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-iron平山 真太郎*; 佐藤 紘一*; 加藤 太治*; 岩切 宏友*; 山口 正剛; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101179_1 - 101179_9, 2022/06
被引用回数：3 パーセンタイル：68.71(Nuclear Science & Technology)一軸引張歪下での鉄の空孔あるいは空孔-炭素複合体への水素結合エネルギーを密度汎関数法を用いて計算した。歪による結合エネルギー変化と水素原子トラップ数の変化について考察した。
石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03
幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。
渡辺 淑之; 岩切 宏友*; 村吉 範彦*; 加藤 太治*; 谷川 博康
Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1205086_1 - 1205086_2, 2015/12
材料中の水素は、格子欠陥(転位,欠陥集合体,析出物,粒界など)と強く相互作用して材料の特性・形状変化を促進させることが懸念されているが、そのメカニズムについてはいまだ十分に明らかになっていない。本発表の内容は、F82H鋼の主要析出物であるクロム炭化物(Cr
C
)を対象とし、同炭化物中の水素の存在状態を電子論的に評価した内容をまとめたものである。解析より、同炭化物中の水素原子の安定構造はCrに囲まれた三方両錐体中心位置であり、各原子の電荷に起因した構造であることを明らかにした。また、算出された水素の形成エネルギーは-0.48eV(発熱型反応)であった。ここで、純鉄中の水素原子の形成エネルギーが+0.25eV(吸熱型反応)であることから、F82H鋼中において水素原子は、Feベースの母相よりもCrCベースの析出物に捕獲されている方がよりエネルギー的に有利である可能性が示唆された。これらの知見は、照射下材料の水素効果を予測するための要素技術開発に重要となる。
渡辺 淑之; 森下 和功*; 濱口 大; 谷川 博康
no journal, ,
原型炉の材料設計や寿命評価を精度よく行うためには、材料試験炉やイオン加速器などの既存の代替照射場における材料照射データをもとに核融合環境下における材料挙動を理論的に記述するための方法論の開発が必要である。そのためには、照射による材料の振る舞い(照射下材料挙動)をその時間的・空間的マルチスケール性を十分に踏まえ記述するとともに、計算機シミュレーションによる評価が不可欠である。本発表の内容は、BA-DEMO R&D活動の一環として、金属やセラミクス材料中の照射によるミクロ構造変化、特に欠陥集合体形成挙動に着目してその機構論に基づくモデル化研究の成果をまとめたものである。
渡辺 淑之; 森下 和功*; 濱口 大; 谷川 博康
no journal, ,
核融合原型炉の寿命を照射効果を含めて予測するためには、既存の代替照射場による材料照射データを核融合条件下のデータへ理論的に外挿するための方法論の開発が必要である。そのためには、照射による材料挙動を機構論的に明らかにするとともに、互いに異なる照射場での材料挙動を理論的に相関付けておくことが重要である。本発表の内容は、BA-DEMO-R&D活動の一環として、純鉄を対象とし、照射下ミクロ構造変化の原子はじき出し損傷速度(dpa/s)依存性に関する理論解析結果をまとめたものである。具体的には、転位ループ・ボイドの形成を機構論的反応速度論モデルで記述し、dpa/sや温度に対する集合体の核生成・成長プロセスの応答性を系統的に調べた。なお、本モデルの最大の特徴は、別途原子シミュレーションより評価した欠陥集合体の熱的安定性の情報を導入している点であり、これにより、互いに異なる照射場での欠陥集合体形成を理論的に相関付ける基礎的モデルの構築に成功した。本発表では、上記モデルの高度化に向けたBA-IFERC-CSCスパコンを用いた材料照射効果モデリング・シミュレーション研究の概要についても紹介する予定である。
谷川 博康; 安堂 正己; 酒瀬川 英雄; 渡辺 淑之; 叶野 翔*; 橋本 直幸*; 阿部 弘亨*
no journal, ,
中性子照射された低放射化フェライト鋼でTaC析出物の消失が見いだされ、その強度特性に対する影響が懸案となっている。その鉄中の照射下TaC析出物挙動を把握するため、Fe-Ta-Cモデル合金に対してイオン照射実験を行い、TaC析出物の照射下安定性の検証を行った。
渡辺 淑之; 岩切 宏友*; 村吉 範彦*; 加藤 太治*; 谷川 博康
no journal, ,
低放射化フェライト鋼(RAFM)は、核融合炉ブランケット構造材料として期待されている。近年のさまざまな実験により、RAFM中の主要析出物であるMC炭化物がその内部に水素同位体を大量に捕獲する可能性が指摘されているが、その機構論的な理解は十分に得られていない。本研究では、核融合炉の寿命評価や事故時のリスク評価のための技術開発に貢献することを目的とし、CrC析出物の水素同位体捕獲挙動を機構論的に明らかにすることを試みた。具体的には、第一原理(電子状態)計算を実施し、同析出物中の水素原子の存在状態(安定構造、形成エネルギー)を評価した。さらに、得られた情報をもとに、同析出物における水素同位体の最大捕獲量(上限値)を算出した。これらの情報は、同析出物における水素同位体の拡散・放出過程評価モデルの重要なパラメータとなる。
