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近江 正男; 齋藤 順市; 石井 敏満; 星屋 泰二; 實川 資朗
JAERI-Conf 99-009, p.151 - 162, 1999/09
核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得る装置は、d-Liストリッピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢である。この中性子源の計画は、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限され、微小試験片技術の開発が必須である。また、本技術は軽水炉寿命延長に必要とされる。ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。本装置は、ホットセル内への装置完了後、SP試験法の能力確認と標準化を目的としたラウンドロビン試験を実施した。本発表では、装置の概要及びラウンドロビン試験の結果を報告する。
實川 資朗; 内藤 明; 瀬川 潤*
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.87 - 91, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.48(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉材料開発のための中性子照射には核分裂炉が用いられることが多いが、必要な損傷速度が極めて高いため使用できる炉や照射体積は限られる。このため試験片の微小化は重要な照射試験技術である。破壊特性に対する試験片寸法や形状の影響は比較的大きい。試験片形状の最適化と微小化のために、J
値やJ-R曲線に対するこれらの影響を評価した。試験片には大きさと形状を変えた7075-T6アルミニウム合金の3点曲げ試験片を用いた。試験片の幅と厚さは1.25~20mmの範囲で、a/W値は0.125~0.6の範囲で変化させた。JやCODには試験片寸法や形状の効果は強く現れなかったが、J-R曲線やJ値の範囲はリガメント長さに強く依存した。これは測定できるJ値の範囲はリガメント長さに依存することを示す。
野田 健治; Ehrlich, K.*; 實川 資朗; Moeslung, A.*; Zinkle, S.*
Journal of Nuclear Materials, 258(263), p.97 - 105, 1998/10
被引用回数：20 パーセンタイル：81.43(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の役割は、(1)核融合材料の開発、(2)核融合DESO炉の設計用材料データベースの取得等である。ここでは、IFMIFの概念設計活動(IFMIF-CDA)のためのユーザー要求を試験すべき材料、試験の形式、微小試験片技術、照射条件等について示される。試験すべき材料としては、フェライト鋼、V合金、SiC/SiC複合材料等の構造材料、Li
O及びLiTiO
等の増殖材料、炉内構造物絶縁及びRF窓等の絶縁セラミック材料等であり、試験の形式としては、照射後試験と運転条件下での材料特性を調べるための照射下その場実験がある。また、照射条件としては、必要な中性子束、照射試験体積、中性子束勾配、中性子スペクトル、材料損傷パラメータ等についてふれる。
近江 正男; 齋藤 順市; 大岡 紀一; 實川 資朗; 菱沼 章道; 海野 明
日本原子力学会誌, 39(11), p.966 - 974, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得るための装置は、d-Liストリピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢であるとされている。中性子源の計画としては、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限されることから、装置の利用のためには微小試験片技術の開発が必須である。原研では、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。現在、本装置のホットセル中への設置が終了し、SP試験法のラウンドロビン試験計画に利用している。この試験計画は、試験法の能力確認と標準化を目的としたものである。本報告では、試験装置のその性能と概要を紹介し、ラウンドロビン試験のために得つつあるSP試験の結果も示す。
齋藤 順市; 酒井 陽之; 實川 資朗; 海野 明; 近江 正男; 木崎 實
KAERI-NEMAC/TR-32/95, 0, p.210 - 219, 1995/00
核融合炉材料の研究開発においては、核融合炉における中性子環境条件を近似できる加速器型中性子源による材料の照射試験が提案されているが、この照射体積は極めて小さい。従って、微小試験片を用いて材料の機械的特性を調べる試験技術の開発が不可欠となる。また、この微小試験片試験技術の開発は、実用炉構造材等の微小領域から採取した試料の機械的特性を評価する上でも重要となる。この微小試験片試験技術及び関連する各種試験装置等の開発においては、現在、遠隔操作型自動スモールパンチ(SP)試験装置が開発され、ホットセル内に設置されている。この装置によるコールド試験片を用いたSP試験が実施された良好なデータが得られている。また、微小試験加工用の放電加工装置及び微小試験片取扱システム(マイクロマニプレータ)の開発が現在進められている。
