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竹内 浩; 杉本 昌義; 中村 博雄; 湯谷 順明*; 井田 瑞穂*; 實川 資朗; 近藤 達男; 松田 慎三郎; 松井 秀樹*; Shannon, T. E.*; et al.
Fusion Energy 2000 (CD-ROM), 5 Pages, 2001/00
本論文は、FPCCの要請に基づき作成したIFMIFの段階的建設計画を基本とする建設コストの削減と平準化に関するものである。全コストは、当初の目標を減じることなく、概念設計時の全コストから約40%減の487.8Mドルに合理化された。段階的建設は、核融合炉開発と整合させた3段階の開発整備計画とし、第一段階の建設コストは、概念設計時の全コストの62%減となり、303.6Mドルで実現できることを示した。なお、第一段階では、50mAの運転による照射試験によりITER増殖ブランケット材料の選定を行い、第二段階では125mAに増力して原型炉設計のための工学データの取得を行う。また、第三段階では加速器の2台に増設し250mAの運転により原型炉材料の寿命評価のための100-200dpaの工学データの取得を行い、当初の目的を達成する。
Ehrlich, K.*; Bloom, E. E.*; 近藤 達男
Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.79 - 88, 2000/12
被引用回数：86 パーセンタイル：97.79(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉材料開発20年を経た時点で実験炉,実証炉の段階に合わせた材料開発のあり方を国際ワークショップ(平成10年10月、デンマーク)で論じた結果を踏まえてまとめたものである。第1章では核融合開発における材料研究の意義と役割、第2章では材料に要求される課題の解決と開発目標、第3章は開発上の問題点と実現性の考察、第4章では具体的な候補材料についての開発戦略とそれらの評価,選択、第5章は開発の鍵をにぎる強力中性子源施設の建設実現の戦略と材料開発の整合、第6章はこれらの活動の基盤となる国際協力の進め方、そして結論から成っている。本報告はICFRM-9の招待講演に指名されている。
勝田 博司; 野田 健治; 加藤 義夫; 杉本 昌義; 前川 洋; 小西 哲之; 中村 秀夫; 井田 瑞穂*; 大山 幸夫; 實川 資朗; et al.
日本原子力学会誌, 40(3), p.162 - 191, 1998/00
核融合炉材料の開発には、核融合炉条件下における中性子照射挙動を調べることが不可欠であるが、核融合炉条件を模擬できる高エネルギー中性子照射施設は現存しない。そこで、国際エネルギー機関(IEA)が日・米・欧・露の4極に呼びかけて、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の検討が4極の共同で始められた。予備検討を経て、1995年に開始された概念設計活動が1997年に一応の区切りを迎えたので、この機会に、IFMIF設計活動の現状と今後の展望についてまとめ、紹介したものである。
塚田 隆; 三輪 幸夫; 中島 甫; 近藤 達男*
Proc. of 8th Int. Symp. on Environ. Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, 2, p.795 - 802, 1997/00
照射有機応力腐食割れ(IASCC)に対する合金元素の影響を明らかにするため、高純度の316型ステンレス鋼をベースにし、そこへC、Si、P、S、Tiを添加したモデル合金を溶製した。これらの合金から作製した試験片をJRR-3にて、513Kで6.7
10
n/m
まで中性子照射し、その後ホットラボにて高温水中応力腐食割れ試験を実施した。また、同時に照射した透過電子顕微鏡試料を用いて、照射損傷組織のミクロ観察を行った。各合金の照射後の応力腐食割れ感受性の比較により、Moの添加はIASCC発生の抑制に大きな効果のあること、一方Sの添加は既に304型ステンレス鋼の試験でも明らかにしたようにIASCC感受性を高め有害であることが分かった。ミクロ組織観察の結果からは、転位ループの形成と成長はC及びSiの添加の影響を受けること、ミクロ組織と照射硬化挙動に良い対応のあること等が知られた。
C
/MC炭化物の関係小川 豊*; 倉田 有司; 門馬 義雄*; 芳須 弘*; 鈴木 富男; 近藤 達男*
鉄と鋼, 83(5), p.43 - 48, 1997/00
800,900,1000
Cで長時間クリープ試験を行ったハステロイXRについて、破断モード及びそれと炭化物の関係を検討した。クラックは800C及び900Cの短時間側ではくさび型、900Cの長時間側ではキャビティ型である。1000Cでは、キャビティ型が主体であるが、部分的にはラプチャー型の破断もある。破断時間の応力指数は、800Cで5.7,1000Cで3.4であり、900Cでは5.9から3.3に変化する。900C,1000Cの析出物はCrを主体とするMC型炭化物とMoを主体とするMC型炭化物であり、800Cではこの2相の中間組成を含む3相が共存する。原子炉近似ヘリウム中と大気中の破断材を比較すると、大気中における酸化の激しい破断部を除けば、両者でクラック及び炭化物に違いはみられない。
倉田 有司; 小川 豊*; 鈴木 富男; 新藤 雅美; 中島 甫; 近藤 達男*
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1108 - 1117, 1995/11
