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論文

Microstructural evolution in tungsten binary alloys under proton and self-ion irradiations at 800$$^{circ}$$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 800$$^{circ}$$C. 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.

報告書

燃料デブリの分析精度向上のための技術開発2020年度成果報告(廃炉・汚染水対策事業費補助金)

池内 宏知; 小山 真一; 逢坂 正彦; 高野 公秀; 中村 聡志; 小野澤 淳; 佐々木 新治; 大西 貴士; 前田 宏治; 桐島 陽*; et al.

JAEA-Technology 2022-021, 224 Pages, 2022/10

JAEA-Technology-2022-021.pdf:12.32MB

燃料デブリ試料の核種・元素量の分析に向けて、酸溶解を含む一連の分析技術を確立する必要がある。本事業では、分析精度の現状レベルの把握と不溶解性残渣発生時の代替手法の確立を目的として、ブラインド試験が実施された。模擬燃料デブリ(特定の組成を持つ均質化された粉末)を対象に、日本国内の4分析機関においてそれぞれが有する溶解・分析技術を用いて、全体組成の定量値が取得された。各技術の特徴(長所・短所)を評価した結果に基づき、燃料デブリの暫定的な分析フローを構築した。

論文

Effect of uniaxial tensile strain on binding energy of hydrogen atoms to vacancy-carbon-hydrogen complexes in $$alpha$$-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:1 パーセンタイル:71.05(Nuclear Science & Technology)

一軸引張歪下での$$alpha$$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。

論文

「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発)」に係る補助事業; 2020年度最終報告

小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.

廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08

令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。

論文

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

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。

論文

機関誌「専門図書館」から振り返る平成; いま思えば平成中期

野澤 隆

専門図書館, (295), p.18 - 19, 2019/05

専門図書館協議会の機関誌「専門図書館」の特集記事の中で、著者が編集委員会委員として活動していた時期を振り返るとともに、今後の同協議会への期待を記す。

報告書

福島の環境回復に係る包括的評価システムの整備に向けた取り組み

齊藤 宏; 野澤 隆; 武宮 博; 関 暁之; 松原 武史; 斎藤 公明; 北村 哲浩

JAEA-Review 2017-040, 34 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-040.pdf:9.52MB

平成23年3月11日に福島第一原子力発電所の事故が発生し環境中へ大量の放射性物質が放出された。これらは自然の駆動力によって移動、生活圏に到達し健康等に影響を及ぼす可能性が懸念されており、事故状況の把握や影響評価や対策のため調査研究が多く行われている。原子力機構は、取得データと関係省庁等が取得した公開データを収集・整理し「環境モニタリングデータベース」として公開している。また、これらデータ及び既存または開発した計算コードを用いて「統合解析支援環境」の中で事故後の状況再現や将来予測のため解析を行っている。また、これら知見は他研究機関の成果とあわせ「環境回復知識ベース」として一般の方々が理解できるよう公開ウェブサイトにQ&A方式で公開している。これら三要素を包含し「福島の環境回復に係る包括的評価システム」と呼ぶ。これらは本来は相互に関連し一システムとして機能すべきところ、現状では独立して機能している。また、十分にオープンで理解しやすい形で外部に発信されているとは言えない。そこで、データや成果に対しより理解を深めることができ求める情報に容易にたどり着けるよう、当システム全体及び各要素の整備を行っていく。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

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。

論文

The Recent improvements on circulation of research results at the Japan Atomic Energy Agency (JAEA)

稲垣 理美; 早川 美彩; 海老澤 直美; 權田 真幸; 野澤 隆; 板橋 慶造

Proceedings of 18th International Conference on Grey Literature (GL-18), p.24 - 31, 2017/02

インターネットを通じた研究成果情報の共有は全世界的に進歩を続けている。例えば、機関リポジトリによる論文のアーカイブや普及、研究データの公開促進などがある。しかしインターネット上には膨大な情報があるため、これらの研究成果情報への到達可能性が低くなりうるという課題がある。この流通性の課題に対して原子力機構図書館では、次の3点を中心に研究成果の普及に向けて、研究開発成果検索・閲覧システム(JOPSS)の改修を行った。(1)JOPSSのコンテンツへのアクセス方法を強化する、(2)ターゲットとなる利用者にコンテンツを広める、(3)ユーザーインターフェースの改善である。今後も原子力機構の研究開発成果にかかわる様々な情報をより効果的に普及することを目指して、システム改修を継続していく。

