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鬼澤 高志; 永江 勇二; 加藤 章一; 若井 隆純
材料, 66(2), p.122 - 129, 2017/02
次世代ナトリウム冷却高速炉では、配管の短縮化などによる物量削減を図り、優れた経済性を達成するために、高温強度と熱的特性に優れる改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に適用することを検討している。改良9Cr-1Mo鋼は、繰返し負荷に伴い軟化挙動を示す材料であり、繰返し軟化により引張特性やクリープ特性に影響があることが報告されている。しかしながら、繰返し軟化条件をパラメータとして、系統的に高温材料特性への影響を検討した例はない。このため、改良9Cr-1Mo鋼について、繰返し軟化条件をパラメータとした繰返し軟化材を製作し、それらの引張試験およびクリープ試験を実施し、繰返し軟化条件と高温材料特性が受ける影響の関係を評価した。加えて、それら評価に基づき、高速炉設計における繰返し軟化効果の取扱いについて検討を実施した。
安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 松川 真吾; 内藤 明*; 實川 資朗; 岡 桂一朗*; 田中 典幸*; 大貫 惣明*
JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.159 - 161, 2004/11
ブランケット構造材料の候補材料である低放射化フェライト鋼では、照射による靭性の低下(延性脆性遷移温度の上昇)が重要な課題となっている。本研究では、低放射化フェライト鋼F82Hに対して、照射硬化が、靭性の低下と大きな関連を有することに着目し、特にヘリウムによる硬化促進及び高照射量での硬化挙動について、TIARAによる多重ビーム照射を用いて調べた。まずヘリウムがない場合における、照射硬化の照射量依存性を調べた結果、633Kにおいては、30dpaまで硬化は増加する傾向にあるが、それ以上の照射量においては飽和傾向を示すことが明らかとなった。さらに同照射温度にて、ヘリウムが照射硬化の促進に及ぼす影響について、ヘリウム注入比を10/100appmとしてそれぞれ比較した結果、1000appmを超えるとわずかな硬化の促進が見られるが、約3300appm(ヘリウム注入条件100appmHe/dpa)の場合においては、20%程度の硬化量の促進が生じることがわかった。
安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 谷川 博康; 古谷 一幸; 實川 資朗; 竹内 浩; 岡 桂一朗*; 大貫 惣明*; 香山 晃*
Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1137 - 1141, 2004/08
被引用回数：50 パーセンタイル：93.75(Materials Science, Multidisciplinary)F82H鋼の開発にあたり、高照射域(
100dpa)での照射脆化に及ぼすヘリウムの効果を調べることは、構造材料の寿命を見通すうえで非常に重要である。一般的に照射によって生じる脆化と硬化の間には正の相関関係があることから、損傷により生じる硬化に加え、ヘリウムが存在する場合での硬化の促進作用の有無について把握しておく必要がある。本研究では、イオン照射法を用いて、総ヘリウム量5000appmまでの同時照射実験(Feイオンによる損傷導入+ヘリウム注入)を行い、微小押込み試験により照射後の硬さ変化について調べた。その結果、約500appmのヘリウム量では、硬化量の促進はほとんど認められず、ミクロ組織も損傷のみの場合と同様の組織が観察された。このことから500appmまでのヘリウム同時照射は、照射硬化の促進には寄与しないことがわかった。
女川1号機再循環系配管サンプル調査実施チーム
JAERI-Tech 2004-003, 74 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-003.pdf:30.08MB
本調査は、女川原子力発電所1号機原子炉再循環系配管を切断し採取したき裂を含む材料サンプルについて、日本原子力研究所東海研究所の照射後試験施設において各種の検査を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することを目的として実施したものである。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は、管内表面の溶接部近傍に発生しており、深さは約57mm程度であった。(2)き裂部破面のほぼ全体が粒界割れであるが、管内表面のき裂開口部には約100
