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論文

Optimum temperature for HIP bonding invar alloy and stainless steel

涌井 隆; 石井 秀亮*; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 若井 栄一; 高田 弘; 二川 正敏

Materials Transactions, 60(6), p.1026 - 1033, 2019/06

J-PARCの核破砕中性子源で使用する水銀ターゲット容器は、1.3$$times$$1.3$$times$$2.5m$$^{3}$$と大きいため、使用済み容器の廃棄量を低減する観点で、損傷量の大きい前半部を分割できる構造を検討している。分割部のフランジには、高いシール性能(1$$times$$10$$^{-6}$$Pa・m$$^{3}$$/s以下)が必要である。このフランジの材料として、ビーム運転時の熱変形を低減するために低熱膨張材であるインバー合金は有望であるが、弾性係数が低いためボルト締結時の変形が大きくなる。実用上はステンレス鋼で補強するが、HIP接合により広い面積を全面にわたって確実に接合する条件を見出すことが課題であった。そこで、接合温度が異なる試験片(973, 1173, 1373及び1473K)について、引張試験及び数値解析による残留応力評価を行った。973Kで接合した試験片は、拡散層厚さが殆どなく接合界面で破断した。引張強度は、接合温度の上昇とともに減少し、1473Kの場合、約10%低下した。接合面近傍の残留応力は最大50%増加した。これらの結果から、1173Kが最適な接合温度であることを結論付けた。

論文

Effect of welding on gigacycle fatigue strength of austenitic stainless steels

直江 崇; 涌井 隆; 粉川 広行; 若井 栄一; 羽賀 勝洋; 高田 弘

Advanced Experimental Mechanics, 3, p.123 - 128, 2018/08

核破砕中性子源水銀ターゲット容器は、SUS316L製であり、TIG溶接により製作される。運転中には、陽子線励起圧力はによって、約50s$$^{-1}$$の高ひずみ速度で約10$$^9$$回の繰返し負荷を受ける。本研究では、SUS316L及びその溶接材のギガサイクル領域における疲労強度を超音波疲労試験により調査した。その結果、母材では10$$^9$$回までに明確な疲労限度は観測されなかった。一方、浸透探傷検査により欠陥が観測されなかった溶接材では、応力集中部である試験片中央部に溶接部を配置した試験片において、溶接ビード及び裏波を除去した場合は、母材よりも疲労強度が高くなる傾向が見られた。一方、溶接ビード及び裏波を除去しない場合は、溶接止端部への応力集中により、母材と比較して著しい疲労強度の低下が観測された。

論文

Experimental study on cavitation of a liquid lithium jet for International Fusion Materials Irradiation Facility

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041005_1 - 041005_11, 2017/10

高真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れる液体金属Liの壁面噴流を強力中性子源のビームターゲットとして用いる。Liターゲット下流配管でキャビテーションに似た騒音が発生することが実証試験で認められた。AEセンサーによる音響計測を行い、CWTによる時間-周波数分析、および、音響発生個所の特定を行った。その結果、音の間欠性、周波数特性、キャビテーション数依存性から、発生した音はキャビテーションであり、発生個所はLiターゲットが配管に衝突する箇所である、との結論を得た。

論文

Validation of liquid lithium target stability for an intense neutron source

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*

Nuclear Fusion, 57(6), p.066008_1 - 066008_10, 2017/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:15.63(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合中性子源IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下Liターゲット)を採用し、リチウムターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、リチウムターゲット施設の実証として、リチウムターゲットの安定性をレーザープローブ法により定期的に評価した結果、運転期間を通してリチウムターゲット厚みは要求値1mmを満足し、リチウムターゲット施設の実証を果たした。

論文

Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11

BB2015-1982.pdf:2.03MB

The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.