論文

The Recent improvements on circulation of research results at the Japan Atomic Energy Agency

稲垣 理美; 早川 美彩; 海老澤 直美; 權田 真幸; 野澤 隆; 板橋 慶造

The Grey Journal; An International Journal on Grey Literature, 13(2), p.123 - 129, 2017/00

インターネットを通じた研究成果情報の共有は全世界的に進歩を続けている。例えば、機関リポジトリによる論文のアーカイブや普及、研究データの公開促進などがある。しかしインターネット上には膨大な情報があるため、これらの研究成果情報への到達可能性が低くなりうるという課題がある。この流通性の課題に対して原子力機構図書館では、次の3点を中心に研究成果の普及に向けて、研究開発成果検索・閲覧システム(JOPSS)の改修を行った。(1)JOPSSのコンテンツへのアクセス方法を強化する、(2)ターゲットとなる利用者にコンテンツを広める、(3)ユーザーインターフェースの改善である。今後はオープンサイエンスの流れの中で、原子力機構の研究開発成果にかかわる様々な情報をより効果的に普及することを目指して、システム改修を継続していく。

論文

Effect of helium on irradiation creep behavior of B-doped F82H irradiated in HFIR

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:26.04(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$$^{10}$$BN添加F82H鋼のクリープひずみは、ヘリウムの発生しない$$^{11}$$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。

論文

Improving the metadata of bibliographic information to enhance its access

早川 美彩; 長屋 俊; 海老澤 直美; 稲垣 理美; 野澤 隆; 板橋 慶造

Proceedings of 4th International Conference of Asian Special Libraries (ICoASL 2015) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2015/04

インターネット上には膨大なコンテンツが存在することから、図書館のWebで書誌情報等を発信するにあたっては、メタデータへのアクセスをどのように高めるかを検討する必要がある。メタデータを複数の経路からアクセス可能とすること、メタデータを他の機関が提供するWebコンテンツとリンクさせることでメタデータの価値とアクセス数を増やすことができると考える。ここでは、日本原子力研究開発機構(JAEA)図書館が提供している研究開発成果情報検索・閲覧システム(JOPSS)の改善を事例として報告する。JOPSSでは、Web-APIを活用したメタデータへのアクセス経路の増加、JOPSS上のメタデータからフルテキストへの経路の提供、及びUIの改善を行った。

論文

Evaluation of damage accumulation behavior and strength anisotropy of NITE SiC/SiC composites by acoustic emission, digital image correlation and electrical resistivity monitoring

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:74.9(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。

論文

過酷環境を想定したSiC/SiC複合材料の破壊挙動の評価法

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。

論文

Physical properties of F82H for fusion blanket design

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:41 パーセンタイル:96.55(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。

論文

Stress envelope of silicon carbide composites at elevated temperatures

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:8 パーセンタイル:57.39(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。

論文

Compatibility of Ni and F82H with liquid Pb-Li under rotating flow

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:31.13(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.

論文

第4回原型炉設計プラットフォーム会合

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。

論文

Determination of the carbon ion beam irradiation condition for barley

飯牟礼 隆*; 保木 健宏*; 長谷 純宏; 野澤 樹; 鳴海 一成*; 木原 誠*; 大串 憲祐*

JAEA-Review 2013-059, JAEA Takasaki Annual Report 2012, P. 109, 2014/03

To determine ideal condition of ion beam irradiation for barley grain, carbon ion beams with the LET (Linear Energy Transfer) of 127 (C-127) and 275 (C-275) KeV/$$mu$$m, were applied and the variation of the germination rate, initial plant growth, the survival rate by cultivars and by irradiation doses was observed. As a result, no difference was observed among six cultivars tested and the survival rates were gradually decreased as to the irradiation doses. It was suggested from the relationship between the irradiation doses and the survival rate that the ideal irradiation doses at which the survival rate was around 80% were 10 Gy and 4 Gy for C-127 and C-275 irradiation, respectively.

論文

材料の物性値に対する放射線照射誘起効果,2-6; 圧力管型試験片を用いたF82H鋼の照射下クリープの評価

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$$sim$$500$$^{circ}$$C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300$$^{circ}$$C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。

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