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報告書

福島第二原子力発電所2号機シュラウドサンプル(2F2-H3)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; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.

JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB

東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、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調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、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。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。

報告書

柏崎刈羽原子力発電所1号機シュラウドサンプル(K1-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 2004-011, 64 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-011.pdf:14.65MB

東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所1号機では、第13回定期検査中に、原子力安全・保安院の指示でシュラウド溶接部の目視点検を実施し、原子炉圧力容器内のシュラウド中間部胴溶接部H4にひび割れが確認された。本調査は、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材料サンプル調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、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。本調査の結果、溶接残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度を考慮すると、き裂は、浅い加工層を有する表面で応力腐食割れ(SCC)により発生した後、SCCとして内部へ分岐しながら結晶粒界を経由して3次元的に成長し、き裂の一部は溶接金属内部へ進展していったと結論される。

報告書

柏崎刈羽原子力発電所3号機シュラウドサンプル(K3-H7a)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 2004-002, 58 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-002.pdf:15.44MB

柏崎刈羽原子力発電所3号機において、シュラウド下部胴とシュラウドサポートリングの内側溶接部(H7a内側)近傍のシュラウドサポートリングにひび割れ(以下、き裂)が確認された。本調査は、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調査計画の段階から加わり、最終的に得られたデータを入手し、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。本調査により、以下のことが明らかとなった。(1)ボートサンプルの表面においてグラインダー加工痕と機械加工痕が見られた。(2)き裂部の破面は、ほぼ全体が粒界割れであった。表面近傍において粒内割れと考えられる箇所が確認された。この箇所では、加工により形成されたと考えられる金属組織及び硬さの上昇が見られた。(3)溶接金属端から約3mmの範囲では、溶接の熱影響により表面近傍の硬さが低下していた。(4)結晶粒界の狭い範囲でわずかなCr濃度の低下が認められた。本調査の結果と、き裂付近に発生していたと考えられる溶接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)であり、材料の硬さと関係があると結論された。

論文

Compatibility between Be$$_{12}$$Ti and SS316LN

河村 弘; 内田 宗範*; Shestakov, V.*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.638 - 642, 2002/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.62

核融合炉中性子材料に関して、ベリリウム(Be)は優れた特性を有しているが、高温でのスエリング,構造材や水との反応性等から、発電用ブランケットの想定温度(400$$sim$$800$$^{circ}C$$)では使用できない可能性がある。そこで、Beより融点が高く、化学的に安定なBe金属間化合物が注目されている。今回は、Be金属間化合物として最も有望な材料の1つであるBe$$_{12}$$Tiとステンレス鋼(SUS316LN)との両立性を調べた。その結果、Be$$_{12}$$TiはBeと比較してSUS316LN内に生成する反応層が約1/10になり、両立性が大きく改善されることを明らかにした。反応層のX線回折及び反応層内生成物のBe濃度測定の結果、Beの場合は生成物はBe$$_{11}$$Feであるに対して、Be$$_{12}$$Tiの場合の生成物はBe$$_{2}$$Feであった。このことは、Be$$_{12}$$T1の方がSUS316LN側へのBe原子の移動を生じにくいことを示し、反応層厚さも小さくなったと考えられる。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット、ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える照射の影響を調べた。

報告書

ITER真空容器用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,1; 未照射材試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2000-075, 98 Pages, 2001/01

JAERI-Tech-2000-075.pdf:21.85MB

核融合炉実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体であり、トリチウム閉じ込めの第一壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価に当たっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。日本原子力研究所では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。その中の一つに溶接継ぎ手の中性子照射効果があり、JMTRを用いた照射試験を行っているが、有効な照射データを得るためには、未照射材の試験を十分に行っておく必要がある。本報告書では、未照射のSUS316L溶接継ぎ手について金相や硬さ、フェライト分布などの組織観察と、引っ張り、シャルピー衝撃及び低サイクル疲労試験などの機械的特性試験を行い、それらの結果をまとめて報告する。

