmark problem for IAEA coordinated research program (CRP-3) on GCR afterheat removal, I

高田 昌二; 椎名 保顕; 稲垣 嘉之; 菱田 誠; 数土 幸夫

JAERI-Research 95-056, 40 Pages, 1995/08

JAERI-Research-95-056.pdf:1.17MB

IAEAの高温ガス炉事故時における崩壊熱除去に関する国際協力研究(CRP-3)に必要なベンチマーク問題について、冷却パネル特性試験装置の詳細と実験データに基づき作成されたベンチマーク問題を報告するとともに、数値解析コード-THANPACST2-により得られた数値解析結果を述べる。崩壊熱除去に関するベンチマーク問題として、圧力容器内真空、ヒータ出力35.27kWの条件及び圧力容器内ヘリウムガス圧力が0.9MPa、ヒータ出力が56.57kWの条件で得られた実測値を用いて、圧力容器表面の温度分布と圧力容器から冷却パネルへの除熱量を計算する。-THANPACST2-による圧力容器表面温度の数値解析は実験値に対して最高+38、-29$$^{circ}$$Cの精度で、また、圧力容器から冷却パネルへの除熱量の数値解析結果はヒータ出力の実験値に対して最高-14.6%の精度で予測が可能であった。

報告書

ROSA-III tests on BWR pump suction-line 200% break LOCAs with partial and total ECCS failure; RUN 924(LPCS and one LPCI pump failure), RUN 902(Two LPCI pump failure) and RUN 905(Total ECCS failure)

熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-167.pdf:7.69MB

本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。

論文

Investigation of effect of pressure control system on BWR-LOCA phenomena using ROSA-III test facility

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 久木田 豊; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(10), p.844 - 858, 1987/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

BWR LOCAにおける熱水力現象に及ぼす圧力制御系の効果を評価するためにROSA-III実験装置において圧力制御系故障実験シリーズが実施された。圧力制御系が不作動の場合、MSIV閉に伴う気泡崩壊により炉心が一時的に露出し、特に破断面積が極端に小さい場合、燃料棒表面温度がこの露出によりかなり上昇した。しかし、PCTは、圧力制御系が不作動の場合、作動した場合より低くなった。これは、圧力制御系が不作動の場合、減圧率が大きくECCSが早く作動したためである。PCTは、圧力制御系およびHPCSが故障すると仮定した場合でも、現行の安全基準1473kより十分低かった。

報告書

ROSA-III 50% Break Integral Test Run 928; Break Configuration Sensitivity Test

与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男

JAERI-M 85-151, 216 Pages, 1985/10

JAERI-M-85-151.pdf:5.09MB

本報は、ROSA-IIII装置を用いて行われたRUN928の実験結果について記述したものである。本装置は、電気加熱ヒーター、破断模擬部、緊急炉心冷却(ECCS)を有する体積比(1/424)のBWR/6型原子炉模擬装置である。RUN928は、HPCSディーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%破断実験であり、破断口形状感度実験のひとつとして行われた。のど部の長いノズルが破断口として用いられた。被覆管表面最高温度(PCT)は、888Kであり、破断後198秒の再冠水期に記録された。全炉心はECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。 本報では、RUN928の実験結果が破断ロとしてオリフィスを用いた50%スプリット破断実験であるRUN916の実験結果と比較されている。RUN928の炉心の露出開始は、サブクール水の破断流量が少ないためRUN916の場合より少し遅くなった。しかしながら、炉心露出期間は両実験においてほぼ同じであった。RUN928のPCTはRUN916より29K高かった。

報告書

ROSA-III 50% Break Integral Test RUN 916; Break Area Parameter Test

与能本 泰介; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 鈴木 光弘; 村田 秀男

JAERI-M 85-109, 160 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-109.pdf:4.18MB

本報は、ROSA-III装置を用いて行われたRUN916実験の結果について記述したものである。本実験装置は、BWR/6の体積比1/424の模擬装置であり、電気加熱炉心、破断口及び緊急炉心冷却系(ECCS)を有している。RUN916実験はHPCSジーゼル発電機の故障を仮定した再循環ポンプ入口側配管における50%スプリット破断実験であり、破断面積パラメータ実験のひとつとして行なわれた。被覆管最高温度(PCT)は、917Kであり破断後、190秒の再冠水期に記録された。全炉心は、ECCSにより完全にクエンチされECCSの有効性が確認された。本報では、主要なRUN916実験結果と200%、両端破断実験RUN926の結果を比較している。RUN916実験における炉心露出の開始は、RUN926実験の場合より破断流量が、少ないので遅くなった。しかし炉心露出の継続時間は、RUN916実験の場合の方が、ECCSの作動が遅れるので長くなった。RUN916実験のPCTは、RUN926実験の場合より133K高かった。

報告書

A Main Steam Line Break Experiment at ROSA-III, Run 953; 100% Break with an HPCS Failure

