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報告書

福島第一原子力発電所4号機シュラウドサンプル(1F4-H4)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム

JAERI-Tech 2004-004, 74 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-004.pdf:31.62MB

東京電力(株)福島第一原子力発電所4号機(沸騰水型,定格出力78.4万kW)において、第12回定期検査(平成5年9月$$sim$$平成6年2月)の自主点検の際に、炉心シュラウド中間部胴H4溶接部にき裂が発見された。本研究は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含むSUS304Lの材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的に得られた調査データを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本研究により、以下の結論が得られた。(1)観察したき裂のほぼ全体が粒界割れであった。き裂内部には腐食生成物が付着し、一部は粒内に成長していた。また、2次き裂の一部は溶接金属に達していた。(2)表面近傍のビッカース硬さは300程度に高くなっていた。また、照射による母材の硬化が認められた。(3)結晶粒界ではCr濃度の低下とNi及びSi濃度の増加が観察された。これら合金元素の濃度変化は照射により誘起された拡散,偏析過程により生じたものと考えられる。本研究の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。

報告書

第三回東海再処理施設技術報告会

槇 彰; 佐本 寛孝; 田口 克也; 佐藤 武彦; 清水 亮; 庄司 賢二; 中山 治郎

JNC TN8410 2001-012, 185 Pages, 2001/04

JNC-TN8410-2001-012.pdf:9.61MB

本資料は、平成13年3月14日に日本原燃(株)六ヶ所事務所にて開催した「第三回東海再処理施設技術報告会」の予稿集、OHP、アンケート結果を報告会資料としてまとめたものである。東海再処理施設技術報告会は、これまでに2回開催されており、第一回は「東海再処理施設の現状、今後の計画」について、第二回は「東海再処理施設の安全性確認作業」について、東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等を紹介してきた。今回第三回は、「東海再処理施設の腐食・ISIに関する実績と今後の計画」について東海再処理施設においてこれまでに得られた技術・知見等の報告を行ったものである。

報告書

II価の銀イオンに関する電解試験(1)

not registered

PNC TJ1407 94-001, 56 Pages, 1994/12

PNC-TJ1407-94-001.pdf:4.68MB

II価の銀イオンに関する電解試験の一環として、Ag2+を含む硝酸溶液中におけるステンレス鋼の腐食データの採取ならびに電気化学的な方法(電解還元)による銀の回収方法について検討し、以下の結果を得た。(1)Ag2+を含む硝酸溶液中においてステンレス鋼304Lは、粒界腐食を呈し、腐食は著しく促進される。(2)ステンレス鋼304Lの腐食速度は、Ag2+濃度に依存し、直線的に増加する。(3)硝酸溶液中における銀の還元電位を明らかにし、その電位において作用電極表面に銀が電析したことを確認した。(4)銀の電析率に及ぼす、不純物元素の影響はない。

報告書

高レベル廃液ガラス固化体用キャニスター材料の健全性試験

間野 正*; 中西 光夫*

PNC TN4410 90-005, 5 Pages, 1990/09

PNC-TN4410-90-005.pdf:0.26MB

高レベル廃液ガラス固化体用キャニスター材料に用いられるステンレス鋼(SUS304L)について、ガラス鋳込み時及びその後の貯蔵時における条件を模擬し、ガラス固化体容器(キャニスター)の腐食量を求めた。試験条件はガラス注入時を模擬したもの、その後貯蔵時を模擬した条件で1年及び2年保持したものの3通りとした。各々の試験片について断面顕微鏡観察、EPMAによる元素分析及び重量変化による腐食量の測定を行い、評価を実施した。

口頭

Investigation of effect by the late-phase release of boron containing atmosphere on CsI deposit formed on reactor structural material SUS304L

Rizaal, M.; 三輪 周平; 鈴木 恵理子; 井元 純平; 逢坂 正彦; Gouello, M.*

no journal, , 

The gaseous species interaction with the early FP deposits (mostly Cs and I) on the surface of reactor coolant system (RCS) material is considered as one of the factors of gaseous iodine generation at late phase and could affect the containment atmosphere. In this study, we investigated the reaction of CsI deposit formed on stainless steel type 304 L with steam-boron flow. The experiments for reproducing the RCS temperature gradient in the range of 1000-400 K showed a significant depletion of CsI at 850 K, resulted in formation of low volatile cesium borates on the former surface and simultaneously released gaseous iodine that could reach a range below 400 K.

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