論文

Evaluation of annealing and double ion beam irradiation by a laser-induced and laser-detected surface acoustic wave diagnostic system

北澤 真一*; 若井 栄一; 青砥 紀身

Radiation Physics and Chemistry, 127, p.264 - 268, 2016/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Chemistry, Physical)

新しい非破壊・非接触型の測定法によって原子力構造材料の熱時効やイオン照射の効果を調べた。レーザ誘起とレーザ検出用の表面弾性波(SAW)をこの計測システムに採用した。対象とする物質の強度特性を調べるために、表面に沿ったSAWの伝播速度とその振動速度を測定した。熱時効した材料では、せん断弾性率の変化が測定された。2重イオン照射した材料では、励起したSAWの振幅に関する非線形効果が観察された。これらの結果から原子力構造材料等の欠陥計測のために、SAW検出システム適用の重要性を示すことができた。

論文

Chemical reaction of lithium with room temperature atmosphere of various humidities

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2138 - 2141, 2015/10

BB2014-0426.pdf:0.49MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:43.49(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)では、ターゲットアッセンブリのバックプレートは、供用期間中に交換される予定である。この交換作業において、バックプレート等のリチウム機器は、周辺の大気成分と化学反応を生じることが想定される。そこで本研究では、当該交換作業期間中における化学反応挙動を評価するために、リチウムと大気、および大気中の主要元素である酸素および窒素の室温における化学反応挙動について、気中の湿度の影響も加味しながら実験的に調べた。

論文

Measurement of Li target thickness in the EVEDA Li Test Loop

金村 卓治; 近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1991 - 1997, 2015/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:10.49(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)では、定格流速15m/s、厚み25mmの液体Li噴流を、40MeV-250mAの重陽子ビームと核反応させて14MeV相当の中性子を発生させるためのターゲットとして採用する計画である。ターゲット厚み変動は10$$^{-3}$$Paの真空下で$$pm$$1mm以内に維持するよう要求される。現在、工学実証・工学設計活動(EVEDA)事業にて建設したEVEDAリチウム試験ループにて、Liターゲットが上記要求値を満たすか確認するためにその厚みを計測している。本発表では、IFMIF条件となる真空度10$$^{-3}$$Pa、Li温度250$$^{circ}$$C、ターゲット平均速度10$$sim$$20m/sのもと、ターゲット厚みを計測した結果を報告する。計測の結果、平均流速15m/sでは、本試験で着目する重陽子ビーム照射中心位置にて、ターゲット厚みは計測時間60秒間の平均値で26.08mmであった。一方、時間変動に関しては、計測時間内での変動振幅の平均および最大は、同条件でそれぞれ0.26mm, 1.45mmであり、全計測波高のうち約99.7%以上が設計要求値以内であった。したがって、リチウムターゲットは大変安定であり、ターゲットに要求される安定性を満足していることがわかった。

論文

Overview on recent progress toward small specimen test technique

若井 栄一; 菊地 孝行; Kim, B.*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 西村 新*; Soldaini, M.*; 山本 道好*; Knaster, J.*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2089 - 2093, 2015/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:18.76(Nuclear Science & Technology)

The main objective of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation facility) is to obtain the material data base obtained from a series of tests using small specimens mainly irradiated in the IFMIF for the design and licensing of fusion DEMO and power reactors. In this study, we present the contents of (1) recent evaluation of SSTT such as fracture toughness developed in IFMIF/EVEDA project, (2) the evaluation of structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and (3) engineering design of the Post Irradiation Examination (PIE) facility of IFMIF. The analysis of the fracture behavior of brittle-ductile transition region of RAF/M steels is very important to evaluate the structural integrity of RAF/M steels for the Fusion DEMO reactors, and it should be applied by new methods such as random-inhomegeneity method of K. Wallin and M. Sokolov and the modified master curve method of ASTM E1921 of P. Spatig, and one of objectives of this study is focused on the further developed analysis to generalize the methods for SSTT and structural integrity of RAF/M steels.

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

 パーセンタイル:100(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

The Accomplishment of the engineering design activities of IFMIF/EVEDA; The European-Japanese project towards a Li(d,xn) fusion relevant neutron source

Knaster, J.*; Ibarra, A.*; 井田 瑞穂*; 近藤 恵太郎; 菊地 孝行; 大平 茂; 杉本 昌義; 若井 栄一; 渡邊 和仁; 他58名*

