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今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一
JAEA-Testing 2023-004, 76 Pages, 2024/03
JAEA-Testing-2023-004.pdf:2.08MB
本要領書は、高速炉の高温構造設計技術開発の一環として実施している大気中、アルゴン中及びナトリウム中材料試験の実施方法や得られたデータの整理方法についてとりまとめたものである。本報は、1977年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書[PNC TN241 77-03]」および2001年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書(改訂版)(マニュアル) [JNC TN9520 2001-001]」に日本産業規格(JIS)における試験法の改訂を反映するとともに、国内学会における材料試験法標準である日本機械学会(JSME)の推奨常温/高温引張試験方法や日本材料学会(JSMS)の高温低サイクル疲労試験法標準も参考にしながら作成した。
Cの最適疲労破損式の1
10
サイクルまでの適用性検証豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 加藤 章一; 古谷 佳之*
日本機械学会論文集(インターネット), 89(928), p.23-00206_1 - 23-00206_15, 2023/12
高速炉を設計するためには、構造材料の110
サイクルまでの高サイクル疲労を考慮する必要がある。110サイクルでの高サイクル疲労を評価するためには、110サイクルまで適用可能な疲労曲線を作成する必要がある。本研究では、高速炉構造材料の候補材料である改良9Cr-1Mo鋼の高サイクル疲労評価手法を開発するため、ひずみ制御条件下での高サイクル疲労試験を実施するとともに、超音波疲労試験を実施した。試験結果に基づき、最適疲労曲線を拡張し、日本機械学会の最適疲労曲線が110サイクルまで適用可能であることを確認した。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.
豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 20(2), p.95 - 103, 2021/07
It is necessary to implement reasonable maintenance based on characteristics of a nuclear power plant to achieve both high safety and high economic efficiency of the power plant. The prototype fast breeder reactor "Monju" spent most of the year on maintenance. It is important to identify causes of the prolonged maintenance of "Monju" and consider countermeasures for subsequent fast reactors. In this study, we investigate causes of the prolonged maintenance by analyzing the Monju's maintenance plan. Further, we make proposals for optimizing the maintenance of next-generation fast reactors to address the identified issues.
安藤 勝訓; 豊田 晃大; 橋立 竜太; 鬼澤 高志
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07
米国の原子力用の高温規格であるASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME BPVC) Section III, Division 5は、2019年版まで改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の設計疲労曲線は540Cのみであった。このために、ASME Section IIIのクリープ疲労およびクリープ考慮不要要件に関するワーキンググループ(WG-CFNC)では、日本機械学会で規格化された改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の温度依存設計疲労曲線を組み込むための活動を実施してきた。その結果、ASME BPVCの2021年版より日本機械学会の最適疲労破損式に基づいた温度依存の設計疲労曲線が提供されることとなった。本研究では日本機械学会で規格化されたこの最適疲労破損式の特徴を明らかにするために、データベースに保存されている305個のデータを分析し、データベースの詳細と最適疲労破損式の関係ならびに統計処理の結果に基づく破損確率(95%と99%の信頼限界値)について示した。また、日本で得られている温度変動下ならびにナトリウム環境下での疲労およびクリープ疲労試験の結果についても、高温条件でのクリープ疲労損傷評価を検討するために示した。
橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
保全学, 19(4), p.115 - 122, 2021/01
原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、発電所の特性に基づく合理的な保全を実現させる必要がある。一方で高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半をメンテナンスに費やしてきた。もんじゅの点検期間長期化の要因を明らかにし、次世代高速炉の合理的な保全を実現することは重要である。本研究では、低温停止中のもんじゅの点検長期化の要因について、もんじゅのプラント工程を基に分析した。また抽出された課題から、保全の合理化の観点を提案した。
橋本 直幸*; 豊田 晃大*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 山下 真一郎
no journal, ,
