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C宮澤 健; 菊池 裕太*; 安堂 正己*; Yu, J.-H.*; 藪内 聖皓*; 野澤 貴史*; 谷川 博康*; 野上 修平*; 長谷川 晃*
Journal of Nuclear Materials, 575, p.154239_1 - 154239_11, 2023/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)This study examined the effects of alloying elements such as Re and Ta on the microstructural evolution of recrystallized W under proton and self-ion irradiations at 800C. Although the number density of voids increased with increasing proton-induced damage level, the void density in W-Re and W-Ta alloys were lower than that of pure W. Herein, the addition of Re and Ta to W suppresses the void formation process. In the proton-irradiated W-3%Re, a lot of dislocation loops were observed at 0.05 dpa which is the stage of nucleation. The evolution process up to 0.2 dpa was characterized by loop growth via the absorption of clusters and point defects. The dislocation loops then coalesce and grow large, and the dislocation lines become tangled at 1 dpa. At 0.05 dpa, the dislocation loops in pure W have already evolved into the tangled dislocations. Solute Re may inhibit the mobility of small dislocation loops and SIA clusters. In W-3%Ta irradiated at 0.05 and 0.2 dpa, the coalescence process of the elongated dislocation loops was observed. Solute Ta may inhibit the mobility of SIA clusters. Although no voids and rafts were observed in self-ion irradiated W-3%Re to 0.2 dpa, not only dislocation loops but also voids and rafts were observed in pure W to 0.2 dpa. The solute Re would suppress the raft formation and then the void formation under self-ion irradiation.
-iron平山 真太郎*; 佐藤 紘一*; 加藤 太治*; 岩切 宏友*; 山口 正剛; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101179_1 - 101179_9, 2022/06
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)一軸引張歪下での鉄の空孔あるいは空孔-炭素複合体への水素結合エネルギーを密度汎関数法を用いて計算した。歪による結合エネルギー変化と水素原子トラップ数の変化について考察した。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。
安堂 正己; 野澤 貴史; 廣瀬 貴規; 谷川 博康; 若井 栄一; Stoller, R. E.*; Myers, J.*
Fusion Science and Technology, 68(3), p.648 - 651, 2015/10
被引用回数：3 パーセンタイル：25.85(Nuclear Science & Technology)照射下クリープに及ぼすヘリウムの影響を調べるために、F82H鋼およびボロン添加したF82H鋼の圧力管を準備し、573Kおよび673Kにて6dpaまでの中性子照射を行った。照射後、これらの圧力管の径を非接触型レーザーシステムにて測定し、クリープひずみの解析を行った。この結果、573K, 673Kにて照射されたF82H鋼のクリープひずみは約260MPaおよび170MPaの応力までそれぞれ直線的に増加することがわかった。特に673K照射材では、いくらかの
BN添加F82H鋼のクリープひずみは、ヘリウムの発生しない
BN添加F82H鋼に比べて増加する傾向にあった。この原因として、ボロンによって発生したヘリウムによりバブルが形成し、わずかなスウェリングが生じたためと考えられる。
野澤 貴史; 小沢 和巳; 朝倉 勇貴*; 香山 晃*; 谷川 博康
Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.549 - 553, 2014/12
被引用回数：15 パーセンタイル：74.71(Materials Science, Multidisciplinary)SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の有力な候補材である。本論文は、アコースティックエミッション(AE)測定,電気抵抗(ER)測定,デジタル画像相関(DIC)法等の様々な手法により複合材料の損傷許容性,強度異方性を明らかにすることを目的とした。AEの結果より、2D複合材において、引張及び圧縮試験ともに比例限度応力(PLS)以前より損傷の蓄積が開始することが明らかとなった。波形データの予備検討結果から、AE検出強度は微視的なき裂発生に起因し、強い界面摩擦力からき裂発生後も応力-ひずみ曲線において線形的な振る舞いをしていたことが示唆された。繊維のすべりがPLS近傍で開始し、結果として非線形挙動を示すと考えられる。一方で、ノッチ試験片を用いた予備的な引張試験より、いずれの負荷方位においても複合材料は原則としてノッチ鈍感であることが示唆された。詳細な破損メカニズムについて、ER, DIC試験の結果と併せて、議論する予定である。