報告書

ITER用トリチウム貯蔵ベッドからのトリチウム透過量評価

中村 博文; 林 巧; 鈴木 卓美; 吉田 浩*; 西 正孝

JAERI-Research 2000-044, 24 Pages, 2000/10

JAERI-Research-2000-044.pdf:0.97MB

通気式熱量計測型トリチウム貯蔵ベッドからのトリチウム透過を、国際熱核融合炉(ITER)で現在提案されている運転モードについて計算・評価した。評価の結果、合理化に伴って新たに提案されている運転モードでは、最もトリチウム透過が大きいと考えられる条件下での評価において従来の運転方法に比べ、積算透過率が約2倍となるとの結果を得た。しかし、透過するトリチウム量としてはITERでの計量管理制度の範囲内であることを確認した。一方、トリチウムの安全管理や通気式計量ベッドの性能維持の観点からは、熱量測定と真空断熱性能維持のために、適切なトリチウムの処理が必要であることが示唆された。さらに、構成材料をステンレス鋼から銅に変えることにより、透過量低減が図られる可能性が示唆された。

報告書

熱応力緩和型板状傾斜機能材料の試作と評価,1

林 和範; 平川 康; 加納 茂機; 吉田 英一

PNC-TN9410 98-048, 56 Pages, 1998/03

PNC-TN9410-98-048.pdf:7.03MB

熱応力緩和を目的とした板状の傾斜機能材料の試作を行い、特性評価を行った。減圧プラズマ溶射法により、Al2O3とSUS316L系またはY2O3とSUS316L系において、SUS316Lを基板とし、Al2O3またはY2O3の組成が0%から100%まで20%おきに変化するようにした6層構造の板状傾斜機能材料を形成した。皮膜断面の観察からクラックなどの欠陥は見られず、硬度は基板から表面に向かって連続的に上昇した。また、X線回折から、SUS316LおよびY2O3は原料粉末と皮膜で構造変化は見られなかったが、Al2O3は皮膜に$$alpha$$-Al2O3以外に$$gamma$$-Al2O3が見られた。この試作材について、823Kまたは923Kのナトリウムに3.6Ms(1000時間)の浸漬試験を実施したところ、傾斜機能皮膜に剥離やクラックが生じ、溶射粒子間の結合力に問題があることが明らかとなった。これを改善するために、溶射時の雰囲気圧力を変化させて皮膜を作成し、断面組織観察、硬度測定および構造解析を行った。その結果、圧力が高い溶射条件で形成した皮膜の方が、ち密になる傾向があったため、その条件で傾斜機能材料の試作を行った。

論文

Implantation driven permeation behavior of deuterium through stainless steel type 316L

中村 博文; 林 巧; 大平 茂; 奥野 健二; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1050 - 1054, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.06

SUS316L材中の重水素のイオン注入透過挙動(IDP)の測定を実施した。実験は0.025mm$$^{t}$$のSUS316L膜を使用し、定常状態におけるIDPの各パラメータ依存性(温度、イオンフラックス及びイオンエネルギー)及びイオンフラックス一定の下でイオンエネルギーを急激に変化させた場合のIDPの過渡挙動の測定を行った。定常状態のIDPに関しては、パラメータ依存性の測定結果より、透過の律速過程は低温部ではRD律速であるのに対し高温部では、律速過程がRD律速からDDもしくはRR律速に変化したことが明らかとなった。また、IDPの過渡挙動は、エネルギー変化に伴い、一旦スパイク的な挙動をした後、定常値に至るという現象が観察された。これら定常状態及び過渡状態のIDP挙動は入射重水素イオンにより形成されるトラップサイトの存在を仮定することにより説明可能であることが判明した。

口頭

再処理機器の腐食に及ぼす海水成分の影響評価,4; 高放射性廃液貯槽材料の腐食評価

安倍 弘; 西塚 雄介; 佐野 雄一; 内田 直樹; 飯嶋 静香

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の使用済燃料貯蔵プールに保管されている使用済燃料の再処理に係る検討の一環として、海水成分が高放射性廃液貯槽材料の腐食に与える影響を評価した。$$gamma$$線環境において腐食試験を実施し、海水成分が腐食に対して大きな影響を与えないことを確認した。

口頭

硝酸/海水系におけるSUS316Lの腐食に及ぼす放射線の影響

佐野 雄一; 安倍 弘; 西塚 雄介*; 飯嶋 静香; 内田 直樹

no journal, , 

核燃料再処理工程の各種機器材料として使用されるSUS316Lを対象に、海水成分を含む硝酸溶液中における腐食挙動に及ぼす$$gamma$$線照射の影響を評価した。硝酸/海水系において観察される溝状腐食や浸漬直後の急激な全面腐食等の特徴的な腐食の進展は$$gamma$$線照射に伴い抑制されることを確認した。同系において発生する塩素について、$$gamma$$線照射に伴いその発生量が減少する傾向が認められたことから、これが上記腐食の抑制に寄与したものと推定される。

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