Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
植田 祥平; 水田 直紀; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; 本田 真樹*; 齋木 洋平*; 高橋 昌史*; 大平 幸一*; 中野 正明*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 357, p.110419_1 - 110419_10, 2020/02
被引用回数：1 パーセンタイル：11.8(Nuclear Science & Technology)固有の安全性に優れ高効率なプルトニウムの利用が可能なプルトニウム燃焼高温ガス炉が提案されている。プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO
-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。本論文では、プルトニウム燃焼高温ガス炉の成立性および3S-TRISO燃料の研究開発について報告する。
as a source of atmospheric I渡辺 耕助*; 松田 晶平; Cuevas, C. A.*; Saiz-Lopez, A.*; 薮下 彰啓*; 中野 幸夫*
ACS Earth and Space Chemistry (Internet), 3(4), p.669 - 679, 2019/04
被引用回数：8 パーセンタイル：42.7(Chemistry, Multidisciplinary)ヨウ素の物質循環において、海洋から大気への輸送が起こる要因の一つに、海面付近での太陽光による光酸化過程がある。これまでに液相のヨウ化物イオン(I
)の光酸化によって気相へヨウ素分子(I
)が放出されることが報告されている。この過程の全球的な影響を評価するため、溶液中のIの光酸化を実験的に詳細に調べ、290-500nmの波長域におけるIのモル吸光係数と光酸化の量子収率を決定した。さらに、I光酸化量子収率のpHおよび溶存酸素依存性を調べた。これらから海洋条件でのIの光酸化によるI放出速度を推定した。全球化学気候モデルを用いてシミュレーションを行った結果、低緯度域では1年あたり約8%の寄与があることが明らかになった。本研究は、シビアアクシデント時において環境中へ飛散される放射性ヨウ素の挙動を予測するために必要な基礎的知見を与える。
後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.
Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09
高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。
辻 延昌*; 中野 正明*; 高田 英治*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 稲葉 良知; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2012/10
固有の安全性を高めた高温ガス炉では、炉心の崩壊熱を動的機器に頼ることなく、熱伝導,ふく射及び自然対流により除熱する受動的冷却システムとして、原子炉圧力容器を外表面から冷却する炉容器冷却系(RCCS)が採用される。また、炉心高性能化として冷却材温度を高温化した場合、原子炉圧力容器の信頼性の高い温度評価が要求される。本研究では、温度評価手法の高度化を目的に、高温工学試験研究炉(HTTR)炉心を模擬してCFD解析ツールを用いた熱流動解析を行い、その適用性を評価した。原子炉内部から炉容器冷却系までを3次元30度セクターモデル化し、定常解析及び冷却材循環停止時の過渡解析を実施した。定常解析結果から、炉内構造物の温度計算値と実測値との比較を行い、固定反射体ブロック温度が実測値とおおむね一致することを確認した。また、過渡解析結果から、冷却材循環停止後の炉内自然循環挙動と圧力容器温度の変化を明らかにした。これにより、実機規模での温度評価手法として3次元熱流動解析が十分適用可能であることを示すことができた。
C high temperature gas-cooled reactor中野 正明*; 高田 英治*; 辻 延昌*; 徳原 一実*; 大橋 一孝*; 岡本 太志*; 田澤 勇次郎; 橘 幸男
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
安全性を高めた実用高温ガス炉として、熱出力600MW、原子炉冷却材出口温度950Cのマルチホール型燃料を使用したブロック型炉心の概念設計を進めている。炉停止後の崩壊熱除去は、受動的システムである自然循環による炉容器冷却系(RCCS)のみで、仮に全電源喪失を仮定した場合でも対応可能な設計としている。本研究では、炉心の基本仕様を満たす核熱設計を行った後、代表的な事故事象を想定して安全解析を実施した。1次系の減圧事故を想定した原子炉冷却挙動解析の結果、RCCSのみで燃料及び原子炉圧力容器温度が安全評価上の判断基準を下回ることを示した。また、実用炉として考慮すべきプラント保守性に関して、通常運転中の燃料からの核分裂生成物放出量を評価して、タービン等の1次冷却系機器のメンテナンス性に問題ないことを確認した。このことより、受動的システムを採用した高温ガス炉は、その固有の安全特性により高度な安全性を確保できることが示された。
加治 芳行; 三輪 幸夫*; 柴田 晃; 中野 純一; 塚田 隆; 高倉 賢一*; 仲田 清智*