Nuclear Fusion, 55(8), p.086003_1 - 086003_30, 2015/08

 被引用回数:39 パーセンタイル:1.52(Physics, Fluids & Plasmas)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、現在、日欧間の幅広いアプローチ協定の基で工学実証・工学設計活動(EVEDA)フェーズにおける研究開発か進行中である。工学設計活動(EDA)は2013年夏、予定通りに終了し、IFMIF中間工学設計書(The IFMIF Intermediate Engineering Design Report: IIEDR)を刊行した。先行フェーズに比べ、多くの点で設計の改善が行われた。特に、超伝導加速器の概念により、ビームロスの低減と運転コストの低減が実現された。照射施設の設計においては、照射モジュールと放射線遮蔽構造体を分離することによって、照射試験の柔軟性、遠隔操作機器の信頼性の向上とコストの削減が実現された。刊行されたIFMIF中間工学設計書は、EVEDA事業が開始された2007年より実施されている工学実証活動(EVA)の成果を補完し、建設判断を行うに足る情報を提供する。またさらに、益々増す核融合分野からの要求に合致した次の目標を定める上での基礎となる。

論文

Measurement of cavitation in a downstream conduit of the liquid lithium target for international fusion materials irradiation facility

近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05

幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTLと略す)の工学実証活動が行われた。IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下、Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。ELTLにおける工学実証活動の主な目的は、IFMIFリチウムターゲットの流動条件を模擬し、実験的にリチウムターゲットの安定性を評価・実証することである。その実証活動の中で、Liターゲットの下流域にキャビテーション現象に類似した音の発生を確認した。そこで、本研究では、発生した騒音をAEセンサーにより計測し、周波数分析を行い、音の強さをキャビテーション係数により整理した。その結果、(1)400kHzまでの周波数成分と、(2)一定のキャビテーション数で強さの急増が認められ、発生した騒音はキャビテーションであると結論づけた。

論文

Crack growth behavior of F82H steel in the 288$$^{circ}$$C water

伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.73 - 78, 2015/03

き裂成長は、核融合の実証炉用構造材料を設計・評価する上で重要な機械的特性の一つであり、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の高中性子束テストモジュール(HFTM)にてき裂成長が評価されることになっている。本研究では、き裂成長に及ぼす試験片の寸法効果を避けるため、ほぼ標準サイズの試験片を用いて288$$^{circ}$$C水中におけるF82H鋼のき裂進展速度を評価した。試験片の破面を観察した結果、288$$^{circ}$$C水中ではなく室温大気中で疲労き裂が進展した領域でも、き裂が粒界を進展した結果の粒界割れ破面を得た。粒界割れ破面が得られる原因の一つは、F82H鋼の粒界に析出したクロム炭化物Cr$$_{23}$$C$$_{6}$$の影響と推測された。また、288$$^{circ}$$C水中で進展したように見えるき裂が観察された。き裂進展速度を保守的に評価した結果、き裂先端の応力場を示すパラメータの応力拡大係数30MPa $$sqrt[]{m}$$において、288$$^{circ}$$C水中のき裂進展速度7$$times$$10$$^{-11}$$m/sを得た。今後は、より系統的な試験の実施と共に、き裂が進展しないような表面処理等の工夫が必要であると考えられる。

論文

Effects of heat treatments and addition of minor elements of boron and nitrogen on mechanical properties and microstructures of reduced-activation ferritic/martensitic steel

若井 栄一; 安堂 正己; 大久保 成彰

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.104 - 112, 2015/03

核融合原型炉のための低放射化フェライト鋼は1980年代から開発が進められている。この鋼は核融合原型炉の第一壁や構造材料及びIFMIFのターゲットアセンブリやターゲット背面壁の第一候補材料となっている。本研究では、この鋼に関する2つの課題を調べた。その概略を以下に示す。(1)照射損傷を含む、低放射化フェライト鋼の微細組織や強度特性への初期熱処理は、核融合原型炉の設計に大変重要である。(2)この鋼の微細組織や強度特性へ及ぼすHeやH生成の効果は核融合原型炉の設計評価に本質的なものであり、我々はIFMIFのような核融合模擬照射環境下でこの鋼を調べ、評価をしなければならないと考えられる

論文

Effect of hydrogen on crack growth behavior in F82H steel using small-size specimen

伊藤 譲; 齋藤 正博*; 阿部 勝憲*; 若井 栄一

Small Specimen Test Techniques; 6th Volume (ASTM STP 1576), p.209 - 224, 2015/00

Crack growth is a one of the key mechanical properties of the design evaluation in fusion materials to be tested at the High Flux Test Module (HFTM) in IFMIF. In the IFMIF/EVEDA project under the BA agreement, effect of hydrogen on the crack growth in F82H steel was investigated by using the relatively small size specimen. The shape of an Wedge Opening Load (WOL) specimen is adapted as a miniaturized specimen because the loading mechanism of WOL specimen is relatively simple compared to that of the other notched specimen. The hydrogen charging process was conducted for about 600 hours in the electrolytic solution with the current density of -2 mA/cm$$^{2}$$ at 35$$^{circ}$$C. And then, the testing load, ${it K}$ = 30 MPa$$sqrt{m}$$, was applied to the specimen for about 337 hours at room temperature in air as the crack growth rate test. From these results, the small size specimen used in this study is thought to be adequate to evaluate the effect of hydrogen on the crack behavior in F82H steel.