m程度の粒内割れを含む部分が観察された。また、その部分には、加工により形成された金属組織及び硬さの上昇が見られ、き裂は硬さの最も高い部分の付近から発生していた。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近で発生したと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は、加工層を有する管内表面で応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。
古谷 一幸; 若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 中村 和幸; 竹内 浩; 岩渕 明*
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.289 - 292, 2002/12
被引用回数：7 パーセンタイル：44.29(Materials Science, Multidisciplinary)核融合原型炉のブランケットの構造材料には低放射化フェライト鋼F82Hが用いられる予定であり、F82H鋼は固相拡散接合法の一つであるHIP法により一体化される。F82H鋼は核融合反応により発生する高中性子束に曝されるため、材料中の原子の弾き出しやHeやHガスが発生するなどの照射損傷による機械特性の劣化が予想される。本報告は、F82H鋼のHIP接合部の照射損傷をイオン注入装置を用いて調べた結果に関するものである。0.5nmの再結晶粒が形成されているHIP接合部に430
で50dpaのFeイオン,2000appmのHeイオン、及び500appmのHイオンを同時注入した結果、接合部近傍では硬さが増加していたため延性が低下する可能性があり、同時に多数のキャビティーも形成されていたためスウェリングも生ずるものと思われる。これらの照射損傷は接合特性を劣化させる原因となり得る可能性があることから機械試験等による影響の定量化が今後の課題である。
安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12
被引用回数：39 パーセンタイル：90.08(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。
谷川 博康; 實川 資朗; 菱沼 章道; 安堂 正己*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 岩井 岳夫*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.470 - 473, 2000/12
被引用回数：21 パーセンタイル：77.51(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料候補材料である低放射化フェライト鋼においては、核変換生成ヘリウムによる脆化や高温強度低下が重要な研究開発課題となっている。本研究では、特にヘリウム脆化に関する基礎的知見を得るべく、室温でヘリウムイオン注入された低放射化フェライト鋼及び純鉄に対して、超微小硬さ試験及び変形領域のTEM観察を行い、ヘリウムの硬化及ぼす影響について検討を行った。試料は高純度鉄及び低放射化フェライト鋼F82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)である。試験片形状はTEMディスクであり、機械研磨及び電解研磨により極めて平滑な表面に仕上げ、実験に供した。ヘリウムイオン注入実験は、東京大学原子力研究総合センター重照射設備(HIT)を用いて行った。実験ではヘリウムイオンを試料表面から600-800nmの領域に2000appmまで、室温で注入した。硬さ試験は、圧子の押し込みによる塑性変形領域の広がりが、押し込み深さの約3~5倍になることから、押し込み深さが約250nm程度になるような荷重条件で行われた。硬さ試験後、圧痕周辺部を集束イオンビーム(FIB)加工装置(日立HF-2000)により薄膜化し、TEM観察に供した。硬さ試験の結果、純鉄及びF82Hのいずれにおいても、ヘリウム注入により10%程度の硬化が計測された。さらに圧痕部周辺部のTEM観察により、圧子の押し込みによって導入された塑性変形の発達が、おもにヘリウムが注入された600-800nmの領域より浅い領域にのみ生じていたことが観察された。