International Journal of Nuclear Energy Science and Engineering, 2(3), p.65 - 71, 2012/09
JMTRにおいて288C、BWR模擬水質で照射したコンパクトテンション(CT)試験片を用いてき裂進展試験を実施した。腐食電位が高い条件で応力拡大係数が10から30MPam
の範囲では、2dpaまでは中性子照射量が増加するにしたがって、き裂進展速度が増加するが、2から10dpaの範囲ではほぼ同じ値となる。ミクロ組織観察や析出物周辺の局所ひずみ測定などにより、き裂進展速度に及ぼすミクロ組織の影響を調べた。本論文では、き裂進展速度とミクロ組織,照射硬化,照射誘起偏析の関係について議論した。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 柴田 晃; 中野 純一; 塚田 隆; 高倉 賢一*; 仲田 清智*
Proceedings of 14th International Conference on Environmental degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), p.1181 - 1191, 2009/08
中性子照射した304ステンレス鋼のき裂進展試験をBWR条件で実施した結果を304L及び316Lステンレス鋼の結果と比較し、以下の結果を得た。(1)き裂進展速度は中性子照射量の増加とともに増加し、1.4dpa以上でKのべき乗則に従っていた。4.3dpa以上では304ステンレス鋼と304L及び316Lの低炭素ステンレス鋼ではK依存性の傾向が異なっていた。(2)304ステンレス鋼のき裂進展速度は、同じ照射量で低炭素ステンレス鋼よりも若干小さく、4dpa以上でも増加傾向を示し、9dpaでは1.0
10
m/sとなっていた。(3)均一伸びの照射量依存性が304及び304Lステンレス鋼と316Lステンレス鋼とで異なっていた。すなわち、チャンネル変形のような局所変形が優位になる照射量が316Lステンレス鋼の方が高い。(4)欠陥集合体の平均径において304ステンレス鋼が低炭素ステンレス鋼より若干大きい傾向があり、0.2%耐力の傾向と対応している。
出雲 寛互; 知見 康弘; 石田 卓也; 川又 一夫; 井上 修一; 井手 広史; 斎藤 隆; 伊勢 英夫; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; et al.
JAEA-Technology 2009-011, 31 Pages, 2009/04
JAEA-Technology-2009-011.pdf:4.38MB
軽水炉の炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に対する健全性評価においては、照射後試験(PIE)によるデータの拡充が進められている。しかし、実際の炉内でのIASCCは材料と高温高圧水が同時に照射の影響を受ける現象であるため、照射下試験データとの比較によりPIEで取得されたデータの妥当性を確認する必要がある。照射下き裂進展試験において、低照射量領域の中性子照射の影響を適切に評価するためには、破壊力学的な有効性の観点から、従来より大型の試験片に対応できるき裂進展試験ユニットの開発が必要となる。そこで技術検討を行った結果、従来の単軸方式からテコ式に変更することによって、目標荷重を負荷できる見通しが得られた。また、き裂発生試験ユニットに関しては、リニア可変差動トランス(LVDT)を採用するユニット構造を検討し、今後さらに技術検討を進めるべき項目を抽出した。
10
n/m
中野 純一; 根本 義之; 三輪 幸夫; 宇佐美 浩二; 塚田 隆; 秀 耕一郎*
Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.281 - 285, 2009/04
被引用回数：4 パーセンタイル：30.43(Materials Science, Multidisciplinary)照射誘起応力腐食割れにおけるき裂発生及び進展過程を酸素添加した561Kの高温水中での低ひずみ速度試験により調べた。同時に試験片表面のその場観察を行った。304ステンレス鋼の試験片に固溶体化,熱鋭敏化及び冷間加工を施し、材料試験炉(JMTR)の323Kの炉水中で1.010n/m(E
1MeV)まで照射した。照射量1.010
n/mの冷間加工材では最大応力到達直後に割れの発生が見られたが、照射量1.010n/mの冷間加工材では最大応力に到達する前に割れの発生が観察された。破面観察では、熱鋭敏化材ではほぼ全面で粒界型応力腐食割れを示し、固溶体化材及び冷間加工材では粒内型応力腐食割れと延性を示すディンプルの混在する破面が認められた。
塚田 隆; 加治 芳行; 宇賀地 弘和; 三輪 幸夫; 中野 純一; 佐藤 智徳; 内田 俊介
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
粒界型応力腐食割れ(IGSCC)は、沸騰水型軽水炉(BWR)の構造材料における主要な材料損傷現象であるため、BWR炉内の環境条件におけるIGSCC挙動を調べるための炉内照射下試験,照射後試験等の各種試験が行われている。本論文では、それらの実験手法を特徴により整理し、実験技術上の課題について検討した。さらに、具体的な試験技術として著者らがオーステナイトステンレス鋼を供試材として実施した、材料試験炉(JMTR)における照射下SCCき裂進展試験、及び過酸化水素注入により炉内高温水の放射線分解を模擬した腐食試験について、試験法の概要と課題について述べた。実機の炉内環境を模擬するには多くの技術的制約があるが、各種の実験手法の特徴を組合せることにより、IGSCC挙動の機構論的な理解を進めることができると考えられる。