被引用回数：3 パーセンタイル：36.71(Nuclear Science & Technology)800、900及び1000Cの高温ガス炉近似ヘリウム中でハステロイXRのクリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果は、破断寿命、破断延性、定常クリープ速度のようなクリープ特性の著しい劣化を示さなかった。長時間試験により得られたクリープ破断強度は、HTTRの設計クリープ破断応力強さ(S
)を十分上回っていた。定常クリープ速度の応力依存性をNorton式で表したとき、応力指数の値は4.5~5.7であった。破断寿命はLarson-Millerパラメータにより十分な精度で評価することができた。破断した試料の炭素分析は浸炭が破断部近傍に限定されていることを示した。表面クラックの先端は鈍化しており、その深さは100~200
mであった。内部に形成したクラックは応力軸に垂直で引張応力のかかる粒界上で成長した析出物付近で発生していた。
倉田 有司; 小川 豊*; 鈴木 富男; 新藤 雅美; 中島 甫; 近藤 達男*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 36(2), p.149 - 156, 1995/07
高温ガス炉近似ヘリウム中、800、900及び1000CでハステロイXRの長時間クリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果は、長時間側においてもクリープ特性の著しい劣化を示さず、クリープ破断応力はHTTRの材料強度基準の設計破断応力の強さを十分上回っていた。破断寿命は、Larson-Millerパラメータを使って十分な精度で評価することができた。定常クリープ速度の応力指数は4.5~5.7であり、支配的なクリーププロセスは転位クリープであると判断される。ハステロイXRは高温ガス炉近似ヘリウム中で浸炭するが、長時間試験においてもクリープ破断特性の著しい劣化は認められなかった。長時間クリープ中に析出物は粗大化し、MC型炭化物と考えられるMo-rich析出物とMC炭化物と考えられるCr-rich析出物が共存した。
倉田 有司; 小川 豊*; 鈴木 富男; 新藤 雅美; 中島 甫; 近藤 達男*
JAERI-Research 95-037, 42 Pages, 1995/06
JAERI-Research-95-037.pdf:2.04MB
800、900及び1000Cの高温ガス炉の近似ヘリウム中でハステロイXRのクリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果はクリープ特性の著しい劣化を示さず、クリープ破断強度は高温工学試験研究炉の設計クリープ破断応力強さ(S)に対応する強度水準を十分上回っていた。定常クリープ速度の応力依存性をNorton式で表したとき、応力指数の値は4.5~5.7であり、支配的な変形機構は転位ループであると判断された。破断寿命はLarson-Millerパラメータにより十分な精度で評価することができた。破断した試料の炭素分析は浸炭が破断部近傍に制限されることを示した。内部に形成したクラックは応力軸に垂直な粒界で成長した析出物付近で発生した。電子線マイクロアナライザーによる分析により、Moに富んだ析出物とCrに富んだ析出物が共存していることがわかった。
小川 豊*; 倉田 有司; 鈴木 富男; 中島 甫; 近藤 達男
日本原子力学会誌, 36(10), p.967 - 975, 1994/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉ヘリウム雰囲気での耐食性を改良したハステロイXRについて、1073,1173及び1273Kの高温ガス炉近似ヘリウム中でクリープ破断試験を実施した。試験には、ヘリウムガスの純度管理を特に考慮して作成したテストセクション及びモアレ縞を利用した変位測定装置を備えたヘリウム中クリープ試験機を使用した。得られた結果の要約は以下のとおりである。1万時間までの結果では長時間側でもクリープ特性の劣化は認められなかった。ASMEのCode Case N-47の時間依存性設計許容応力(St)は1%全ひずみ到達応力に支配される。浸炭は破断部のみで認められた。試料の表面クラック先端は鈍化していて内部にまで進展した形跡はない。内部のクラックは引張応力下の粒界析出物とマトリックスの界面から発生している。1273Kではクリープ破断材に再結晶組織が認められた。クリープ変形により引張応力下の粒界析出物は粗大化する。
辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男
Proc. of the 5th Conf. on Materials for Advanced Power Engineering,Part I, 0, p.939 - 948, 1994/00
原子炉出口冷却材温度1000C級の高温ガス炉の開発に備えて、その高温部構造用材料としてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発を進めてきた。開発プログラムの第1段階では基本となるNi-Cr-W組成比の最適値がNi-18~19mass%Cr-20~22mass%Wであるとの結論を得た。第2段階では、最適Ni-Cr-W組成比合金の熱間加工性、引張特性、時効特性、大気中クリープ破断特性及びHTGRヘリウム中耐食性に及ぼす微量添加元素の効果を系統的に調べ、得られた特性と成分元素量の間の関係に関する重回帰分析を行い、最適化学組成を提案した。開発プログラムは、現在3段階にあり、最適化学組成を有する合金を工業規模(2000kg)で溶製し、原子炉の熱交換器用伝熱管を想定した継ぎ目無し管の試作を行った。その結果、ここで開発中の新合金は、熱間加工性、冷間加工性ともに継ぎ目無し管の製造が可能な特性を有していることが確認された。
近藤 達男; 菱沼 章道; 野田 健治; 衛藤 基邦; 辻 宏和; 中島 甫; 木内 清; 大野 英雄; 小川 徹; 大道 英樹; et al.