論文

Current status of the technology development on lithium safety handling under IFMIF/EVEDA

古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一; 飯島 稔; 大高 雅彦; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(12), p.2902 - 2909, 2014/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

核融合炉-DEMOで適用が計画されている候補材料の照射試験のために、幅広いアプローチ活動の下で、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学設計・工学実証活動(EVEDA)が進められている。IFMIFターゲット施設の日本側の主要な活動は、世界最大級のリチウムループである「EVEDAリチウム試験ループ(ELTL)」を用いた工学実証である。このELTLの設計・制作と並行して、リチウム安全取扱いに関する技術確立に向けた研究が、IFMIF-EVEDAの下で関連技術の一つとして2008年より開始された。この研究では、リチウムの化学反応に関する実験、リチウム燃焼に関する実験、リチウム中不純物の化学分析技術の確立及び先進型リチウム漏えい検出器の開発を行った。本報告では、これら研究成果の現状について述べる。

論文

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250$$^{circ}$$C、約10$$^{-3}$$Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

論文

The Start-up and observation of the Li target in the EVEDA Li test loop

近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; Groeschel, F.*; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1688 - 1693, 2014/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Nuclear Science & Technology)

幅広いアプローチ活動の一つである国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)の枠組みの中で、EVEDAリチウム試験ループ(以下ELTLと略す)の試験が進められている。ELTLでは、IFMIFのリチウムターゲットの流動条件が模擬でき、実験的にリチウムターゲットの安定性が評価される計画である。本研究では、正圧(0.117MPa)及び低真空(373Pa)の圧力条件下で、流速20m/sまでのリチウムターゲットの流動を画像観察した。その際のリチウム温度は300$$^{circ}$$Cに設定した。観察対象としては、(1)デジタルスティルカメラの長時間露光による平均形状の観察、(2)高速度ビデオカメラによる時間変動現象の観察、の2種類を実施した。その結果、流路側壁部分から発生する波を除き、ターゲットの時間平均形状はほぼ平滑であることがわかった。その際、圧力による違いは観察されなかった。また、高速度カメラによる観察の結果、ターゲット表面には進行波が発生し、進行波の代表的な波長は流れ方向に変化していくことが明らかになった。これらの画像観察の結果をもとに、今後実施するターゲット厚み及び発生する波の光学計測の結果を評価する計画である。

論文

Evaluation of applicability of laser-based distance meter to measure Li-jet thickness for IFMIF/EVEDA project

金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1642 - 1647, 2014/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:18.68(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)で実施している液体リチウム(Li)ターゲットの開発では、厚さ25mmの流れの安定性評価が重要であるため、その厚みを0.1mmの精度で計測することが必要である。この精度を満たす有望な計測器として、レーザー入射光とその反射光との干渉効果を用いて距離を計測する手法の適用可能性を調べた。通常計測対象とする拡散体とは異なり、液体Li表面は鏡面体でかつ湾曲した面であるため、実測に基づく評価を実施した。実験は、厚み10mmのLi噴流を生成可能な大阪大学Liループにて、流速10$$sim$$15m/s、雰囲気圧力0.12MPa(Ar)、Li温度300$$^{circ}$$C、サンプリング周波数500kHzの条件で実施した。本計測器が適用可能か否かは、Li液面計測の精度結果から評価した。液面変位を正弦波と仮定した場合、流速10$$sim$$15m/sの条件ではサンプリング周期2$$mu$$sの間に液面の変位量は1$$mu$$mにも満たず平面と仮定できる。したがって計測精度は、2$$mu$$sごとの厚み変位量を統計処理して得たヒストグラムの標準偏差として定義した。実験の結果、精度は9$$mu$$mであり、本機器は高精度で液体Li表面の測定に適用可能だとわかった。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:51.53(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

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