川端 一男*; 河野 康則; 草間 義紀; 間瀬 淳*; 笹尾 真実子*; 井手 俊介; 及川 聡洋; 鈴木 隆博; 高瀬 雄一*; 中村 幸男*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 84(5), p.297 - 298, 2008/05
2007年秋季及び2008年冬季に行われたITPA(国際トカマク物理活動)に関する3つの会合の内容を報告する。「計測」グループ会合は2007年10月に中国・成都で開かれ、日本から4名の参加があった。中性子計測及びITER計測装置の設計レビューについて特別セッションが設けられ、それぞれ、中性子計測で高い信号・ノイズ比を得るための検討結果、及び設計変更要求案(測定範囲,分解能,計測装置の追加など)が報告された。「定常運転」グループ会合は2007年12月にドイツ・ガルヒンで開かれ、日本から1名の参加があった。ITERにおけるプラズマ着火,電流立ち上げ及び運転シナリオなどをコードを用いた検討結果の進展について報告があった。「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」グループ会合は2008年1月にスペイン・アビラで開かれ、日本から3名の参加があった。真空容器内部の水素同位体蓄積の測定法と除去,非接触ダイバータプラズマの理解,過渡的な熱負荷の評価と抑制方法などについて進展結果が報告された。
笹尾 真実子*; 草間 義紀; 河野 康則; 川端 一男*; 間瀬 淳*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 83(9), p.779 - 782, 2007/09
2007年春季に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の7つのトピカルグループ(TG)会合の報告である。各会合では、国際熱核融合実験炉(ITER)等の燃焼プラズマ実験における重要度の高い物理課題に関して、議論・検討が行われた。日本からの参加者数は27人であった。以下に、TGごとの開催日程及び開催地を示す。(1)計測TG:3月26日-30日、プリンストン(米国),(2)輸送物理TG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(3)閉じ込めデータベースとモデリングTG:5月7日-10日、ローザンヌ(スイス),(4)周辺及びペデスタルの物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ),(5)定常運転TG:5月9日-11日、大田(韓国),(6)MHD TG:5月21日-24日、サンディエゴ(米国),(7)スクレイプオフ層及びダイバータ物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ)。
川端 一男*; 河野 康則; 草間 義紀; 間瀬 淳*; 笹尾 真実子*; 杉江 達夫; 藤田 隆明; 福田 武司*; 福山 淳*; 坂本 宜照; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 83(2), p.195 - 198, 2007/02
2006年の秋季にITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「MHD」の5会合は、中国の成都にて「第21回IAEA核融合エネルギー会議」に引き続いて行われ、トピカルグループ間の合同会合も多数開かれた。国際装置間比較実験の結果報告のほか、国際熱核融合実験炉(ITER)のデザインレビューに関して、現状の設計への問題提起と解決策の検討を整理するためまとめられているITER Issue Cardについて活発な議論が行われた。日本の参加者は27名に上った。また、「計測」の会合は、東北大学で、「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」の会合は、カナダのトロント大学で行われた。
朝倉 伸幸; 加藤 隆子*; 仲野 友英; 高村 秀一*; 田辺 哲朗*; 飯尾 俊二*; 中島 徳嘉*; 小野 靖*; 小関 隆久; 武智 学; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 82(7), p.448 - 450, 2006/07
2006年の1月から4月にかけて開催されたITPA(国際トカマク物理活動)の7つのトピカル物理グループ(「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」,「MHD」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「計測」,「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」)の会合に関する報告である。7つの会合を合わせて、原子力機構から担当委員12名が参加するとともに、委員外4名が発表を行った。磁場リップル低減のためのフェライト鋼装着後のプラズマ性能の向上等のJT-60の実験結果が報告された。
宇賀地 弘和; 中野 純一; 根本 義之; 近藤 啓悦; 三輪 幸夫; 加治 芳行; 塚田 隆; 木崎 實; 近江 正男; 清水 道雄