川路 正裕; 鈴木 光弘; 中村 秀夫; 田坂 完二; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 与能本 泰介; 村田 秀男; 斯波 正誼

JAERI-M 85-029, 188 Pages, 1985/03

JAERI-M-85-029.pdf:4.47MB

本報はROSA-III実験装置を用いて行った主蒸気ライン100%破断実験、RUN953の実験結果について述べたものである。この実験は主蒸気ライン破断実験シリーズの中で、ECCSの単一故障の影響を調べるためHPCSの故障を仮定して行ったものである。RUN953では高クオリティーの破断流が生じるため圧力効果は緩かであり、減圧沸騰が長く続いた。そしてHPCS故障のため炉心水位の低下が続き、破断後約200秒で炉心全体が露出した。その後ダウンカマー水位低下によりLPCSとLPCIが起動したため炉心は水位が回復しクエンチされた。しかしRUN953で得られたPCTは1003.9Kであり、主蒸気ライン破断の標準ケース、RUN952のPCTと比べて252K高く、主蒸気ライン破断LOCA時の炉心冷却におけるHPCSの重要性が明らかとなった。

論文

Five percent break BWR LOCA/ECC test at ROSA-III without HPCS actuation; Two dimensional core thermal-hydraulic phenomena

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Nucl.Eng.Des., 86, p.219 - 239, 1985/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:24.56(Nuclear Science & Technology)

ROSA-III装置は、LOCA/ECCS総合実験のための電気加熱炉心を有するBWRの1/424の装置である。HPCS故障の再循環ポンプ吸込側5%破断実験が行われた。チャンネルボックス壁に面する周辺の燃料棒は、LPCS作動以前に、CCFL Break-Down により上部プレナムから落下する水により炉心上部で一時的にリウェットしやすく、他の中心の燃料棒は、LPCI作動後 Bottom-Up クエンチのみによってクエンチする傾向が見られた。従って、高出力燃料棒は周辺に位置しているが、このLPCS作動以前のCCFL Break-Down による一時的なリウェットによりPCT(最高被覆管温度)はおさえられる傾向が見られた。また、ROSA-III 5%破断実験と対応するBWR LOCAがRELAP5/MOD1(Cycle018)コードにより解析された。ROSA-III小破断実験とBWR小破断LOCAの相似性が解析結果の比較により確認された。

報告書

ROSA-III 200% Double-Ended Break Integral Test Run 926; HPCS Failure

中村 秀夫; 田坂 完二; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 鈴木 光弘; 入子 真規*; 斯波 正誼

JAERI-M 84-008, 177 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-008.pdf:4.64MB

本報は、ROSA-III実験装置を用い、HPCS故障を仮定して行なった再循環ポンプ入口配管での200%両端破断総合事件RUN926の実験結果について記述したレポートである。ROSA-III実験装置は、BWR/6型原子炉の炉心を電気加熱ヒーターで模擬した実炉化(1/424)の装置である。RUN926では、破断口はノズルにより模擬され、また実験は予定通り行なわれた。RUN926の最高被覆管温度(PCT)は783.5Kで、炉心再冠水時118.5秒に燃料棒A71の中央表面に生じた。全炉心はECCS作動後クエンチされ、ECCS注入効果が確認された。本報では、全ECCS作動を仮定した200%両端破断実験RUN901の実験結果との比較がなされた。RUN901では、下部プレナムフラッシング(LPF)鎮静後、RUN926程燃料表面の温度は上昇しなかった。これは、RUN901で作動したHPCSの効果である。ただし、RUN901のブローダウンの際に生じ、780Kであったが、これはRUN926のPCTとほとんど同じ値であった。

報告書

ROSA-III 100% 主蒸気管破断実験のRELAP5/MOD1コードによる解析; HPCS注入実験・RUN 952の解析

村田 裕幸*; 鈴木 光弘; 田坂 完二

JAERI-M 83-210, 105 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-210.pdf:3.24MB

本報はBWRの主蒸気管破断事故を模擬したROSA-III実験(RUN952)をRELAP5コードにより解析した結果をまとめたものである。BWRの主蒸気管破断模擬実験は、ROSA-IIIがはじめてであり、この実験で得られた特徴的な現象、例えばダウンカマー水位のスエリング、水位低下による炉心の露出、HPCS作動による冷却過程、等に対して、解析コードの適用性を評価することが目的である。RELAP5/MOD1は、蒸気流出に伴うブローダウン過程における上記特徴的現象を計算することができるが、HPCS注入後における再冠水過程に対しては、バイパス部分から炉心へ流入する部分のモデリングに工夫を要することが必要なことがわかった。主蒸気管破断事故の解析には気水分離器の過渡状態における特性をモデル化することが大切であること、また、圧力容器壁の蓄積熱が事故過程に及ぼす効果はブローダウン過程後半で炉心発熱過程になる事、等がわかった。

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