材料試験炉部
JAERI-Review 94-012, 83 Pages, 1994/12
JAERI-Review-94-012.pdf:2.75MB
1993年度、JMTRは、核燃料及び材料の照射研究並びにラジオアイソトープの製造のため106から109サイクル前半の運転を行った。照射実績は水力ラビットが96件、キャプセル、ガスループ及び出力急昇試験の照射設備の利用が162件である。ホットラボでは照射後試験として106キャプセルに対して各種の試験を実施した。また、設計では2種類のキャプセルを開発した。最近のトピックスとして、燃料の濃縮度低減化計画に従って、1993年度にLEU燃料炉心に移行した。核融合炉分野ではブランケット材料の開発を中心とした研究を実施している。現在、出力急昇試験を進めているが、将来更に計画を拡げていく。新しい技術として、再計装技術、遠隔自動制御クラック伝播試験機、微小試験片の試験技術及び高放射化器材の水中切断機を開発した。
塚田 隆
微小試験片材料評価技術の進歩, p.34 - 36, 1992/03
本報告書は、同原子力学会委員会の活動を総括するために作成された。発表者は照射腐食及び照射腐食割れに関する項目の執筆を行った。耐食性については、照射腐食に係わる腐食の一般論、照射材の腐食試験法、腐食環境への照射効果、腐食試験片小型化の問題等について記述した。SSRT(低歪速度法)試験については、照射材の高温水中SSRT試験の技術的課題、原研大洗研ホットラボに設置した照射腐食割れ試験装置の概要、その装置を用いて行ったORR(オークリッジ研究炉)照射した小型試験片の試験の概要について記述した。EPR試験については、当試験方法の概要、及び原理、具体的方法と粒界鋭敏化度の評価方法等について記述した。そして、原子炉照射材に対するEPR試験の適用例として、東海研ホットラボにおいて開発した照射材遠隔電気化学測定法の概要及びそれを用いた「常陽」ラッパー管材のEPR試験結果の概略について記述した。
大津 拓与; 飛田 徹; 富施 正治; 八巻 賢一; 寺門 宙; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器の照射脆化評価手法の高度化として、破断後の監視試験片から微小試験片(0.16インチ厚CT試験片)を採取し、マスターカーブ法と呼ばれる手法により破壊靭性を評価する手法が検討されている。国内では未照射材を用いたラウンドロビン試験が進められており、微小試験片により大型試験片と同等の破壊靭性を評価可能であることが確認されている。国内規格への反映のためには、照射材にも同様の手法が適用可能か確認する必要がある。そのため、遠隔操作による微小試験片を用いた破壊靭性試験を行うための試験技術を開発する必要がある。マニピュレータによる遠隔操作においては、10mm角未満である微小試験片の取り扱いには困難が伴う。すなわち、試験片のハンドリングの難しさに加え、ホットセル内でのガラス越しの作業においては、視野に制限があり、奥行き方向の感覚が掴みづらい等のことから精密作業は困難となる。本報では、遠隔操作による試験作業の容易化を目的とした、試験治具の開発、開口変位計の改良等の試験技術開発について報告する。
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。
金山 英幸; 旭吉 雅健*; 小川 文男*; 伊藤 隆基*; 若井 隆純
no journal, ,
実データのない長時間領域の材料強度を、実機から採取可能な程度の微小試験片を用いた試験と線形損傷則を組み合わせて予測する方法を検討した。供試材は改良9Cr-1Mo鋼、試験温度は873Kである。寸法効果の確認のため、3種類の試験片を用いてクリープ破断試験を行った。クリープ破断時間は試験片寸法の違いに拘わらず同程度の値を取った。環境効果を確認するため、大気中、Arガス中、真空中でクリープ破断試験を行った。クリープ破断時間は、Arガス中が他の二つに比べて半分以下となった。この原因はArガス中の微量な酸素が供給され続け、総酸素暴露量が大きくなったためと考えられる。予損傷材から微小試験片を切出す機械加工がクリープ破断時間に及ぼす影響について確認するため、予損傷条件と同条件160MPaでクリープ破断試験を行った。結果はバラツキ範囲1.3に描写され、機械加工がクリープ破断時間に及ぼす影響は大きくないことが分かった。160MPaで3種類の負荷時間を与えた予損傷試験片を200MPaで応力加速させた破断試験を行った結果を、Robinson則を用いて整理した場合、試験結果のバラツキ範囲は1.3に描写された。この結果は本余寿命評価法の適用可能性を示している。
今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では次世代高速炉用構造材料である316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼の材料強度基準の開発に取り組んでおり、これらの材料の溶接部強度評価法の開発も進めている。本発表では、溶接部強度評価法の開発に資する溶接熱影響部の疲労特性を取得するための、微小試験片を用いた疲労試験技術の開発を実施した結果を報告する。
