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作成： 1999/08/20 衛藤 基邦
データ番号 ：110034
炭素／炭素複合材料製高温機器の開発と破壊試験
目的 ：耐熱性に優れた高熱伝導炭素複合材料製高温機器の開発と応用
研究実施機関名 ：日本原子力研究所エネルギーシステム研究部耐食材料研究グループ
応用分野 ：原子炉材料、耐熱衝撃特性改質、高温強度向上
概要 ：
炭素／炭素複合材料は実用材料としての用途が拡がってきている。しかし、その優れた耐熱性や高い強度にもかかわらず、原子力分野では未だ本格的には使用されていない。本研究は炭素／炭素複合材料を高温ガス炉の制御棒構造部品に適用することを目的として進めてきた研究開発の結果をまとめたものである。筒やボルトの破壊強度試験の結果、本材料を制御棒に適用する見通しが得られた。
詳細説明 ：
炭素／炭素複合材料(C／C材)は、本来、耐熱性に優れた黒鉛材料の特性を生かしつつ、炭素繊維強化によって強度を向上させることを目指して開発されてきたものである。
応用分野としては高温ガスタービンのブレード材や高温部のバネ材等がある。原子力分野では、高温ガス炉の制御棒構造部品や核融合炉のダイバータ用アーマタイルとして開発研究が行われてきた。後者では、プラズマからの高熱負荷を受けるため、高熱伝導高靱性のC／C材料の開発に主眼が置かれてきた。しかし、その形がタイル状であるため、部品製造上の困難さは比較的少なかった。一方、高温ガス炉用制御棒への適用については、形状が複雑な数種類の部品が必要であり、素材の特性向上だけでなく、各種部品の製造法の開発が課題であった。
本研究では、高温工学試験研究炉(HTTR)制御棒への適用を目的として、制御棒の概念検討、各種部品の試作及び部品の破壊強度試験を実施し、制御棒部品へのC／C材料適用性を検討した。
原子炉内コンポーネントとして使用する場合に明らかにすべき、重要な課題の一つは、材料の諸特性に及ぼす中性子照射の影響である。素材の特性については、既にかなりのデータが取得されているので、ここでは、主として部品の特性に及ぼす影響について述べる。
図1 A schematic for the control rod consisting of the elements.（原論文2より引用）
図1は、HTTR制御棒への適用に向けて検討したC／C材料製制御棒概念の一例である。制御棒構造の最適形状については、未だ検討を進めている段階にある。C／C材料製のボルトや筒等の部品製作技術と素材特性の向上に伴って最適構造は変化する。現在では高強度のボルトによる連結構造も考えられている。
図2 Method of mechanical strength tests.（原論文2より引用）
図2は上記の制御棒概念のもとに試作した(a)内外筒、(b)レーストラック及び(c)ピンの破壊強度試験の方法を模式的に示す。これらの強度試験の際のクロスヘッド速度は、0.5 mm/minとした。部品製作に用いた素材はPAN系またはピッチ系である。部品強度の素材による差異については、上記の(a)、(b)、(c)いずれの試験においても破壊強度はほぼ同程度であり、破壊ひずみはピッチ系を用いた場合の方が大きい傾向が観察された。主としてコストの観点からPAN系素材を用いた部品に対して、中性子照射試験を実施し、照射の影響を調べた。照射温度及び照射量は、各々、900±50℃、1x1025 n/m2(E > 0.18 MeV)とした。
図3 Load-displacement curves for pellet holders of PAN-based material loaded axially.（原論文2より引用）
図3は、PAN系C／C材料で製作したペレットホールダーの長手方向の破壊試験の結果を示す。照射後、破壊荷重、破壊変位量ともに増加していることが分かる。一方、半径方向の破壊試験では照射後、破壊荷重、変位量ともに減少することが明らかになったが、構造健全性を確保するのに十分な強度を維持していると考えられた。
コメント ：
炭素／炭素複合材料を原子炉用構造機器に適用する研究は緒についたばかりであるが、素材のもつ優れた特性(耐熱性、高強度等)を生かして、原子炉用材料として定着していくことが期待される。各種部品の製造法開発と各部品の機能及びアセンブリーの特性評価を炉外及び炉内で確認しつつ、実用化へ向けた研究を継続することが望まれる。
原論文１ Data source 1：
Mechanical properties of neutron-irradiated carbon-carbon composites for plasma facing components
M. Eto, S. Ishiyama, H. Ugachi, K. Fukaya and S. Baba
Japan Atomic Energy Research Inatitute, Tokai-mura, Ibaraki-ken, 319-1195 Japam
Journal of Nuclear Materials 212-215 (1994) pp. 1223-1227.
原論文２ Data source 2：
Develpment of carbon/carbon composite control rod for HTTR(I)
M. Eto, S. Ishiyama and H. Ugachi
Japan Atomic Energy Research Inatitute, Tokai-mura, Ibaraki-ken, 319-1195 Japam
JAERI-Research 96-043 (1996).
原論文３ Data source 3：
Development of carbon/carbon composite control rod for HTTR(II)
M. Eto, S. Ishiyama, K. Fukaya, T. Saito, M. Ishihara and S. Hanawa
Japan Atomic Energy Research Inatitute, Tokai-mura, Ibaraki-ken, 319-1195 Japam
JAERI-Research 98-003 (1998).
参考資料１ Reference 1：
Design of HIgh Temperature Engineering Test Reactor
Department of HTTR Project
Japan Atomic Energy Research Inatitute, Tokai-mura, Ibaraki-ken, 319-1195 Japam
JAERI 1332(1994).
キーワード：炭素複合材料、熱衝撃特性、破壊試験、照射挙動、制御棒要素、プラズマ対向機器、高温ガス炉、核融合炉
carbon-carbon composite, thermal shock resistance, fracture test, irradiation behavior, control rod component, plasma facing component, HTGR, fusion reactor
分類コード：110303, 110403, 110503
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