榎 学*; 岸 輝雄*; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身
JNC TY9400 2000-010, 138 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-010.pdf:5.15MB
本研究では構造物および材料におけるき裂の発生、伝播を検出するシステムについての検討を行った。まず、プラント機器のように過酷な環境で適用することを考慮して、レーザー干渉計を用いて非接触で破壊を検出・評価することを試みた。He-Neレーザーを用いたヘテロダイン型の干渉計により、材料中を伝播してきた弾性波を検出できることを確かめ、この干渉計を4チャンネル用いる非接触AE波形計測システムを構築した。このシステムをアルミナコーティング材の熱応力破壊に適用した。試験片の冷却時に界面近傍に発生する微視割れによるAE波形を検出でき、また逆問題解析を行うことにより、微視割れの発生時刻、発生位置、大きさおよび破壊モードが評価可能となった。このように、レーザー干渉計によるAE波形定量評価システムが開発でき、その有効性が確かめられた。次に、き裂発生を予測するため、ミクロき裂が発生する以前の損傷変化を検出することを試みた。繰り返し熱過渡負荷を受けた構造物を用いて、超音波検出試験とその波形解析、およびき裂の発生した近傍の微小硬さ計による硬さ測定を行った。超音波エコーのウェーブレット解析により得られた音速は、き裂発生以前の損傷を検出できた。また、粒界上の微小硬さ変化から、き裂発生を推定できる見通しがある。
海老根 典也; 荒 克之
MAG-96-265, 0, p.11 - 24, 1996/12
筆者らは先に原子炉圧力容器の経年劣化を非破壊的に計測評価する方法として、「磁気問かけ法」を提案した。その可能性について、これまで、いくつかの実験と計算機シミュレーションを通して検討を進めてきた。これらの結果をふまえて、磁気問かけ法の妥当性と今後の研究課題を検討した。磁気問かけ法は圧力容器低合金鋼の保磁力を非破壊的に計測し、それより経年劣化(照射硬化・ぜい化)を評価するものである。そこで、圧力容器鋼材の磁気特性と機械特性の相関を調べた結果、保磁力および透磁率は機械的硬さおよび引張り強度との間に良い相関があることがわかった。また、圧力容器厚さ方向の保磁力分布計測にはサイズの異なる2つの磁気ヨークを用いることで計測できる可能性が確認された。肉盛り溶接部の厚さは、磁気問かけ法の実施過程で非破壊的に計測できることが計算機シミュレーション実験で確認できた。
荒 克之; 海老根 典也; 中島 伸也
J. Pressure Vessel Technol., 118(4), p.447 - 453, 1996/11
被引用回数：14 パーセンタイル：63.16(Engineering, Mechanical)原子炉圧力容器の照射劣化を非破壊的に計測するために、新しい方法として「磁気問いかけ法(MIM)」を提案した。本手法は圧力容器の照射誘起硬化と磁気保磁力の間に良い相関があることに着目したものである。圧力容器の局部を肉盛り溶接部を通して磁化し、そのときの圧力容器表面の磁界分布を計測する。この計測分布パターンから圧力容器鋼材部の厚さ方向の保磁力分布を逆推定する。この逆推定には静磁界解析と最適パラメータ推定手法を用いる。推定された保磁力分布から圧力容器の硬化分布、劣化分布に関する重要な情報を引き出す。
青砥 紀身; 天藤 雅之; 木村 英隆; 堀切 守人; 小峰 龍司; 平川 康
PNC TN9410 97-076, 29 Pages, 1996/06
高速増殖原型炉-もんじゅ-2次主冷却系Cループ中間熱交換器(IHX)出口温度計からのナトリウム漏えい事故に関連して、当該温度計破損部の原因調査に資するため、同2次系CループIHX入口部の温度計ウェルを調査した報告(概要)である-調査は、主に熱電対ウェル段付部の損傷調査およびウェル管台溶接部の健全性に関する情報を得る目的で種々の試験検査を実施した。試験検査は、温度計、ウェル段付部、太径および細径ウェル部ならびにウェル-管台溶接部等で、以下に示す通りである。(1)精密寸法計測(2)ウェルの打振試験(3)各部非破壊検査(4)成分分析(5)金属組織観察(6)ウェル段付部の詳細観察(7)硬さ試験(8)隙間腐食に関する調査(9)ウェルの強度特性試験(10)シース高温曲げ試験
荒 克之; 中島 伸也; 海老根 典也; 坂佐井 馨
Proceedings of 8th International Conference on Pressure Vessel Technology (ICPVT-8), 1, p.183 - 189, 1996/00