渡辺 淑之; 森下 和功*; 中筋 俊樹*; 濱口 大; 安堂 正己*; 谷川 博康
no journal, ,
核融合原型炉の材料設計や寿命評価を精度よく行うには、既存の代替照射場による材料照射データを核融合条件下のデータへ理論的に外挿するための方法論の開発が必要である。本発表の内容は、BA-DEMO R&D活動の一環として、低放射化フェライト鋼のラス構造を対象とし、欠陥集合体形成の照射条件依存性に関する計算機シミュレーション研究の結果をまとめたものである。具体的には、照射欠陥であるキャビティおよび転位ループの形成を機構論的反応速度論モデルで記述し、温度をはじめ、原子はじき出し損傷速度Pvやヘリウム生成速度PHeに対する集合体形成挙動の応答性を理論的に調べた。解析では、PHeの増加と共に高密度のキャビティが形成された。これはキャビティ内のヘリウム数が増加することでキャビティの熱的安定性が上昇し、核生成が促進されたためである。これらの知見は、既存の材料照射データを理論的に整理し、核融合炉条件下での材料挙動を予測するための要素技術開発に重要となる。
谷川 博康*; 中島 基樹*; 酒瀬川 英雄; 安堂 正己*; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*; 加藤 雄大*; 中田 隼矢*
no journal, ,
Reduced activation ferritic/martensitic (RAFM) steels have been developed as the candidate structural material of fusion reactor breeding blanket system, since fast reactor (FBR) irradiation experiments on commercial heat-resistant ferritic steels, which showed high swelling resistance, opened up the possibility of their application in fusion reactors. Phase stability, which is the key to creep properties in heat-resistant ferritic steels by preventing dislocation glide, was considered to be a key property for achieving high defect absorption strength, which is the key to irradiation resistance. One of RAFM steels intensively developed in Japan is F82H (Fe-8Cr-2W-0.2V-0.04~0.10Ta-0.1C). The 5-ton F82H melted in 1994 and 1995, together with their welded materials, were subjected to round-robin tests under the international cooperation of the International Energy Agency (IEA). As a part of IEA collaboration, the creep test campaign for these F82H IEA heat was initiated around 1997, and the world's longest creep test on RAFM steel, over 20 years, was completed with creep fracture times of 176019.5 hours (20.1 years) at 226 MPa/500 degree Celsius and 213475.0 hours (24.4 years) at 26.5 MPa /650 degree Celsius. In this study, detailed microstructure analyses concerning phase stability, especially the stability of precipitates, were carried out on the gage and grip section of fractured specimens of F82H after long-term creep testing. The phase stability of crept F82H was compared with that observed in aged and irradiated F82H, and the correlation between the two was discussed.
