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論文

High-temperature creep properties of 9Cr-ODS tempered martensitic steel and quantitative correlation with its nanometer-scale structure

大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.29(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700$$^{circ}$$Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700$$^{circ}$$Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

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。

論文

Electrochemical corrosion tests for core materials utilized in BWR under conditions containing seawater

静川 裕太; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 前田 宏治

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 5 Pages, 2017/00

本研究では、福島第一原子力発電所(1F)事故時における使用済燃料プールへの海水投入事象を踏まえて、燃料集合体部材のすきま腐食が発生する可能性の有無を調査するため、BWR炉心材料として使用されている304Lステンレス鋼を用いた電気化学腐食試験を塩水条件下において実施した。特にSUS304Lのすきま構造部を有する上部端栓部に注目し、基礎データを取得するため、簡易的な構造であるSUS304Lの板状すきま試験片に対し腐食すきま再不動態化電位測定を行った。その結果、SFP内の水質条件として含まれる温度80$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上または温度50$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上の条件において、すきま再不動態化電位$$E_{rm R,CREV}$$は自然浸漬電位$$E_{rm SP}$$よりも卑となることから、すきま腐食が発生する可能性があることがわかった。

口頭

BWR炉心構成材料の海水腐食挙動評価

静川 裕太; 関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 前田 宏治

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)4号機で使用された軽水炉用燃料ロッドの上部端栓はZircaloy-2製ボルトとSUS304L製のナットで構成されており、ねじ部はすきま構造を形成している。そのため、事故時の緊急措置として投入された海水に一度晒されていることから、すきま部に海水成分が残留する場合、共用プールへの移送後においてもすきま腐食が進行し、燃料集合体の健全性に影響を与える可能性がある。本試験では、1F事故時の水質環境においてすきま腐食等が発生する海水浸漬条件を見出すことを目的として、SUS304LとZircaloy-2を組み合わせた試験片を用いてすきま再不動態化電位測定を系統的に実施した。その結果、SUS304Lの同種金属接触すきま試験片については、塩化物イオン濃度10ppm、液温50$$^{circ}$$Cではすきま再不動態化電位は自然浸漬電位Espよりも卑となり腐食が進行する傾向を示したが、液温80$$^{circ}$$Cの条件においては同種金属接触試験片、SUS304LとZircaloy-2の異種金属接触試験片ともにEspよりも貴となり、腐食が進行しない傾向を示した。

口頭

Outline of material irradiation research results using Joyo

皆藤 威二; 矢野 康英; 静川 裕太; 岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史

no journal, , 

JAEA has been developing modified 316 stainless steel (PNC316), 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS), oxide dispersion strengthened (ODS) steel for core materials of SFR. In order to apply these materials to SFR fuels, it is necessary to understand material properties change due to neutron irradiation, irradiation behavior such as swelling and so on. For PNC 316, irradiation data exceeding 100 dpa have been acquired by conducting material irradiation test and fuel irradiation test at Joyo. The results obtained from these irradiation tests were reflected in the development of Monju fuel, contributing greatly to practical application of PNC316. For ODS steel cladding tubes and ferritic steel wrapper tubes for future high burnup fuel applications, irradiation tests of about 30 dpa and about 100 dpa, respectively, had been carried out. Also for 316FR and high-chromium martensitic steel, which is being developed for SFR structural materials, irradiation tests were carried out in order to understand material properties change due to neutron irradiation. Besides these, some irradiation tests are also carried out on non-metallic materials such as boron carbide, graphite and so on.

口頭

高速炉の安全性向上のための高次構造制御セラミック制御材の開発,6; 高速炉用B$$_{4}$$C制御材の照射後組織評価

静川 裕太; 関尾 佳弘; 井上 利彦; 前田 宏治; 吉田 克己*

no journal, , 

高次構造セラミック制御材(新規制御材)の開発に資するため、「常陽」で照射したB$$_{4}$$C従来材について、核変換Heの蓄積挙動に着目した透過電子顕微鏡観察を実施した。その結果、Heバブルの粒内での均一形成及び粒界での蓄積が確認され、照射に伴うバブルの成長・凝集が制御材の膨張及びクラック発生をもたらす要因となっていることが示された。