事故耐性を有した改良ステンレス鋼燃料被覆管の研究開発を効率よく進めるには、評価項目に応じた適切な手法を選択する必要がある。耐照射性の評価については、国内外の実験炉を利用した中性子照射実験が最善の手法といえるが、イオン加速器や超高圧電子顕微鏡を用いた模擬照射実験により照射損傷の基礎データを事前に取得することは、後の中性子照射実験で得られる情報を精確に解釈するために重要なステップである。本研究では、イオン照射実験と微細組織構造解析により、加工熱処理を施したFeCrAl-ODS鋼板材の耐照射性を精査した。
橋本 直幸*; 豊田 晃大*; Tang, Y.*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
no journal, ,
改良ステンレス鋼の照射下安定性について調査するため、再結晶材および押し出し材(Fe-12Cr-6Al-0.5Ti-0.4Zr-0.24Ex.O-0.5Y
O
)に対してシミュレーション照射試験を実施した。Fe
シミュレーション照射試験に関して、再結晶材は量子科学技術研究開発機構(高崎)のTIARAを、押し出し材は京都大学のDuETを用いて行った。被照射試料をFIB加工により薄膜化し、200keV透過型電子顕微鏡を用いて微細組織観察を行った。さらに、照射下におけるキャビティの形成・成長挙動を詳細に把握するため、電子線照射実験を通して空孔の移動エネルギーを実験的に算出した。また、原子空孔とAlの相互作用について精査すべく、密度汎関数によるエネルギー計算も試みた。
奥田 貴大; 山下 勇人; 豊田 晃大; 下村 健太; 鬼澤 高志; 加藤 章一
no journal, ,
本研究は、次世代高速炉プラントのシビアアクシデント(SA)時に対応した超高温における316FR鋼の材料特性式の設定について述べる。次世代高速炉プラントにおける炉容器等の構造材料として316FR鋼の採用が予定されている。福島第一原子力発電所における事故以来、高速炉プラントにおいてもSA時の構造健全性評価が重要視されており、次世代高速炉プラントの開発には、SA時の構造健全性評価に適用可能な316FR鋼の超高温材料特性が要求されている。しかしながら316FR鋼の材料特性は取得されていなかった。したがって、316FR鋼を対象に、700Cを超える試験温度で引張試験とクリープ試験を実施した。この試験で得られた結果を基に、316FR鋼の超高温材料特性を良好に評価できる弾塑性応力-ひずみ関係式、クリープ破断関係式及びクリープひずみ式を設定した。
豊田 晃大
no journal, ,
次世代高速炉設計では最大10サイクルの繰返し疲労が想定されているが、最適疲労曲線が規格化されているのは10
サイクルまでであるのが現状である。本研究では研究の目的を最大10回程度の高サイクル疲労に適用できる高サイクル疲労評価法の開発とし、そのために課題として挙げられていた高サイクル疲労における平均応力効果の検討、及び最適疲労曲線の10サイクル以上への拡張を高速炉構造材料である改良9Cr-1Mo鋼で実施した。改良9Cr-1Mo鋼において10サイクル以上の疲労試験データ取得し、外挿法の適用性を確認した。また、平均応力効果の検討では、荷重制御による改良9Cr-1Mo鋼の平均応力疲労試験を行い、得られた結果を修正Goodman法により評価し同手法の適用性を確認した。
橋立 竜太; 豊田 晃大; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、発電所の特性に基づく合理的な保全を実現させる必要がある。一方で高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半をメンテナンスに費やしてきた。もんじゅの点検期間長期化の原因を明らかにし、次世代高速増殖炉の合理的な保全を実施するために対策を検討することが重要である。本研究では、原子炉冷温停止中のもんじゅの長期保守の原因についてもんじゅのプラント運用方法の観点で分析した。さらに、次世代高速増殖炉のための保全最適化の案を提案した。
豊田 晃大; 橋立 竜太; 高橋 慧多; 矢田 浩基; 高屋 茂
no journal, ,
原子力発電所の安全性と経済性を両立させるためには、プラントの特性に基づく合理的な保全を実現することが必要である。高速増殖原型炉「もんじゅ」は、年間の大半を点検に費やしていた。もんじゅにおける点検長期化の原因を究明し、次世代高速炉の保全最適化を実現するための対策を検討することが重要である。本研究では、もんじゅのプラント保全計画に基づき、原子炉低温停止中のもんじゅの点検長期化の原因を分析した。さらに、分析された課題に対処するために、次世代高速炉の保全最適化に係る検討を行った。
豊田 晃大; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 宮越 博幸; 加藤 章一
no journal, ,
確率論的破壊力学(PFM)評価では、初期欠陥の存在個数や寸法、疲労やクリープによるき裂進展速度、破壊靭性値などの因子を確率変数として扱い対象の破損確率を評価する。本研究では、高速炉研究開発に使用された試験装置の溶接部に対し超音波探傷を実施した。取得した欠陥の個数や寸法等のデータを初期欠陥の保守的な値として評価することで、高速炉機器のPFM評価に用いる初期欠陥に関する値を検討した。
朝日 学*; 富田 直樹*; 古谷 正祐*; 森田 秀利*; 豊田 晃大
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉内構造物位置同定のためフランス原子力庁では容器を開放しナトリウムプールに浸漬する超音波センサーを開発中である。しかし容器を開放せずに容器外面から検査できれば保守時間短縮と炉内構造物への負荷低減が可能となる。ところがステンレス鋼はナトリウムより音速が速く密度が大きいため、超音波は極めて高い割合でステンレス鋼容器壁からナトリウムプール中に入射されず反射される。そこで本研究では、超音波フェーズドアレイ探傷器を用いて、ナトリウムプール中に入射する微弱な超音波を分析し、内部構造物の位置を同定する計測手法を開発する。
豊田 晃大; 若井 栄一; 鬼澤 高志; 柴山 環樹*; 中川 祐貴*
no journal, ,
316FR鋼は、SUS316のC, N, Pを成分調整することでクリープ強度を向上させた次世代高速炉構造材料の候補材である。高速炉構造材料は高速中性子および熱中性子の照射を受けることから、耐照射性の評価が必要となる。316FR鋼は、照射後引張試験や照射後クリープ試験が実施され、高速増殖原型炉「もんじゅ」の構造材料であるSUS304との比較がなされ、耐クリープ特性が優れていることが分かっているが、照射損傷メカニズムなどの詳細は必ずしも明らかではない。よって本研究では、316FR鋼の耐照射性の理解を深めることを研究目的とし、316FR鋼とSUS304に対し電子線照射による微細組織変化のその場観察などを行った。
若井 栄一; 岩元 洋介; 柴山 環樹*; 佐藤 紘一*; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 涌井 隆; 石田 卓*; 牧村 俊助*; 中川 祐貴*; et al.
