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C water伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.73 - 78, 2015/03
き裂成長は、核融合の実証炉用構造材料を設計・評価する上で重要な機械的特性の一つであり、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の高中性子束テストモジュール(HFTM)にてき裂成長が評価されることになっている。本研究では、き裂成長に及ぼす試験片の寸法効果を避けるため、ほぼ標準サイズの試験片を用いて288C水中におけるF82H鋼のき裂進展速度を評価した。試験片の破面を観察した結果、288C水中ではなく室温大気中で疲労き裂が進展した領域でも、き裂が粒界を進展した結果の粒界割れ破面を得た。粒界割れ破面が得られる原因の一つは、F82H鋼の粒界に析出したクロム炭化物Cr
C
の影響と推測された。また、288C水中で進展したように見えるき裂が観察された。き裂進展速度を保守的に評価した結果、き裂先端の応力場を示すパラメータの応力拡大係数30MPa ![$$sqrt[]{m}$$](/search/images/EROHG2LSORNV041NPUSA.gif)
において、288C水中のき裂進展速度7
10
m/sを得た。今後は、より系統的な試験の実施と共に、き裂が進展しないような表面処理等の工夫が必要であると考えられる。
伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一
Small Specimen Test Techniques; 6th Volume (ASTM STP 1576), p.209 - 224, 2015/00
Crack growth is a one of the key mechanical properties of the design evaluation in fusion materials to be tested at the High Flux Test Module (HFTM) in IFMIF. In the IFMIF/EVEDA project under the BA agreement, effect of hydrogen on the crack growth in F82H steel was investigated by using the relatively small size specimen. The shape of an Wedge Opening Load (WOL) specimen is adapted as a miniaturized specimen because the loading mechanism of WOL specimen is relatively simple compared to that of the other notched specimen. The hydrogen charging process was conducted for about 600 hours in the electrolytic solution with the current density of -2 mA/cm
at 35C. And then, the testing load, 
= 30 MPa
, was applied to the specimen for about 337 hours at room temperature in air as the crack growth rate test. From these results, the small size specimen used in this study is thought to be adequate to evaluate the effect of hydrogen on the crack behavior in F82H steel.
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.
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.49(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
根本 義之; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 阿部 勝憲*; 平岡 裕*
Journal of Nuclear Materials, 324(1), p.62 - 70, 2004/01
被引用回数：38 パーセンタイル：90.02(Materials Science, Multidisciplinary)本研究においては純Mo及びMo-Re合金(Re濃度2,4,5,10,13,41wt%)を、照射温度681K
1072Kで約20dpaまで中性子重照射した試料を用いて研究を行った。微細組織観察において全てのMo-Re合金の照射試料で
相と
相の析出物が観察された。また全ての照射試料でボイドが観察され、低温度で照射した試料では転位ループ及び転位が観察された。ビッカース硬さ試験では全ての照射試料において照射硬化が測定され、特にMo-41Reの874K以下で照射した試料において硬化量が大きくなった。これらの結果からMo-Re合金の中性子重照射による微細組織発達と照射硬化及び照射脆化との関連について議論を行い、照射下で使用するMo-Re合金への最適なRe添加量及び熱処理条件を提案した。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：69.03(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
川合 將義*; 古坂 道弘*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; Li, J.*; 杉本 克久*; 山村 力*; 平岡 裕*; 阿部 勝憲*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 318, p.35 - 55, 2003/05
将来の核破砕施設で使用可能な、MW級の中性子源固体タングステンターゲットの開発を行った。Wを腐食から守るため、3つのコーテング技術を研究した。HIP,ろう付け,メッキである。HIP法は前報で最適化した条件が接合力の観点からも言えるかどうかを微小押し込み試験法で調べた。その結果、接合部からの亀裂発生荷重が最も高いことが証明され、確かに最適化条件であることを再確認した。たの2つの方法は、基礎的な技術としてターゲット製作に応用可能であることを示した。コーテングが無い場合のWのエロジョンを流水下で調べた。高速度ではエロージョンが発生しやすい。固体ターゲットの設計では、スラブ型と棒型を設計した。1MWターゲットの中性子特性に関する限り、固体ターゲットのほうが、水銀より優る。
阿部 勝憲*; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 飛田 公一
JNC TY9400 2002-010, 45 Pages, 2002/03
JNC-TY9400-2002-010.pdf:2.43MB
稀ガスイオンビームによる隆起あるいは剥離を制御した新しい表面加工技術を確立した。希ガスイオンを固体に照射することにより特定の形状に表面を隆起あるいは剥離させる技術を応用し、温度履歴記憶素子の作成を試みた。温度履歴記憶素子の模擬材料として炭化ケイ素表面の直径2mmの 範囲に約1000個の隆起部からなる温度モニターアレーを作製した。温度モニタ材として必要と考えられる基本的な挙動を明らかにし、また電子顕微鏡による隆起領域の微細組織観察を実施し、加熱による形状変化の機構を考察した。測定温度範囲に対応し、注入したヘリウムガスの内圧による表面剥離を活用する方法と熱活性化過程で体積収縮により生じる内部圧力による表面剥離を活用する方法の 2つの機構での温度モニタの可能性が示された。
若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; Kim, B.*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; et al.
no journal, ,
日欧国際協力下で2007年から実施している幅広いアプローチ(BA)活動の1つに、国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)がある。IFMIFはD-T核融合反応で発生する中性子を40MeVの重水素とリチウムとの反応過程で模擬する加速器施設,リチウムループ施設、及び試験施設からなっており、核融合原型炉実現のために必要とされる材料照射データの取得を目的とした施設である。この試験施設系テーマの中で、微小試験片試験技術(SSTT),高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学実証と工学設計,照射後試験(PIE)施設の工学設計の3つを日本側が担当している。SSTTではF82H鋼の疲労試験,破壊靭性試験、及びき裂成長速度測定試験について試験片のサイズ効果や形状効果及び試験技術評価を進めていて、HFTMでは約1000Cまでの核融合材料を照射できるようにHe冷却システムを採用し、その実証試験と設計を行っている。また、PIE施設設計では核融合原型炉用設計データを提供するためIFMIFで照射された材料やブランケットシステム等の試験を実施できるように、施設設計のベースラインを検討して適切な工学設計評価を進めている。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.
no journal, ,
核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。
