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角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 沢 和弘
Nuclear Engineering and Design, 271, p.314 - 317, 2014/05
被引用回数：11 パーセンタイル：64.59(Nuclear Science & Technology)本研究では、材料特性評価手法の開発及び重照射下でのIG-430の照射による特性変化を評価することを目的として、IG-430の弾性係数に及ぼす酸化及び緻密化の効果を調べた。また、X線CT画像に基づくIG-430の微細構造と材料特性の関係を調べた。その結果、緻密化した黒鉛の弾性係数は開気孔のみに依存すること及びX線CTを用いた材料特性評価が可能であることが分かった。しかし、高酸化度及び照射した材料を均質化法で評価する場合には、結晶粒中の閉気孔の数や形状を考慮する必要がある。
藤田 一郎*; 衛藤 基邦*; 大崎 弘貴; 柴田 大受; 角田 淳弥; 小西 隆志; 山地 雅俊; 國本 英治
JAEA-Research 2013-004, 20 Pages, 2013/07
JAEA-Research-2013-004.pdf:2.4MB
高温ガス炉や第四世代の超高温ガス炉(VHTR)の炉心構造物には黒鉛が使用される。黒鉛は高温において炉内の冷却材ヘリウムガス中の不純物や空気侵入事故時の酸素ガス等により酸化する恐れがある。このため、黒鉛の酸化特性及びそれに伴う機械的特性の変化を評価しておくことが重要である。本研究では、高温ガス炉(VHTRを含む)用の材料であるIG-110及びIG-430黒鉛の520-900
Cにおける空気酸化特性及び酸化に伴う圧縮強度の変化について調べ、以下の結論を得た。(1)IG-430の酸化速度はIG-110の半分以下であるが、活性化エネルギーはほぼ同じ176kJ/molである。(2)酸化による密度分布と圧縮強度の変化には相関があり、同一の酸化重量変化においては、均一酸化が生じる600C以下で強度が最も小さくなる。(3)酸化の進行過程においては、黒鉛試験片内のバインダー由来の結晶性の悪い部分から優先的に酸化が進行する。そのため、酸化消耗については、ガス化以外に、コークス粒子が脱離する影響も考慮する必要がある。
角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 國本 英治*; 山地 雅俊*; 衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 沢 和弘
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10
本研究では、材料特性評価手法の開発及び重照射下でのIG-430の照射による特性変化を評価することを目的として、IG-430の弾性係数に及ぼす酸化及び緻密化の効果を調べた。また、X線CT画像に基づくIG-430の微細構造と材料特性の関係を調べた。その結果、緻密化した黒鉛の弾性係数は開気孔のみに依存すること及びX線CTを用いた材料特性評価が可能であることがわかった。しかし、高酸化度及び照射した材料を均質化法で評価する場合には、結晶粒中の閉気孔の数や形状を考慮する必要がある。
衛藤 基邦*; 小西 隆志*; 柴田 大受; 角田 淳弥
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 18(16), p.162003_1 - 162003_6, 2011/09
被引用回数：4 パーセンタイル：87.38(Materials Science, Ceramics)高温ガス炉(HTGR)及び超高温ガス炉(VHTR)は、高温のヘリウムを取出すことができる魅力的な原子炉であるが、高い熱効率を得るため炉心は過酷な高温状況下に晒されている。炭素繊維強化炭素複合材料(C/Cコンポジット)は、高温状況下においてその強度及び耐熱性が優れていることからVHTR制御棒要素の候補材の一つである。C/Cコンポジットの研究開発は、1990年台から開始され、原子力機構と東洋炭素では共同で研究開発を行ってきた。C/Cコンポジット製制御棒の開発は、国際的なVHTRの開発の中で、最も重要な課題の一つであると最近注目されている。C/Cコンポジット製制御棒の原子力機構における開発計画は、(1)データベース構築,(2)要素設計,製作,(3)HTTRを用いた実証試験、の3つのフェーズに分類できる。日本原子力研究所における1990年代の開発初期段階では、概念設計によるC/Cコンポジット製制御棒のフィージビリティ研究が行われ、現在進められているフェース(2)は5年以内に終了する計画である。本報告では、C/Cコンポジット製制御棒について、これまでの開発を概説するとともに最近のR&D結果について述べる。
