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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:28.72(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

Development of small specimen test techniques for the IFMIF test cell

若井 栄一; Kim, B. J.; 野澤 貴史; 菊地 孝行; 平野 美智子*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 横峯 健彦*; 吉田 崇英*; 野上 修平*; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 6 Pages, 2013/03

Recent progress of small specimen test technique and the engineering design and engineering validation tests of high flux test module (HFTM) for the IFMIF test cell is mainly summarized and evaluated in the IFMIF/EVEDA (Engineering validation and engineering design activities) projects under Broader Approach Agreement between EURATOM and Japan. Effects of specimen size on mechanical properties such as impact properties and ductile-to-brittle transition temperature are known to occur in ferritic/martensitic steels, and some parts of them have been prepared in the guideline and standard of mechanical tests by ASTM-international and ISO. However, our research of ferritic/martensitic steel F82H showed that it did not match with our data, i.e., master curve method for fracture in ductile-to-brittle transition behaviour of F82H steel. Accordingly, we need to modify and develop these standards for the tests including small size specimens of fusion materials in IFMIF. Also, some designs were prepared in the design of HFTM.

論文

Design plan and requirement of test module and testing items in IFMIF

若井 栄一; 山本 道好; Molla, J.*; 横峯 健彦*; 野上 修平*

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.712 - 715, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.14(Nuclear Science & Technology)

核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の現フェーズにおける主目的は、IFMIF内の各施設を完全に統合した工学設計書を作成することである。IFMIFの役割は、原型炉や将来炉のライセンスのために要求される設計データベースを作成することにあり、これは高,中,低の中性子領域の試験モジュールでの材料試験データから得られる。また、微小試験片による評価では微小試験片試験技術の開発とガイドラインが同様に必要となる。本論文はIFMIFでのこれらの試験モジュールと試験項目に対して設計計画と要件についてまとめた。

論文

Small specimen test technology and methodology of IFMIF/EVEDA and the further subjects

若井 栄一; 野上 修平*; 笠田 竜太*; 伊藤 譲*; 高田 文樹; 他6名*

Journal of Nuclear Materials, 417, p.1325 - 1330, 2011/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:18.15(Materials Science, Multidisciplinary)

About one thousands of small size specimens will be irradiated in the High Flux Test Module (HFTM) in a limited volume of 0.5 liter in the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF). It is necessary to verify that the experimental data of these small specimens about mechanical characterization can be safely extrapolated to standard specimens data, enabling a sound dimensioning of DEMO reactor. The program of Small Size Test Technique (SSTT) in IFMIF/EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) phase for fatigue, fracture toughness and crack growth measurement is summarized, and recent progress and some analysis of the experiments have performed for small size specimens.

論文

Status of Japanese design and validation activities of test facilities in IFMIF/EVEDA

若井 栄一; 菊地 孝行; 小河原 貴史; 木村 晴行; 横峯 健彦*; 木村 晃彦*; 野上 修平*; 栗下 裕明*; 齋藤 正博*; 西村 新*; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/03

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証と工学設計活動(EVEDA)の日本の試験施設系活動は照射後試験(PIE)施設の工学設計,微小試験片試験技術と高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学設計の3テーマがあり、本研究ではこの最近の進捗状況をまとめたものである。PIE施設の工学設計においては各種作業プロセスの機能性解析を行い、照射後試験施設のレイアウト図を作成した後、2次元と3次元の設計モデルを作成した。HFTMの工学設計では、本ヒーター材料としてW-3Re合金とSiC/SiC複合材料の2種類を選択したが、これは高温材料であること、また、製作技術を考慮するとともに、熱衝撃耐性,高温での再結晶化,延性,照射劣化耐性や低放射化材料のような適正な特性を持つ材料であるからである。一方、微小試験片試験技術においては、10mm角程度の微小な破壊靭性試験片を試験できるように装置を設計し、高精度に変位と荷重を制御できる装置を開発した。

論文

Effect of simultaneous ion irradiation on microstructural change of SiC/SiC composites at high temperature

田口 富嗣; 若井 栄一; 井川 直樹; 野上 修平*; Snead, L. L.*; 長谷川 晃*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1135 - 1140, 2002/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:29.36(Materials Science, Multidisciplinary)

SiC/SiC複合材料は、低放射化であるという特徴により、核融合炉の構造材料の候補材のひとつである。核融合環境下では、SiC中にHeやHという核変換ガス元素が生成する。これらの核変換ガス元素とはじき出し損傷が、SiC複合材料の組織及び形状安定性に及ぼす重畳効果は、1000$$^{circ}C$$以上の高温領域では検討されていない。そこで本研究では、化学両論比がほぼ1である先進SiC繊維(2種類:Hi-Nicalon Type S及びTyranno SA)を用いて、熱傾斜化学蒸着浸透法により作製した2種類のSiC/SiC複合材料の組織及び形状安定性に及ぼす、He,H及びSiの3種類のイオンの同時照射の影響を検討した。その結果、どちらの試料のSiCマトリクスでも、Heバブルが形成されていた。一方、SiC繊維では、Hi-Nicalon Type Sでは、Heバブルは形成されていたが、Tyranno SAでは、形成されていなかった。これは、Tyranno SAには、不純物として2wt%のAlが存在しているため、これが、注入されたHeやキャビティーの移動度を低下させたためと考えられる。また、これまでの材料で問題であった、繊維とマトリクスの界面での剥離は、本試料では観察されなかった。これは、先進SiC繊維の照射に対する優れた形状安定性のためである。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発; 照射損傷指標と損傷進行監視技術の研究開発