原子力工業, 39(8), p.1 - 80, 1993/08
来世紀に向けた新しい原子力システムには、材料はその実現の鍵の一つと考えている。本論文は原研の材料研究のうち、基盤技術研究のカテゴリーの活動成果及び今後の方向をまとめたものである。I.原子力材料基盤強化のための材料研究。II.新型原子炉材料研究の最前線(1)核融合,(2)高温ガス炉。III.原子力プラント材料耐久性挙動の予測とデータベース。IV.新しい素材設計と物質探索。V.エネルギービームを利用した機能性材料の開発。VI.原子力システム環境対応耐久性新素材の開発。VII.新しい材料照射試験施設と材料試験技術開発。(1)照射試験施設,(2)材料試験技術開発
辻 宏和; 横山 憲夫*; 中島 甫; 近藤 達男
JAERI-M 93-078, 42 Pages, 1993/05
材料応用工学研究室で整備を進めている原子力材料総合データベース(JAERI Material Performance Database;JMPD)に格納されている原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データの統計解析を行い、
K(応力拡大係数範囲)増加型の疲労き裂成長試験で得た速度データとK一定型の疲労き裂成長試験で得た速度データのばらつき、再現性を比較した。その結果、データのばらつき、再現性といった観点からは、K一定型の疲労き裂成長試験の方が好ましいこと、またその傾向は、大気中のデータよりも軽水炉一次冷却水近似環境中のデータにおいて、より顕著であることが分かった。
辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男
JAERI-M 92-215, p.584 - 598, 1993/01
原子炉出口冷却材温度1000C級の高温ガス炉の開発に備えて、その高温部構造用材料としてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発を進めてきた。開発プログラムの第1段階では、基本となるNi-Cr-W組成比の最適値がNi-18~19mass%Cr-20~22mass%Wであるとの結論を得た。第2段階では、最適Ni-Cr-W組成比合金の熱間加工性、引張特性、時効特性、大気中クリープ破断特性及びHTGRヘリウム中耐食性に及ぼす微量添加元素の効果を系統的に調べ、最適化学組成を提案した。開発プログラムは、現在第3段階にあり、最適化学組成を有する合金を工業規模(2000kg)で溶製し、原子炉の熱交換器用伝熱管を想定した継ぎ目無し管の試作を行った。その結果、ここで開発中の新合金は、熱間加工性、冷間加工性ともに継ぎ目無し管の製造が可能な特性を有していることが確認された。引き続いて、本合金の溶接用溶加材の開発に取り組む予定である。
近藤 達男; 大野 英雄; R.A.Jameson*; J.A.Hassberger*
Fusion Engineering and Design, 22, p.117 - 127, 1993/00
被引用回数：6 パーセンタイル：55.97(Nuclear Science & Technology)現在検討が進められている核融合炉材料研究用高エネルギー強力中性子照射施設について、技術的実現性ならびに材料研究適応性の観点から、早期実現可能性の高い
-Liストリッピング反応型中性子源について、加速器系技術、ターゲット系技術、実験系技術等に関する研究開発の現状ならびにR&D項目を概観する。また、核融合炉開発における材料研究の位置づけ、ならびに材料開発戦略についても言及する。
K control modes辻 宏和; 横山 憲夫; 中島 甫; 近藤 達男
Journal of Nuclear Materials, 202, p.79 - 86, 1993/00
被引用回数：1 パーセンタイル：18.76(Materials Science, Multidisciplinary)材料応用工学研究室で整備を進めている原子力材料総合データベースJMPDに格納されている原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データの統計解析を行い、K(応力拡大係数範囲)増加型の疲労き裂成長試験で得た速度データとK一定型の疲労き裂成長試験で得た速度データのばらつき、再現性を比較した。その結果、データのばらつき、再現性といった観点からは、K一定型の疲労き裂成長試験の方が好ましいこと、またその傾向は、大気中のデータよりも軽水炉一次冷却水近似環境中のデータにおいて、より顕著であることがわかった。
辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男
Proc. of the 2nd ASME/JSME Nuclear Engineering Joint Conf., 1993,Vol. 2, p.167 - 172, 1993/00