口頭

Post irradiation examinations for materials irradiated in Joyo

静川 裕太; 関尾 佳弘; 岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 舘 義昭; 大塚 智史; 皆藤 威二

no journal, , 

照射材料試験施設(MMF)では高速実験炉「常陽」で照射した長寿命炉心材料, 構造材料及び制御材料に対する様々な照射後試験を実施しており、オーステナイト鋼やODS鋼を含めた耐照射性フェライト鋼, B$$_{4}$$C等の高速炉材料の機械的特性, 微細組織観察及び物理的特性に照射が与える影響を明らかにしてきている。MMFでは「常陽」で照射されたドライバーや燃料集合体のラッパ管から様々な形状の試験片を採取し、ホットセル内の引張試験機, ミニチュアシャルピー, TEMなどの装置を用いて試験を行うことが可能である。本発表ではMMFで照射後試験を行うことができる試験機器の詳細と代表的なデータの例を紹介する。

口頭

高速炉の安全性向上のための高次構造制御セラミック制御材の開発,3; 「常陽」照射B$$_{4}$$C制御材の照射後微細評価

静川 裕太; 関尾 佳弘; 井上 利彦; 前田 宏治; 吉田 克己*

no journal, , 

高次構造制御B$$_{4}$$C制御材(配向気孔導入材)における核変換Heの放出挙動の推定に資するため、「常陽」で照射したB$$_{4}$$Cに対するTEMによる微細組織観察を実施した。気孔部近傍においてHeバブルの無形成帯が観察され、気孔部がHeの放出パスに成り得る可能性が示唆された。本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業の一環で実施している「高速炉の安全性向上のための高次構造制御セラミック制御材」の成果である。

口頭

Current status and issues on ODS tempered martensitic steel development for performance enhancement of advanced nuclear power system

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 藤田 江示; 静川 裕太; 橋立 竜太; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 伊藤 主税

no journal, , 

核融合炉および高速炉の実用化のためには、高温と高線量の中性子照射が重畳する過酷な炉内環境に耐える先進材料の開発が必要である。現在、耐照射性材料として様々な仕様の酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が国際的に進められている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ナトリウム冷却高速炉の高燃焼度燃料被覆管用に9Cr,11Cr-ODS焼き戻しマルテンサイト鋼の開発を進めている。本件では、JAEAにおける当該材料の開発状況をレビューするとともに、核融合炉および高速炉等の先進原子力システム用の材料開発に関わる共通課題について議論する。

口頭

高速炉ラッパ管用薄肉マルテンサイト鋼のためのミニチュア破壊靭性試験技術開発

丹野 敬嗣; 藤田 江示; 静川 裕太

no journal, , 

高速炉燃料集合体ラッパ管用フェライトマルテンサイト鋼(PNC-FMS)の破壊靭性評価用にミニチュア3点曲げ試験技術の開発を進めている。これまでに最適化した試験片形状を炭素鋼S45Cに適用し、手法の汎用性を確認した。1/2CT試験と比較して、ミニチュア試験による評価は大きな破壊靭性値を示す傾向であるが、再現性良くデータ取得できることを確認した。したがって、本手法により、PNC-FMS以外の鋼種についても半定量的に信頼できる破壊靭性試験を実施できると考えられる。

口頭

高速炉ラッパ管用PNC-FMSの長時間熱時効による強度変化

藤田 江示; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 矢野 康英

no journal, , 

原子力機構では、高速炉用ラッパー管材料として、11Crマルテンサイト鋼のPNC-FMSの開発を進めている。照射後試験で観測される材料特性変化は、照射と熱時効の重畳効果によるものであり、照射試験データから照射効果を明らかにするためには、熱時効試験データベースを構築して、照射効果を抽出することが必要である。本発表では45,000時間熱時効後のPNC-FMSについて、引張試験と硬さ試験を実施した結果を報告する。熱時効後の引張及び硬さ試験結果では、想定使用温度550$$^{circ}$$Cまでは長時間熱時効後も強度は維持されていた。一方、600$$^{circ}$$C以上では、熱時効時間とともに強度低下していた。その傾向は、ラーソンミラーパラメータ(LMP)を用いた1次式で整理できた。この結果は、高温・長時間側では、拡散律速過程によって微細組織が劣化し、強度低下に至ったことを示している。

口頭

ミニチュア試験技術による高速炉ラッパ管用マルテンサイト鋼の熱時効後破壊靭性評価

丹野 敬嗣; 静川 裕太; 藤田 江示

no journal, , 

開発を進めているミニチュア3点曲げ破壊靭性評価技術を用いて、PNC-FMSの熱時効後の破壊靭性評価を実施した。600$$^{circ}$$C、6000hの熱時効を経たPNC-FMSは、シャルピー衝撃特性は劣化していたが、室温での破壊靭性は低下していないことが本試験により示された。また、試験片への疲労予き裂を熱時効の前と後に導入した場合を比較した結果、今回の熱時効条件の場合では有意な差異がないことが分かった。

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