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笠原 茂樹; 端 邦樹; 岩田 景子; 知見 康弘
JAEA-Review 2025-024, 243 Pages, 2025/11
JAEA-Review-2025-024.pdf:27.13MB
2000年代初頭以降、国内の発電用沸騰水型軽水炉の一次系冷却材環境において非鋭敏化低炭素ステンレス鋼の溶接部近傍に粒界型応力腐食割れによる損傷が顕在化したことを受け、メカニズム解明研究と対策技術開発が進められている。これまでの調査、検討では、低炭素ステンレス鋼の溶接部近傍は、溶接入熱による膨張と収縮によって局所ひずみが蓄積して硬さが上昇したことが粒界型応力腐食割れの材料因子となっていると考えられており、硬さ上昇と粒界型応力腐食割れの因果関係の解明が急務となっている。上記に加えて、沸騰水型軽水炉の炉内構造物の健全性評価に当たっては、溶接熱影響部の中性子照射による硬さの上昇(照射硬化)の重畳を考慮した粒界型応力腐食割れの評価が求められ、溶接熱影響硬化部に対する照射影響評価に資する多角的、系統的なデータの拡充と公開が望まれる。本調査では、これまで未公開だったデータを中心に、原子力安全基盤機構が実施した「低炭素ステンレス鋼応力腐食割れ進展への中性子照射影響実証」事業で取得された低炭素ステンレス鋼溶接熱影響部の機械的性質や高温水環境中亀裂進展速度等に係る照射データを調査、収集した。
下平 昌樹; 山口 義仁; 岩田 景子; 勝山 仁哉; 知見 康弘
Proceedings of the ASME 2024 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/07
日本電気協会規格(JEAC)4206では、加圧熱衝撃事象時の原子炉圧力容器(RPV)の非延性破壊を防止するため、材料の破壊靭性が亀裂先端に生じる応力拡大係数を上回ることが要求されている。破壊靭性は、通常板幅に対して深い亀裂を有するコンパクトテンション(C(T))試験片を用いて評価されるのに対して、応力拡大係数はRPVの板厚に対して浅いステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)下亀裂を想定して算出される。さらに、破壊靭性試験は単軸荷重によって行われるのに対して、RPVの想定亀裂には熱応力及び内圧による二軸の荷重が負荷される。このような亀裂深さやクラッドの有無、荷重負荷条件の違いは、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、破壊靭性値評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、現行のRPVの構造健全性評価手法の保守性を定量的に評価するため、クラッド下亀裂を有する大型試験体を用いた多軸破壊試験を計画している。本報告では、多軸破壊試験の実施に向けた試験体形状や荷重負荷方法の検討内容及び当該試験の参照データとなる予備試験結果について報告する。予備試験では、亀裂の深さや形状を変えた試験体を用いた破壊試験を行い、浅い亀裂を有する試験体ではC(T)試験片に比べて破壊靭性値が高めに評価されることを示した。さらに、亀裂先端の拘束状態に依存せずに破壊靭性値を予測可能なローカルアプローチを用いて多軸試験体で得られる破壊靭性値の予測を行った。その結果、多軸試験体で得られる破壊靭性値は、JEAC4206に基づいて設定される破壊靭性遷移曲線に対して、十分な裕度を有することを示した。
岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 下平 昌樹; 岡本 芳浩; 本田 充紀; 勝山 仁哉; 西山 裕孝
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 511, p.143 - 152, 2022/01
被引用回数：2 パーセンタイル：28.06(Instruments & Instrumentation)The main causes of the irradiation embrittlement of RPVs are the formation of a solute cluster and the matrix defect. To investigate these embrittlement mechanisms, it is necessary to complementarily apply microstructure analyses. The extended X-ray absorption fine structure (EXAFS) technique can detect changes in the atomic structure because of a vacancy-type defect or interstitial atoms introduced by irradiation around selected atoms. In this study, to investigate such microstructural changes due to irradiation, we performed an EXAFS examination for high-copper RPV steels subjected to ion irradiation. We investigated microstructures of the crystal structure around specific element such as Cu, Mn, and Ni, which are known to be the atoms included in the solute atom clusters and lattice defects such as vacancy-type defects. The results indicated that the solute atoms clusteris thought to aggregate in the Fe matrix while maintaining the bcc structure and that not only a vacancy-type defect but also a tensile configuration-type dumbbell pair could be located around both Cu and Ni atoms.
岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07
The crack arrest fracture toughness, K
, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T
, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T
, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T
, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3
10
n/cm
(E 
1 MeV) was compared with a K
curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.
知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝
JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03
JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。
岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 岡本 芳浩; 下山 巖; 本田 充紀; 塙 悟史; 西山 裕孝
Photon Factory Activity Report 2017, 2 Pages, 2018/00
原子炉圧力容器内表面のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)は熱履歴により結晶粒径や析出物分布の異なる組織が複雑に分布し、母材とは機械的特性が異なることが知られている。本研究では、HAZ組織の特徴を調べるため炭化物分布に着目し、形成元素の一つであるMoの周辺微細構造について分析を行った。HAZ組織の狭い領域毎の構造情報を取得するため、キャピラリレンズを使用した広域X線吸収微細構造(EXAFS)により
mオーダーの領域測定を実施した。EXAFS結果からHAZ内で生成が確認されている炭化物種の一つであるMo
Cは粒径の小さい領域に比較的多く分布することが示唆された。
知見 康弘; 高見澤 悠; 笠原 茂樹*; 岩田 景子; 西山 裕孝
Nuclear Engineering and Design, 307, p.411 - 417, 2016/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.13(Nuclear Science & Technology)照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動に影響を及ぼすパラメータを調べるため、ノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いて、照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の沸騰水型軽水炉(BWR)環境におけるき裂進展速度に関する既存データの統計解析を試みた。き裂進展速度と照射材の降伏応力(
)、応力拡大係数(
)、腐食電位(ECP)、及び高速中性子照射量といった入力パラメータの確率分布から、き裂進展速度の中央値を計算し、き裂進展速度の実測値と比較した。解析結果はき裂進展速度の実測値をよく再現するとともに、き裂進展速度が高い領域(すなわち高中性子照射量条件)では、照射誘起偏析(RIS)や局所変形など照射硬化とは異なるメカニズムにより、中性子照射量がき裂進展速度に影響を及ぼす可能性を示している。
岩田 景子; 飛田 徹; 高見澤 悠; 知見 康弘; 吉本 賢太郎*; 西山 裕孝
Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/07
原子炉圧力容器の破壊靱性に対する高温予荷重効果について評価を行った。1T-CT試験片を用いて様々な熱力学的荷重負荷条件でWPS試験を実施した。得られた結果は4つのWPS工学モデルによる予測値と比較した。また1T-, 0.4T-, 0.16T-CT試験片を用いて予荷重負荷-除荷-冷却-低温再負荷条件で試験片寸法依存性について調査した。試験片寸法による塑性域分布や残留応力分布の違いを解析により明らかにした。
岩田 景子; 河 侑成; 高見澤 悠; 下平 昌樹; 勝山 仁哉; 岡本 芳浩; 本田 充紀; 外山 健*; 西山 裕孝
no journal, ,
Fe