no journal, ,
加速器標的システム,原子力,航空宇宙等の分野では放射線による構造材や機器の劣化が生じるため、高い耐久性向上や優れた機能を持つ材料開発が期待される。本研究では、放射線場で使用できるイノベーション材料の創出に向け、様々な材料に対し、放射線場での材料内部の欠陥などの状態を正確に計測できる新たな非破壊検査技術の構築を進めている。また、イノベーション材料として、ハイエントロピー合金(HEA)は高強度で且つ延性に富む傾向が知られており、様々な応用が期待されている。本講演では、放射線場でもマルチ同時測定が可能な計測原理の構築とHEAの試作状況を主に、金属等の照射解析状況や進捗などを併せて報告する。
富田 直樹*; 古谷 正祐*; 朝日 学*; 久持 陸也*; 豊田 晃大; 矢田 浩基
no journal, ,
超音波フェーズドアレイはレーダー分野で開発された位相合成画像技術であり、原子力発電所における供用期間中検査等にも用いられている。ISIにおける超音波探傷試験(UT)は、一般的に配管や容器などの溶接部に対して外表面から板厚内の亀裂を検知するために行われるが、複雑形状や探傷位置から離れた部位に対する検査のニーズも存在する。本研究では、複雑形状に対する探傷精度向上を目的に、まず、フェーズドアレイUTを用いた複雑形状の試験片の探傷試験を行った。次に、得られた探傷画像を基に、19種類の事前学習ネットワークを使用した転移学習を行い、きずに対して高い判別精度が得られることを示した。
若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 岩元 洋介; 佐藤 紘一*; 矢野 祥弘*; 吉川 真矢*; 中川 祐貴*; 豊田 晃大; 鬼澤 高志
no journal, ,
本研究では、高エネルギービーム照射環境等で使用される機器の耐久性を高めるために、近年、研究が盛んに進められているハイエントロピー合金(HEA)に関して、Fe系とW系のFe基HEAとW基HEAの作製を試みた。また、本研究では、高強度化を目指すと共に、照射されても低放射化材料となる元素を選択するため、NiやCoは添加しないことにした。Fe基HEAでは、Fe-Mn-Cr-V-Al-C合金を溶解・鋳造後を行い、均質化熱処理(均質化熱処理(1150C, 2h)後に、室温にて3点曲げ試験を実施した。均質化熱処理によって3点曲げ試験では、延性の増加が確認され、超音波速度の計測から、弾性率が低下した。本材料を熱処理(800C, 10分後にWQ)後に、XRD測定をしたところ、BCC構造を持ち、ビッカース硬さは純Wを超える硬さを持つことが分かった。一方、W基HEA材(W-Fe-Si-V-Cr合金)の作製では、粉末を用いたアーク溶解法により試みたところ、ほぼ均質な結晶化した合金を作製できることが分かった。
鬼澤 高志; 豊田 晃大; 今川 裕也; 岡島 智史; 安藤 勝訓
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、安全性と経済性を高い次元で両立させた高速炉を実現するために、高速炉設計に必要な材料強度基準の開発を進めている。JAEAはこれまでに取得したデータ及びその評価結果に基づいて材料強度基準を策定し、日本機械学会規格発電用設備規格第2編高速炉規格に規格化している。本論文では、日本機械学会規格に規格化した材料強度基準の概要と、今後の改定に向けた検討状況について述べる。