JAEA-Conf 2006-003, p.253 - 265, 2006/05
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)はステンレス材料が軽水炉において長時間使用される場合の重要な問題とされている。ホットラボでの実験においては、一般的にIASCCはあるしきい照射量を超えて高速中性子照射を受けた材料で見受けられる。一方、最近では日本の軽水炉プラントにおいて、炉心シュラウドや再循環系配管などの構造材料の応力腐食割れ(SCC)が数多く報告されている。SCCの原因究明のためには、BWRプラントより採取された材料に対してホットラボでの照射後試験が実施されてきた。SCCは、照射や熱時効によって劣化する材料に対して、応力や水化学的環境が重畳して起こる現象であるため、SCCの研究にはさまざまな照射後試験技術が要求される。本論文は、SCC研究のために現在実施しているき裂進展試験,定荷重試験,低ひずみ速度引張試験中のその場観察,電界放射型透過電子顕微鏡,収束イオンビーム加工技術,3次元アトムプローブ,原子間力顕微鏡を用いた金属組織観察などの照射後試験技術について記述したものである。
中野 純一; 三輪 幸夫; 高野 利夫; 塚田 隆
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.643 - 647, 2004/08
被引用回数：9 パーセンタイル：52.57(Materials Science, Multidisciplinary)照射誘起応力腐食割れ(IASCC)における微量元素の影響を調べるために、高純度のSUS304及び316ステンレス鋼を製作し、SiまたはCを添加した。3.510n/m(E1MeV)の中性子照射後、照射材に対して低ひずみ速度引張試験(SSRT)を561Kの高温水中で行った。SSRT後に試験片の破面観察を走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて行った。中性子フルエンスの増加とともに、ステンレス鋼の降伏応力は増加し、伸びは減少した。SiあるいはMoを含有するステンレス鋼では、6.710
n/mの照射後のSSRTにおいて20%以上の全伸びを示したが、3.510n/mまで照射した全ての試料が降伏応力の増加と10%以下の伸びの低下を示した。SSRT後の破面の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の破面率は中性子フルエンスの増加とともに増加した。Cを含む高純度ステンレス鋼においては、照射硬化が全試料中最大であったにもかかわらず、IGSCC破面率が全試料中最小となり、Cの添加によりIGSCCが抑制された。
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。
中野 純一; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 根本 義之; 辻 宏和; 實川 資朗
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1568 - 1572, 2002/12
被引用回数：12 パーセンタイル：60.73(Materials Science, Multidisciplinary)316LN-IGステンレス鋼が国際熱核融合実験炉(ITER)の第一壁/ブランケットの候補材料として考えられている。その製造においては熱間静水圧(HIP)法を用いることが計画されている。HIP接合された316LN-IGステンレス鋼の健全性及び応力腐食割れ(SCC)に対する感受性を評価するために、真空中での引張試験及び高温水中での低ひずみ速度引張試験(SSRT)を行った。HIP接合材は引張強度の低下及び溶存酸素を含む水中でのSCC感受性を示さなかった。熱鋭敏化したHIP接合材はクレビス条件下でわずかにSCC感受性を示した。これらのことから、接合部位での強度は母材合金と同等であると言える。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12
被引用回数：5 パーセンタイル：34.51(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288
でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。
辻 宏和; 塚田 隆; 加治 芳行; 宇賀地 弘和; 中野 純一; 三輪 幸夫
JAERI-Conf 2001-008, p.187 - 203, 2001/07
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、照射と高温高圧水による腐食が作用することによって生じる材料劣化現象である。原研では、IASCCの支配因子を探索し、この現象の機構解明、対策技術の開発につながる基礎的知見を蓄積することを目指した研究を行ってきた。この研究の中で、ステンレス鋼のIASCC挙動に及ぼす核種元素の影響を明らかにする等の成果を得た。近年、軽水炉の高経年化対策の中で、IASCC研究の重要性に対する認識が高まり、原研ではIASCC研究の体制を充実させて多様な展開を図る新しい研究プログラムを開始することとした。その中で、IASCCの機構解明に向けて、パラメトリックなデータ取得,JMTRによる照射下SCC試験の実施に向けた技術開発・高度化を行うほか、通産省プロジェクトの枠組みの中で維持基準の策定に向けたデータ整備にも力を注ぐことを計画している。