原子炉圧力容器の照射硬化を非破壊に計測する磁気問かけ法を提案する。本手法は圧力容器鋼材の照射硬化と保磁力変化との間に存在する良い相関関係を利用する。すなわち、圧力容器の検査部を磁気ヨークを用いて磁化し、そのときの圧力容器表面の磁界分布から圧力容器鋼内部の保磁力分布を推定し、この保磁力分布から照射硬化程度を評価するものである。熱処理によって機械的硬さを変えた圧力容器鋼材について、硬さと保磁力の関係を調べ、両者の間に比例関係があることを確認した。このデータは照射によって硬さを変えた鋼材についてのデータと傾向が良く一致した。また圧力容器鋼材について磁気特性を調べ、磁気問かけ法を実行する上での研究課題である圧力容器鋼材のヒステリシス磁化特性モデルとの開発、磁気ヨーク・磁界計測システムの開発等について検討した。
鈴木 雅秀; 出井 義男
JAERI-Research 94-038, 23 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-038.pdf:0.87MB
日本原子力研究所では、解体された動力試験炉(JPDR)を用い、経年変化に関する調査を実施している。本報告は圧力容器の調査から得られたデータを基に、照射脆化の板厚方向減衰効果について解析し、検討を加えるものである。圧力容器はコアベルト部内面で最大約2
10
n/cm
(E
1MeV)の中性子照射を受けている。鋼材内部では、内表面から50mm位置で約半分に減衰する。照射量の減衰の詳細評価と、JEACの減衰式の2通りから、照射硬化の板厚方向依存性を予測し、これを硬さ測定結果と比較検討した。この結果、照射量減衰をいずれの方法で評価しても、実際の硬さの減衰の方が大きいことが確認された。
福本 雅弘; 宮本 陽一; 中西 芳雄
PNC TN8420 92-017, 102 Pages, 1992/09
平成3年7月30日 原子力委員会 放射性廃棄物対策専門部会 がとりまとめた「TRU核種を含む放射性廃棄物の処理処分について」のなかで,固化体の品質保証技術開発が具体的研究開発課題として示されたことなどからも明らかなように,放射性廃棄物の処分の観点から廃棄体(固型化した廃棄物及びその容器)の品質保証技術を確立することが現在重要となっている。よって,ここでは,海外における廃棄体の処分場受け入れ基準及び処理施設における品質保証方法の状況を文献調査し,今後の検討の参考に資するものとした。また,以下の文献については,邦訳をAppendixに付した。Appendix 1:Requirements on Radioactive Wastes for Disposal(Preliminary Waste Acceptance Requirements,November l986)-Konrad Repository-,PTB-SE-17,ISSN 0721-0892, ISBN 3-88 314-614-5,P.Brennecke,E.Warnecke,1987Appendix 2:TRU Waste Acceptance Criteria for the Waste Isolation Pilot P1ant,WIPP/DOE-069 Revision 3,1989 尚,参考として,日本の原子炉施設を設置した工場又は事業所において生じた廃棄体が満たすべき要件についてまとめた。
長井 修一朗; 上村 勝一郎; 飛田 典幸; 関 正之; 井坂 和彦*; 平子 一仁*
PNC TN8410 91-099, 56 Pages, 1991/05
高速炉燃料の高燃焼度化の達成のための高度化研究開発は,材料開発を主流とした,新しい被覆管材料の開発が進められている。この,新被覆管材料の溶接装置として,今回導入した,Pulsed Magnetic Welding装置の基本的な溶接特性と溶接部の挙動を把握する目的から,SUS316相当鋼製被覆管及び端栓を用いて溶接試験を行い,試験結果が得られたので報告する。(方法)試験方法としては,次に示す条件を試験パラメータに取り溶接試験を行い,主に破壊検査(断面金相試験,硬さ測定試験等)により,接合部に関する挙動の調査を行った。(1) 充電電圧充電電圧を28kV38kVまで2kV毎に変化させた。(2) 被溶接物の設定位置溶接コイル内に於ける被覆管と端栓の設定位置を
5mm変化させた。
関 昌弘; 小川 益郎; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三; 三木 信晴
Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.205 - 213, 1987/00
