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斎藤 滋; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 小野 勝人; 松井 寛樹; 菊地 賢司*; 川合 將義*; Yong, D.*
Proceedings of 1st International Workshop on Technology and Components of Accelerator-driven Systems (TCADS-1) (Internet), 9 Pages, 2010/03
マイナーアクチノイド(MA)を核変換するための加速器駆動未臨界炉(ADS)の研究開発が進められている。ADSの未臨界炉心内にあるビーム窓は高エネルギー陽子と中性子の両方の照射を受ける。本研究では、照射された材料の機械的特性を評価するために、SINQターゲット4(STIP-II)で照射されたオーステナイト鋼(JPCA及びAlloy800H)の照射後試験を行った。オーステナイト鋼はフェライトマルテンサイト鋼で考慮する必要のあるDBTTシフトの問題がないといった点でビーム窓材として好ましい。本研究の照射条件は、以下の通りである。陽子エネルギー580MeV,照射温度100
450
C,はじき出し損傷量6.519.5dpa。すべての照射後試験は原子力機構東海研究開発センターのWASTEFと燃料試験施設で行われた。引張り試験は大気中で、室温、250C及び350Cで行われた。試験後はSEMによる破面観察を行った。室温試験の結果、10dpa程度までは照射量とともに照射硬化が増加するが、それ以上の照射量では、照射硬化が飽和することがわかった。延性も、10dpa付近までは低下するが、19.5dpaでも保たれていることがわかった。また、SEMによる破面観察の結果、すべての試料は延性破断であった。
菊地 賢司; 濱口 大; 斎藤 滋; 遠藤 慎也; Yong, D.*
no journal, ,
SINQ照射材に残留するHとHeの測定を異なる方法で実施した結果、Heの測定値は異なる測定方法の間でファクター2以内の残留量を得た。TEM材の測定では、既報データと比べて数10パーセントの範囲で検量された。水素の測定値は誤差の範囲であり、有為な値を示すことはできなかった。
菊地 賢司; Yong, D.*; Al Mazouzi, A.*; Jean, H.*; Maloy, S.*; Lindau, R.*; Park, J. Y.*; Gr
schel, F.*
no journal, ,
MW級実験ターゲット(MEGAPIE)の運転が2006年に成功した。実験で使用した機器要素の解体を行い、高エネルギー陽子と鉛ビスマス流動というADS環境で使用された機器の品質状態を調べる。機器から切断される試料は試験協力機関に分配されて、試験される予定である。この照射後試験により、設計,製作,使用された材料の品質劣化の状態がチェックされる。照射材の試験を20102011年に実施する予定であり、その前に20082009年に非照射材を用いて、ラウンド・ロビンテストを行い、各試験実施予定機関の技術レベルを下調べする。
斎藤 滋; 菊地 賢司; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 遠藤 慎也; 川合 將義*; Yong, D.*
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核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP; SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表では照射後試験の結果からF82H鋼溶接材の引張り試験及び曲げ疲労試験の結果を報告する。引張り試験結果より、F82H鋼TIG及びEB溶接材は10dpa以上照射後も延性を保っていた。曲げ疲労試験の結果、F82H鋼母材は照射前後で疲労寿命はほとんど変化しなかった。F82H鋼溶接材は、疲労寿命が増加するものと10の7乗サイクル内で破断しないものがあった。
濱口 大; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 遠藤 慎也; Yong, D.*
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JPCAは316オーステナイトステンレス鋼ベースのTi微量添加改良鋼であるが、ADS構造材料の候補材として検討されている。本研究では、ポールシェラー研究所のSINQ加速器を用いたターゲット部材料照射試験プログラムSTIPの第一期及び第二期照射試験で580MeVプロトン照射された試料を用い、その内部組織を詳しく解析した。照射量は5.7dpaから19.5dpaであり、照射温度は摂氏150度から400度である。形成された主な照射欠陥は、高密度の転位ループ及びブラックドット欠陥,ヘリウムバブルであった。形成された転位ループの密度は7
10
m
で、照射量及び照射温度上昇に伴う密度の変化はあまり大きくなかったが、一方、摂氏150度で5.7dpa照射された試料では見られなかったヘリウムバブルの形成が、7.9dpa,摂氏200度以上の照射試料で確認された。そのサイズは2から3nmと微細で、密度は1から410
mと非常に高密度に形成されていた。JPCAにおけるヘリウムバブルの形成は、同様の条件で照射された316LN鋼に比べてその形成温度及び照射量が低くなっており、これは微量添加されたTiの影響によるものと考えられる。また、19.5dpa,摂氏400度での照射では、双晶境界等にヘリウムバブルが高密度に集積しているのが確認され、高温,高照射量ではこのようなヘリウムバブルの局所集積による材料強度の低下が懸念される。
遠藤 慎也; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 濱口 大; Yong, D.*
no journal, ,
スイス・ポールシェラー研究所(PSI)の中性子源SINQで580MeVの陽子を照射した材料の照射後試験(引張,曲げ疲労,TEM観察等)を国際共同で実施している。曲げ疲労試験片が多数PSIのホット施設に残され、試験が未実施である。そこで、核変換実験施設の設計に資する材料データを取得するため、JAEAが開発した疲労試験機をPSIホットラボに設置した。未照射材を用いて試験機の性能確認を行った。また、破断後のSEM及び光学顕微鏡による観察を行い、疲労破壊特性を調べた。今後、PSIで照射材の疲労試験が実施される予定である。
斎藤 滋; 菊地 賢司; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 小野 勝人; 松井 寛樹; 川合 將義*; Yong, D.*
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核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP;SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の引張り試験の結果を報告する。引張り試験の結果、JPCA鋼は照射後大きく硬化するが、耐力の増加は11dpa付近で飽和した。伸びも大きく低下したが、全伸びは19.5dpa照射後も約15%保っていた。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。
斎藤 滋; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 菊地 賢司*; 川合 將義*; Yong, D.*
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核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP; SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の曲げ疲労試験の結果を報告する。曲げ疲労試験の結果、JPCA鋼は照射後も曲げ疲労寿命に大きな変化は見られなかった。照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600 appmのHeが生成し、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に破面観察において粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。
斎藤 滋; 濱口 大; 菊地 賢司*; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 小野 勝人; 松井 寛樹; 川合 將義*; Yong, D.*
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核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の引張り試験の結果を報告する。引張り試験の結果、JPCA鋼は照射後大きく硬化するが、耐力の増加は11dpa付近で飽和した。伸びも大きく低下したが、全伸びは19.5dpa照射後も約15%保っていた。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。一方、Alloy800Hの破面には一部に粒界破面が観察された。
斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 鈴木 和博; 遠藤 慎也; 小畑 裕希; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; 川合 將義*; Yong, D.*
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固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からW合金とTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380C、はじき出し損傷量が6.5-19.5dpaであった。引張り試験の結果、W合金のうちW-TiC, W-poly, W-SUSは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-sinは7.1dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、7.3 dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。