イオン及び中性子で照射された原子炉圧力容器(RPV)鋼を対象に、照射により生じる溶質原子クラスターの微子構造を調べるため、広域X線吸収微細構造(EXAFS)分析を実施した。イオン照射RPV鋼で確認されたEXAFSスペクトルの変化を検証するため、照射によって形成される欠陥構造を模擬した結晶構造モデルを構築し、そのモデルに対するEXAFSシミュレーションを実施した。実測スペクトルとシミュレーション結果の比較から、CuとNi原子には引張型配置の格子間原子あるいは空孔欠陥が隣接することが示唆された。中性子照射RPV鋼においてはスペクトル自体のノイズ検討が必須であるものの、Cu周辺構造が照射量とともに変化し、より多くの格子欠陥が導入されることが示唆された。
端 邦樹; 岩田 景子; 下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉
no journal, ,
原子力機構・安全研究センター・材料評価研究グループでは、試験炉で照射した材料や軽水炉プラントで使用された実機材料等を活用し、安全上重要な機器の経年劣化(原子炉圧力容器(RPV)の照射脆化等)を対象に、長期運転や新検査制度等に資するため、脆化メカニズムから構造健全性評価までの総合的な研究を推進している。その一環として、RPVの健全性評価において母材の板厚1/4位置の破壊靭性を用いてRPVの健全性を評価することの保守性を確認するため、高照射量領域まで中性子照射されたRPV鋼を用いて、ステンレスオーバレイクラッド(クラッド)下10mm位置と板厚1/4位置の破壊靭性や硬さ、金属組織等の比較を行った。その結果、中性子照射前後において、クラッド下10mm位置の破壊靭性は母材の板厚1/4位置に比べて良好であり、現行の評価手法は保守的であることを確認した。
岩田 孟*; 坂巻 景子*; 安田 健一郎; 大貫 敏彦; 宇都宮 聡*
no journal, ,
長崎に投下された原爆起源のPuの挙動を調べるため、西山貯水場の土壌について選択的抽出法により溶出するPuをアルファスペクトロスコピーで測定した。その結果、大部分のPuが有機物とともに存在した。投下により生成したPuの初期化学状態は酸化物であると考えられる。したがって、われわれの結果は環境中に60年間存在している間にPuの化学状態が変化した最初の証拠である。
河 侑成; 高見澤 悠; 岩田 景子; 飛田 徹; 知見 康弘; 勝山 仁哉; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器ステンレスオーバーレイクラッド材について有限要素法解析を行い、溶接入熱による熱影響部の微細構造変化を予測した。その結果に基づいてHAZから粗粒領域と細粒領域を採取し、比較のため1/4厚さ位置の母材試験片を採取してイオン照射を行った。照射前後HAZにおいては母材より照射による硬化量が大きい傾向を示した。また、微細粒領域の場合、位置によって硬化量の変化が異なる結果が得られた。
高見澤 悠; 飛田 徹; 岩田 景子; 勝山 仁哉; 西山 裕孝
no journal, ,
フェライト鋼における高温予荷重(WPS)効果について、再負荷時における破壊靭性値の上昇に関しては予荷重レベル、除荷レベルをパラメータとした予測モデルが幾つか提案されている。しかしながら、国内データに対するそれらのモデルの適用性については十分に検討されていない。各モデルの適用性を明らかにするため、国内の原子炉圧力容器鋼を用いたWPS試験を実施し、試験結果と各予測モデルの評価値を比較した。その結果、モデルによる予測値の試験データの包絡性、実測値との整合性を考慮した場合、決定論的評価では最も保守的な予測値を与えるACEモデル、確率論的評価ではNRI-modified Wallinモデルが適切であることを示した。
下平 昌樹; 端 邦樹; 岩田 景子; 河 侑成; 笠原 茂樹; 勝山 仁哉
no journal, ,
材料評価研究グループでは、軽水炉の運転延長認可の判断や高経年化対策の技術的妥当性確認に資することを目的として、原子炉圧力容器や炉内構造物の材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ)を対象に試験研究等を実施している。当グループで実施しているこれらの研究の概要について紹介するとともに、原子炉圧力容器を対象とした現行の健全性評価手法に対する保守性確認のため実施した実機規模の板厚の試験体を使った破壊力学評価に関する試験の最新の成果を報告する。
岡本 芳浩; 永井 崇之; 秋山 大輔*; 岩田 景子; 宇佐美 徳子*
no journal, ,
高エネルギー加速器研究機構放射光実験施設BL-27ステーションでは、これまでに多くの核燃料及びRIを取り扱ったXAFS実験及び原子力基盤研究が実施されてきた。ここでは、それら多くの研究例の中から、ガラス固化体(模擬ガラス)に関する研究、ウラン模擬デブリの性状把握に関する研究及び原発圧力容器鋼の照射影響の研究の3つを代表例として紹介する。ガラス固化体は多成分系物質であり、放射光XAFSの利用が効果的である。模擬デブリの研究では、多くのウラン混合酸化物のXAFSデータが蓄積されている。圧力容器鋼の照射影響研究では、中性子照射材(非密封RI)の分析を実施している。
岩田 景子; 端 邦樹; 山口 義仁; 高見澤 悠; 河 侑成; 下平 昌樹; 外山 健