本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。ロー付け以外にも直接鋳込み方式によるW-Cu接合材を製作し、同様の試験を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付け、および直接鋳込みによる接合方式が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。
小川 益郎; 関 昌弘; 湊 章男; 深谷 清; 東稔 達三
日本原子力学会誌, 28(11), p.1038 - 1044, 1986/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)本研究は、現在原研で設計を進めている核融合実験炉のダイバータ板の一例として提案されているタングステン-銅(W-Cu)接合構造の熱疲労に対する健全性を調べたものである。すなわち、タングステンと銅をロー付けした接合試験片を製作し、アルゴンプラズマジェットを用いてタングステン表面に周期的に熱負荷をかけ、試験前後に走査型電子顕微鏡による微細構造の検査とヌープ硬さの測定を行った。試験の結果、いずれの試験片も破断することはなく、タングステンと銅のロー付けによる接合方法が有効であり、W-Cu接合構造は熱疲労に対して十分健全であることがわかった。
白石 健介; 深井 勝麿
Journal of Nuclear Materials, 117, p.134 - 142, 1983/00
被引用回数：12 パーセンタイル：77.07(Materials Science, Multidisciplinary)標準の316ステンレス鋼を室温で24MeVのヘリウムイオンを3.210
ions/mまで照射した。この試料の上表面の微小硬さを照射面からの距離の関数として測定すると、硬さの最大値が照射面から105mの位置に現われる。また、この試料の断面の電子顕微鏡組織の観察では、照射面から105~114mの範囲で小さな転位ループが認められる。この試料を1023Kで1時間熱処理すると、化学エッチによって、照射面から107mの位置を中心にして8mの間隔をもった2本の線が光学顕微鏡写真上で観察される。この2本の線は、断面の電子顕微鏡写真で観察される、かなり密にしかも直線状に並んだフランクループの列と対応していることが確められた。本実験で観察した照射欠陥の深さ分布は、Littmark and Zieglerが非晶質の鉄について理論的に計算したヘリウムの分布とよい一致を示す。
深井 勝麿; 白石 健介
日本原子力学会誌, 25(4), p.52 - 54, 1983/00
高エネルギーイオンの金属中の平均飛程は照射欠陥による硬さの変化として比較的容易に測定できることが期待される。このことを確めるために、ステンレス鋼に24MeVのヘリウムイオンを3.210ions/mまで照射し、試料の上表面の硬さを照射面からの深さの関数として測定した。照射硬化による硬さの最大値は、照射量に関係なく、試料表面から105mの深さの位置に生じる。この深さは、電子顕微鏡で観察される照射欠陥の深さ分布とよく対応しており、照射硬化量も電子顕微鏡で観察される照射欠陥の大きさと密度から予測される値とかなりよい一致を示す。また、試料の前にクサビ型の黒鉛を置き、ステンレス鋼試料に入射するヘリウムイオンのエネルギーを連続的に変えた実験で得られた硬さが最大となる深さ位置を入射イオンのエネルギーの関数として整理すると、ヘリウムイオンのエネルギーが21~33MeVの範囲でLittmark-Zieglerの鉄についてのヘリウムイオンの平均過程の計算とかなりよく一致する。
中瀬 吉昭; 伊藤 政幸; 栗山 将
電気学会論文誌,A, 101(5), p.279 - 284, 1981/00
基本配合のエチレン、プロピレン、エチリデンノルボーネン三元共重合体に各種添加材を加えた実用配合試料の耐放射線性を検討した。実用配合試料は原試料のゲル分率が大きいため、100Mradの照射では、物性の低下はそれほど大きくないが、200Mradではかなりの低下が起り、低線量率ほど劣化は激しくなる。充てん剤の添加により、材料の耐放射線性は低下する。酸化防止剤を添加すると、材料の耐放射線性の低下、すなわち、酸化劣化が抑えられる。このことから、充てん剤などを含む複雑な物質系においても、ゴムとしての性能の低下をもたらす主な原因が酸化反応による主鎖切断であることを示している。機械的性質の変化は、硬さの変化と良く対応する。そこで、硬さが簡便な評価項目となることを提案する。