若井 栄一; 高田 文樹; 高屋 茂; 加藤 章一; 北澤 真一; 大久保 成彰; 鈴土 知明; 藤井 貴美夫; 吉武 庸光; 加治 芳行; et al.

no journal, , 

次世代炉設計の自由度を上げるために新しい評価指標として照射損傷パラメータを検討し、長寿命プラント炉の候補構造材料(SUS304, 316FR, 12Cr(P122)鋼)を対象に照射損傷管理技術を開発することを目的とした。材料強度特性に関する既存データと取得データ,微細組織観察結果及び計算科学による結果を解析したところ、材料強度特性は弾き出し損傷量(dpa)に強く依存して変化するとともに、He量やHe/dpa比にも依存して変化する傾向があることがわかった。また、照射損傷指標の評価に必要な微小試験片用のクリープ試験及びクリープ疲労試験装置の開発を行うとともに、照射損傷進行を適切に把握するための非破壊評価として磁気応答特性の変化及び表面弾性波応答変化を調べ、その有効性を示すことができた。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,6; 実炉中性子照射及びサイクロトロンHe注入等による照射損傷指標の評価

若井 栄一; 高田 文樹; 加藤 佳明; 加藤 章一; 平出 哲也; 高屋 茂; 松井 義典; 藤井 貴美夫; 青砥 紀身; 野上 修平*; et al.

no journal, , 

長寿命次世代炉の候補構造材料を対象に、照射環境効果を取り入れた設計評価手法に適用できる照射損傷評価指標(弾き出し損傷,He生成量など)の開発を進めている。機械的特性の劣化の進行と照射損傷指標との相関性を明らかにするため、受け入れ材,熱時効材(約550$$^{circ}$$Cにて1,000h, 2,000h)及び、弾き出し損傷やHe生成量等をパラメータにした実炉照射材(JRR-3単独照射,常陽単独照射,JRR-3と常陽の組合せ照射)について硬さ試験,引張試験及びクリープ試験に関するデータを取得した。また、一定温度(約550$$^{circ}$$C)下でサイクロトロンによるHe注入した試料の強度試験と微細組織構造分析等によるデータを併せて取得した。実炉照射材の硬さ及び引張試験の解析結果から、弾きだし損傷量は有望な損傷指標であることがわかった。また、クリープ強度特性では、非照射材と照射材の寿命比に関して、弾き出し損傷量,He生成量及び両者の比が重要な損傷指標であることを示すことができた。さらにサイクロトロン照射材の解析から、照射損傷進行を適切に把握するうえで、He量は1つの有効な損傷指標となりうることを併せて示すことができた。

口頭

IFMIF/EVEDA事業のテストセル系テーマにおける日本チームの活動状況

若井 栄一; 小河原 貴史; 菊地 孝行; 山本 道好; Molla, J.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; Kim, B.*; 野上 修平*; 長谷川 晃*; et al.

no journal, , 

日欧国際協力下で2007年から実施している幅広いアプローチ(BA)活動の1つに、国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)がある。IFMIFはD-T核融合反応で発生する中性子を40MeVの重水素とリチウムとの反応過程で模擬する加速器施設,リチウムループ施設、及び試験施設からなっており、核融合原型炉実現のために必要とされる材料照射データの取得を目的とした施設である。この試験施設系テーマの中で、微小試験片試験技術(SSTT),高中性子束領域試験モジュール(HFTM)の工学実証と工学設計,照射後試験(PIE)施設の工学設計の3つを日本側が担当している。SSTTではF82H鋼の疲労試験,破壊靭性試験、及びき裂成長速度測定試験について試験片のサイズ効果や形状効果及び試験技術評価を進めていて、HFTMでは約1000$$^{circ}$$Cまでの核融合材料を照射できるようにHe冷却システムを採用し、その実証試験と設計を行っている。また、PIE施設設計では核融合原型炉用設計データを提供するためIFMIFで照射された材料やブランケットシステム等の試験を実施できるように、施設設計のベースラインを検討して適切な工学設計評価を進めている。

口頭

Fusion neutron effects; Estimation using ion irradiation technique

濱口 大; 安堂 正己; 谷川 博康; 笠田 竜太*; 野上 修平*; 阿部 弘亨*; 橋本 直幸*

no journal, , 

イオン照射法は、原型炉ブランケット構造材料における核融合中性子照射効果を予測する手法として有効であり、照射温度や照射量の精度,自由度が高く、He効果といった核融合特有の問題への対応も可能である。一方、照射領域が照射表面から極めて浅い領域に限られるという欠点を有する。このような制限のなかで、これまで核融合照射効果予測手法の確立に向け、BA活動における日本の活動としてあげた成果について報告する。