no journal, ,
原子力機構安全研究センター経年劣化研究グループでは健全性評価や経年劣化評価手法の信頼性向上及び発電用原子炉に対する規制活動における技術的判断等に資することを目的として、原子炉圧力容器や配管等を対象とした材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ等)等に関する研究を実施している。原子炉圧力容器の照射脆化と健全性評価に関する研究では、確率論的破壊力学解析により、加圧熱衝撃時の原子炉圧力容器の破損確率を定量的に評価した。また有限要素解析を用いた微小試験片技術に関する研究では、破壊靭性試験方法の規格で定められる亀裂形状に関する規定について微小試験片に対応する亀裂湾曲を想定したモデルを有限要素解析により評価し、破壊靭性評価結果に及ぼす影響の大きさを検証した。原子炉配管等に関する研究では配管溶接時の入熱等の溶接条件が及ぼす溶接残留応力分布や硬さ分布を実験と有限要素解析の両面から評価した。また炉心からの中性子照射を長期間受ける構造材料の経年劣化事象を適切に評価するための技術基盤の整備や知見の拡充を目的として、材料照射試験設備の整備を進めている。JRR3にて実際に照射を実施し、現在照射後試験をWASTEFにて継続中である。
外山 健; 岩田 景子; 飛田 徹; 端 邦樹; 鈴木 雅秀; 鬼沢 邦雄; 渡辺 藍己*; 北條 智博*; 船田 立夫*; 佐々木 晴子*
no journal, ,
近年、日本においては、PWR監視試験データが蓄積されており、国内外試験炉データの比較が可能となりつつある。日本で用いられている規格に従って日本のPWR監視試験データにおける破壊靱性温度と関連温度との関係を評価したところ、マスターカーブ法を用いて評価された国内外試験炉データにおける両者の関係とはやや異なる傾向を示した。そこで、本研究では、マスターカーブ法を用いて日本のPWR監視試験データの破壊靱性温度を評価した上で、諸指標(破壊靱性温度と関連温度、鋼材の化学成分、初期特性等)を国内外試験炉データと比較した。脆化量の小さい領域で直接的な比較を行うことができ、いずれの指標に関しても、PWR監視試験データと国内外試験炉データとの間に大きな差異は見られないことが分かった。
坂巻 景子; 岩田 孟*; 宇都宮 聡*
no journal, ,
高レベル放射性廃棄物の地層処分に用いられるベントナイトはセメント材料に起因する高アルカリ性地下水により変質することが指摘されているが、炭素鋼オーバーパックとの界面での現象についての知見は乏しい。本研究では、高アルカリ性溶液中に浸漬した圧縮ベントナイトと炭素鋼界面の断面を薄膜化することによって、直接微細観察を行った。その結果、ベントナイトの主成分であるモンモリロナイトが一部溶解しナノ細孔が形成することと、炭素鋼の腐食によって生成した鉄を含むナノ粒子がナノ細孔を介してベントナイト中に存在することを確認した。
下平 昌樹; 塩谷 光平; 河 侑成; 高見澤 悠; 山口 義仁; 岩田 景子; 真野 晃宏; 外山 健
no journal, ,
経年劣化研究グループでは、原子炉構造材料の健全性評価や経年劣化評価手法の信頼性向上及び国による発電用原子炉に対する規制活動における技術的判断等に資することを目的として、主に軽水炉の一次系冷却水バウンダリ機器である原子炉圧力容器や配管等を対象とした材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ等)等に関する研究を実施している。原子炉圧力容器の健全性評価に関して、確率論的破壊力学解析による加圧熱衝撃時の破損確率の定量評価や、分子動力学法による照射脆化機構に関する微細組織の障害物強度の評価を行った。また、原子力科学研究所の試験研究炉JRR-3を活用し、原子炉圧力容器鋼を対象とした中性子照射及び照射後試験を実施した。原子炉配管の健全性評価に関して、溶接残留応力や硬さの分布を考慮し、破損確率の評価を行った。以上の健全性評価手法の高度化に関する研究に加えて、機器中の欠陥を検出するための非破壊検査技術に関する研究も実施している。非破壊検査精度の向上に資するため、機械学習に基づき超音波探傷画像から欠陥の位置や寸法を推定するためのツールの開発を進めており、その教師データとするための超音波探傷シミュレーションを行った。
岩田 孟*; 川元 侑治*; 坂巻 景子; 安田 健一郎; 大貫 敏彦; 宇都宮 聡*
no journal, ,
放射性廃棄物には長半減期の
Pu等が含まれ、地層処分後の化学的安定性や移行挙動の理解が重要である。本研究では、環境中に放出された長崎型原子爆弾由来Puの化学状態,サイズ依存性を調べ、Puの環境中における化学種変化を解明することを目的とした。長崎型原爆由来Puを含む堆積物サンプルを用いて、化学種分画とサイズ分画実験を行った。その結果、Puの約60%が有機物結合種として、30%程が酸化物などの難溶解性核種として存在することが明らかになった。また、10-114mが主要なサイズ領域であった。