野澤 貴史
セラミックス, 49(12), p.1034 - 1039, 2014/12
原子炉材料照射試験において、照射容積、放射化、廃棄物等の問題から微小試験片技術開発が極めて有効だが、複合材料は有限の大きさの複数要素からなる不連続構造に由来する異方性のため、試験片小型化に伴う破壊の特徴を熟慮した評価法の開発が重要である。本稿では、様々な試験モードによる複合材料の破壊挙動に関する最近の成果を交え、微小試験片を用いた複合材料のための強度試験法の特徴と課題を整理し、試験法規格化を見据えた微小試験片法の開発に関する今後の展望を試みた。
廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10
被引用回数：47 パーセンタイル：96.65(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。
野澤 貴史; Kim, S.*; 小沢 和巳; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1723 - 1727, 2014/10
被引用回数：9 パーセンタイル：57.19(Nuclear Science & Technology)SiC/SiC複合材料は先進核融合DEMOブランケットの有力な候補材である。DEMO設計のため、SiC/SiC複合材料の高温強度安定性を特定する必要があり、さらに、独特な織物構造のため、強度異方性を明らかにする必要がある。そのため、本研究は、高温でのさまざまなモードの試験により機械的特性を評価し、設計のための応力包括線の特定を行った。本研究では、SiC/PyCの多層被覆界面を有する平織Tyranno-SA3繊維強化CVIマトリックス複合材料を評価した。引張,圧縮試験は高温用の微小試験片技術により行い、面内剪断試験は混合破壊モードが複合材に適用できるという仮定のもと、非主軸の引張試験により推定した。なお、すべての試験は真空下で行った。予備的評価の結果、比例限度応力と最大強度ともに1000度以下では有意な劣化が生じ得ないことを明らかにした。また、高温の圧縮,面内剪断データも同様に、総じて強度劣化は認められなかった。これらの結果より、設計のための高温での応力包括線を最終的に得た。
金井 亮彦*; Park, C.*; 登尾 一幸*; 笠田 竜太*; 小西 哲之*; 廣瀬 貴規; 野澤 貴史; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1653 - 1657, 2014/10
被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H and Ni exposed to liquid Pb-Li flow using a rotating disk apparatus at 873 K. Cross-sectional observations revealed that grain boundary attack of Pb caused a liquid metal embrittlement of Ni and formation of pitting holes and Cr-depleted zone in F82H.
坂本 宜照; 宇藤 裕康; 野澤 貴史
プラズマ・核融合学会誌, 90(5), P. 314, 2014/05
2014年2月19-20日に第4回「原型炉設計プラットフォーム会合」を開催し、大学や産業界を含め35名が参加した。目的は、原型炉計画で現役世代となる若手研究者を中心に六ヶ所BAサイトに集まり、原型炉に向けた技術的議論を行うことである。今回は、「核融合発電への道のり」をテーマに、大規模なエネルギー生産プラントであると同時に巨大トリチウム施設である核融合炉において、社会受容性に照らして概念設計段階から検討すべき課題として、核融合炉の安全性や規格・基準、運用に必要な保守・点検作業、電力系統に接続するための要件等、について概観し、社会に受け入れられる魅力的な核融合炉について議論を深めた。社会受容性に照らし概念設計段階から検討すべき課題について、これまであまり深められていなかった領域の議論を行うことができ、BA原型炉設計活動の推進において有意義な会合であった。また、原型炉計画で現役世代となる方々は、核融合エネルギー実現に対する高い志と強い責任感に溢れており、本会合を継続して開催していくことが重要である。
安堂 正己; 野澤 貴史; 廣瀬 貴規; 谷川 博康
プラズマ・核融合学会誌, 90(1), p.64 - 67, 2014/01
核融合炉ブランケット構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼F82Hの照射クリープ特性評価のため、圧力管型クリープ試験片を用い、照射温度300
500CにてHFIR炉で中性子照射試験を行ったところ、熱クリープの生じない300Cでの照射においてクリープ変形が生じることが負荷応力とひずみ量の関係から明らかとなった。また従来のFFTFでの高照射量データとの比較を行い、照射クリープ速度(ひずみ/照射量)-負荷応力での整理を行ったところ、高照射量での結果と類似の傾向を示すことがわかった。論文では、圧力管型クリープ試験片を用いた照射下クリープ試験及び評価についての概要についても紹介した。
野澤 貴史; 小沢 和巳; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2543 - 2546, 2013/10
被引用回数：15 パーセンタイル：74.42(Nuclear Science & Technology)SiC/SiC複合材料は核融合DEMOブランケットの有力な候補材である。潜在的な擬延性破壊のため、このクラスの複合材料の破損シナリオを特定することは実用化に向けた設計コードの開発において重要であることは疑う余地はない。本研究は、擬延性SiC/SiC複合材料の破損挙動を明らかにし、強度マップを得ることである。そのため、引張,圧縮及び面内剪断モードによる破損過程の詳細をアコースティックエミッション(AE)法により明らかにし、特に、AE試験の結果にウェーブレット解析を適用することにより、損傷蓄積過程を分類した。特筆すべきは、引張及び圧縮試験ともに、マトリックスクラックが比例限度応力以下で生じている点であり、これはSiC繊維の表面粗さに起因して強い繊維/マトリックス界面摩擦力が得られたことによるものと結論づけられた。本論文では、より現実的かつ合理的な破損クライテリアとして、実際のマトリックスクラック応力を参照し、破損包括線を改定したものを示す。
若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03
Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.