口頭

強力中性子源用リチウムターゲット系と試験設備系施設の研究開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 菊地 孝行; 伊藤 譲*; 帆足 英二*; 吉橋 幸子*; 堀池 寛*; et al.

no journal, , 

核融合原型炉開発のための幅広いアプローチ活動の中で国際核融合炉材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)は2007年中旬から実施した。IFMIFは加速器施設、Liターゲット施設、試験設備施設、照射後試験施設などから構成する。本研究発表ではLiターゲット施設と試験設備施設を主とした研究開発において、国内の協力体制の下、日本が担当した一連の工学実証試験や工学設計を良好な結果を得て完遂した成果内容を報告する。本成果はIFMIFなどの核融合用強力中性子源施設の実現に向けた飛躍的な技術進歩であり、日欧国際協力における成果として核融合研究開発に大きく貢献したものである。

口頭

Effect of neutron irradiation on rhenium cluster formation in tungsten and tungsten rhenium alloys and Introduction of the research for aging management of JAEA

Hwang, T.; 長谷川 晃*; 戸村 恵子*; 海老澤 直樹*; 外山 健*; 永井 康介*; 福田 誠*; 宮澤 健*; 田中 照也*; 野上 修平*

no journal, , 

To clarify the irradiation hardening behavior of neutron-irradiated tungsten(W), the formation behavior of rhenium(Re)-enriched cluster and W-Re precipitation with displacement damage in fission reactors environment was investigated by the atom probe tomography (APT) technique, and the results obtained by APT and microstructural observation by transmission electron microscopy (TEM) were compared. The samples were irradiated to 0.96 dpa at 538$$^{circ}$$C in a fast experimental reactor Joyo, and irradiated to 0.90 dpa at 500$$^{circ}$$C in a mixed spectrum reactor HFIR. The chemical compositions of the matrix, Re clusters, and precipitates were determined by the AP analysis. The Joyo-irradiated samples contained lower levels of transmuted Re and Os, while the HFIR-irradiated samples contained higher levels of Re and Os. The Re-enriched clusters demonstrated characteristic spatial distribution related to defect cluster distribution in each irradiated specimen.

口頭

オーステナイトステンレス鋼とフェライト鋼の照射損傷組織と強度特性に及ぼすDPAとHe生成量の効果

若井 栄一; 高屋 茂; 永江 勇二; 鈴土 知明; 平出 哲也; 松井 義典; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 阿部 弘亨*; 岩井 岳夫*; et al.

no journal, , 

オーステナイト鋼やフェライト鋼は様々な原子力材料や加速器ターゲット材料等に使用されている。これらの材料は照射によって微細組織や強度特性が変化し、DPAやHe生成量による影響を受けることが知られている。本研究は様々な照射手法を用いDPAとHe生成量に関する引張、クリープ特性等の変化を明らかにすることを目的とした。本研究の供用材には、316鋼, ボロン添加した316鋼, 304鋼、及びHCM12A鋼を用いた。500$$^{circ}$$Cから600$$^{circ}$$Cの温度領域で原子炉照射にJOYOとJRR-3Mの照射、東北大学サイクロトロンによるHe注入、東京大学HITイオン照射などを実施した。DPAの増加に伴って照射硬化量が増加し、He生成量の増加に伴い、その割合が増える傾向にあった。He量の増加に伴い、その寿命が低下すると共に、DPA増加によってもその低下が大きくなることが分かった。He生成量が増えた材料の破面では粒界割れの発生が見られた。一方、照射組織に関してはサイクロトロンでHe注入したこれらの鋼で空孔型クラスターに対するミクロ組織と陽電子寿命測定の結果では、フェライト鋼の方がより大きなクラスターが存在する正の相関を示す結果を得た。

口頭

オーステナイトステンレス鋼とフェライト鋼の照射損傷組織等に及ぼすDPAとHe生成量の効果

若井 栄一; 高屋 茂; 永江 勇二; 平出 哲也; 松井 義典; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 青砥 紀身

no journal, , 

オーステナイトステンレス鋼とフェライト鋼における照射損傷組織等に及ぼすDPAとHe生成量の効果を調べるため、JRR-3M炉照射、及びサイクロトロンによるHe注入などを実施し、HeとDPAが照射損傷組織などに及ぼす影響について、TEM法や陽電子消滅寿命測定法(PALS)により定性的な挙動変化を調べた。その結果、316FR鋼ではHe注入量の増加に伴って30appm以上の注入材において陽電子消滅寿命がかなり増加する傾向にあり、TEMで観察したキャビティの形成と強い相関を持つことが分かった。一方、HCM12A鋼では、低いHe注入量領域でも陽電子寿命が増加した。また、JRR-3照射した316FR鋼では、約10nmのキャビティが粒内に観察され、陽電子消滅寿命がやや増加することが分かった。

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