原子炉出口冷却材温度1000C級の高温ガス炉の開発に備えて、その高温部構造用材料としてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発を進めてきた。開発プログラムの第1段階では、基本となるNi-Cr-W組成比の最適値がNi-18~19mass%Cr-20~22mass%Wであるとの結論を得た。第2段階では、最適Ni-Cr-W組成比合金の熱間加工性、引張特性、時効特性、大気中クリープ破断特性及びHTGRヘリウム中耐食性に及ぼす微量添加元素の効果を系統的に調べ、得られた特性と成分元素量の間の関係に関する重回帰分析を行い、最適化学組成を提案した。開発プログラムは、現在第3段階にあり、最適化学組成を有する合金を工業規模(2000kg)で溶製し、原子炉の熱交換器用伝熱管を想定した継ぎ目無し管の試作を行った。その結果、ここで開発中の新合金は、熱間加工性、冷間加工性ともに継ぎ目無し管の製造が可能な特性を有していることが確認された。
辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男
Proc. of the Int. Conf. on Computer-assisted Materials Design and Process Simulation, p.398 - 403, 1993/00
原子炉出口冷却材温度1000C級の高温ガス炉の開発に備えて、その高温部構造用材料としてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発を進めてきた。開発プログラムの第1段階では、基本となるNi-Cr-W組成比の最適値がNi-18~19mass%Cr-20~22mass%Wであるとの結論を得た。第2段階では、最適Ni-Cr-W組成比合金の熱間加工性、引張特性、時効特性、大気中クリープ破断特性及びHTGRヘリウム中耐食性に及ぼす微量添加元素の効果を系統的に調べ、得られた特性と成分元素量の間の関係に関する重回帰分析を行った。その結果、重回帰分析による特性予測が可能であることが分かり、重回帰分析結果に基づいて化学組成の最適化を図ることができた。
中島 甫; 近藤 達男
原産セミナ-「高温ガス炉開発と熱利用技術の展望」, p.1 - 12, 1992/02
HTTRを例として、高温ガス炉に使用される金属材料の種類、使用条件および材料選定の根拠を解説した。耐圧部構造材料では21/4Cr-1Mo鋼をHTTRに適用するに際して実施した低Si高純度鋼の長期耐久性を評価するための研究開発を紹介することに主力をおいた。一方、高温部構造材料では、ハステロイXRを開発するに至った経緯を紹介するとともに、新たに開発した当該材料を原子炉に適用するまでに実施した研究開発に言及した。
大野 英雄; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 野田 健治; 近藤 達男
日本原子力学会誌, 34(1), p.33 - 40, 1992/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)材料の中性子照射研究の新展開による基盤の強化と核融合炉材料開発の進展とを念頭に、重陽子加速器をベースとするエネルギー選択型中性子照射試験施設(ESNIT:Energy Selective Neutron Irradiation Test Facility)の構想と技術検討の現状を要約した。本稿では、ESNITの概念、重陽子加速器システムならびに液体金属Liターゲットシステムの技術的検討、ESNITを用いる材料研究とその特徴などについてまとめた。
塚田 隆; 新藤 雅美; 鈴木 富男; 中島 甫; 近藤 達男
High Temperature Corrosion of Advanced Materials and Protective Coatings, p.233 - 242, 1992/00
高温ガス炉の高温部構造材料として原研が開発を行なったハステロイXR合金について、そのヘリウム中耐食性の改良方法及び腐食挙動の研究結果をレヴュー形式で報告する。ハステロイXRは、ハステロイXの不純ヘリウムとの両立性を高めるためにMn、Si、Al及びTiの含有量を調整した合金である。ヘリウム中耐久性試験のひとつとして、高温ガス炉1次系冷却材を近似した不純物ガス(H
、CO、CO、CH
、HO)を含むヘリウム中において、長時間にわたる腐食試験を実施した。その結果、ハステロイXRの耐食性は合金表面に形成されるMnCrOスピネル酸化物により向上し、この皮膜は1000C、10000時間を越える熱サイクル腐食試験の後も安定に存在し、ハステロイXに比べ優れたヘリウム中耐食性を示すことが分かった。