野澤 貴史; 小沢 和巳; 谷川 博康
Ceramic Materials for Energy Applications II, p.95 - 110, 2012/11
本研究はさまざまな試験モードによるSiC/SiC複合材料の破損挙動の解明を目的とし、複合材料の破損を検出するためにアコースティックエミッション法を適用したものである。平織の化学気相浸透法で作製されたSiC/SiC複合材料を対象に、引張及び圧縮モードにおいて荷重負荷方位を変えた試験より、複合材料の異方性を議論したところ、軸強度及び面内強度それぞれにおいて損傷蓄積過程にアコースティックエミッションの挙動に違いが認められた。特に、引張と圧縮試験において損傷密度に違いが認められた。また、ウェーブレット解析により特性周波数の時間応答を評価することで破損モードとの関連付けを行った。
野澤 貴史; 小沢 和巳; Choi, Y.-B.*; 香山 晃*; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.803 - 807, 2012/08
被引用回数：29 パーセンタイル：88.98(Nuclear Science & Technology)SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の候補材料である。さまざまな織物構造からなる複合材料に固有の異方性を検討することは、さまざまな破損モードによる主軸及び非主軸機械的特性を正確に予測するうえで必要不可欠である。本研究はさまざまな破損モード試験における複合材料のき裂進展挙動を明らかにし、強度異方性マップを獲得し、その予測手法を検討した。得られた強度異方性マップより、複合材料は混合破壊モードであることが明らかになり、また、面内剪断に加え、軸異方性のため主軸/非主軸の引張及び圧縮による、独立した計5つのパラメータに依存していることが明らかとなった。また本研究では、Tsai-Wuモデルにより、強度異方性がよく記述できることを示した。
野澤 貴史; Noh, S.; 谷川 博康
Journal of Nuclear Materials, 427(1-3), p.282 - 289, 2012/08
被引用回数：6 パーセンタイル：43.52(Materials Science, Multidisciplinary)熱間等静圧圧縮成形接合(HIP)法は低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAFM)による核融合ブランケットシステムの第一壁冷却管の主要な製作技術である。本研究では、ねじり破壊過程におけるHIP接合体の界面剪断特性を決定する合理的かつ包括的方法を導出することを目的とする。ねじり過程における加工硬化による塑性変形の影響を考慮することで、より合理的かつ現実的なHIP接合界面の剪断強度を与えうる解析手法を考案した。また、ねじり破壊過程を特定した。
西谷 健夫; 山西 敏彦; 谷川 博康; 野澤 貴史; 中道 勝; 星野 毅; 香山 晃*; 木村 晃彦*; 檜木 達也*; 四竈 樹男*
Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2924 - 2927, 2011/12
被引用回数：7 パーセンタイル：48.91(Nuclear Science & Technology)日欧間協力である幅広いアプローチ活動(BA)の一環として、ブランケット材料開発を中心としてR&Dが新たに開始されている。それぞれの極における原型炉のための共通課題として、ブランケット構造材としての低放射化フェライト鋼,流路保護材及び先進構造材としてのSiC/SiC複合材、先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の5つの課題が進められている。日本において、これらのR&Dは、BAの実施機関である原子力機構が中心となり、多くの大学及び研究機関の協力を得て進められている。
野澤 貴史; 荻原 寛之*; 神成 純*; 岸本 弘立*; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2512 - 2516, 2011/10
被引用回数：14 パーセンタイル：71.96(Nuclear Science & Technology)F82Hに代表される低放射化フェライト鋼を用いたブランケットシステム第一壁は熱間等静圧圧縮成形(HIP)による接合技術の適用が有力視される。本研究の目的は、F82Hを母材とするHIP接合体の界面強度をねじり試験法により評価し、本手法の適用性について明らかにすることである。さまざまな接合条件の材料を対象にねじり試験を行ったところ、ねじり破壊が生じる最大強度に接合条件による有意な違いは認められなかったのに対し、破壊過程における吸収エネルギーは接合条件によって異なることが明らかになった。また、破断面観察より、その破壊がHIP接合界面に析出した酸化物に起因することを特定した。これらの結果は、従来のシャルピー衝撃試験での結果とよく一致しており、結果として、微小試験片を用いたねじり試験法は、HIP接合体の界面特性を評価するに十分な手法であり、有力な試験法の一つになりうることが示された。
野澤 貴史; 谷川 博康
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.440 - 444, 2011/10
被引用回数：5 パーセンタイル：38.65(Materials Science, Multidisciplinary)原子力材料の照射研究において微小試験片法の開発は重要な課題の一つである。本研究は、小型ノッチ試験片を用いた複合材料のための引張試験片法の開発を主眼とし、そのため、ノッチ試験片を用いた際の亀裂進展挙動と試験片サイズ効果を明らかにした。SiC/SiC複合材料の亀裂進展挙動は適切な界面制御によりノッチ鈍感であることを解明し、本結果を受けて主要な引張特性は容易にノッチ試験片から予測可能となった。特に、有意な試験片サイズ効果が認められないことが明らかとなった。これらの成果を足がかりに、ノッチ試験片を用いた微小引張試験法を提案するに至った。