柴田 大受; 國本 英治*; 衛藤 基邦*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 奥 達雄*; 丸山 忠司*
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(7), p.591 - 598, 2010/07
被引用回数：10 パーセンタイル：56.32(Nuclear Science & Technology)超高温ガス炉(VHTR)の炉内には、黒鉛構造物が用いられる。著者らは、HTGRやVHTRの黒鉛構造物についての技術的検討を行い、日本原子力学会「高温ガス炉黒鉛構造物規格化のための調査検討」特別専門委員会での議論を経て、黒鉛構造物の規格原案として取りまとめた。その中で、黒鉛構造物の設計に用いるIG-110黒鉛の寸法変化を含む照射特性変化に関して、H-451黒鉛,ATR-2E黒鉛の照射データを活用し、高速中性子照射量6
10
n/m
(E
0.1MeV)までの範囲で、IG-110黒鉛の既存の照射データの内外挿により評価曲線を導出することに成功した。本研究では、照射寸法変化データの2次式の内外挿方法の有効性について、3次式との比較検討を行った。その結果、現時点で利用可能なIG-110黒鉛については、提案した2次式による内外挿方法が妥当であることを明らかにした。
柴田 大受; 衛藤 基邦*; 國本 英治*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 奥 達雄*; 丸山 忠司*
JAEA-Research 2009-042, 119 Pages, 2010/01
JAEA-Research-2009-042.pdf:26.28MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛構造物の設計にあたっては日本原子力研究開発機構で独自に定めた黒鉛構造設計方針等が適用されたが、実用高温ガス炉のための標準化した規格体系は整備されていない。そこで著者らは、黒鉛構造物の規格化のために必要な技術的課題を検討し、資料として取りまとめた。その内容は日本原子力学会「高温ガス炉黒鉛構造物規格化のための調査検討」特別専門委員会において議論され、高温ガス炉黒鉛構造物規格原案として取りまとめられた。本規格原案は、黒鉛構造物の安全機能と交換性の観点から、黒鉛構造物を3種類のクラス(クラスA, B及びC)とし、それぞれのクラスの構造物について、設計規格,材料・製品規格,供用期間中検査・維持基準について定めた世界で初めて高温ガス炉黒鉛構造物の規格の考え方を提示したものである。
國本 英治; 柴田 大受; 島崎 洋祐; 衛藤 基邦*; 塩沢 周策; 沢 和弘; 丸山 忠司*; 奥 達雄*
JAEA-Research 2009-008, 28 Pages, 2009/06
JAEA-Research-2009-008.pdf:4.6MB
第4世代原子力システムの有力な候補の一つとして、超高温ガス炉(VHTR)が世界的に注目され研究開発が進められている。我が国では、日本原子力研究開発機構の試験研究炉である高温工学試験研究炉(HTTR)が運転中であり、高温ガス炉の実用化に向けた研究開発が進められている。高温ガス炉の炉内には黒鉛構造物が使用されるが、実用炉における使用条件はHTTRに比べてはるかに厳しいため、十分な照射データベースが整備されていない場合には照射データの拡充が必要である。一方、既存の照射データを活用し、合理的な内外挿方法を用いれば必要なデータベースを確保することができる。本報告書はHTTRで実績があり、VHTR用の主要銘柄であるIG-110黒鉛を対象に、寸法,熱伝導率,縦弾性係数,強度,熱膨張係数の照射効果と定常照射クリープ係数について、合理的な内外挿方法を示したものである。内外挿にあたっては、他銘柄の黒鉛の照射データを活用し、汎用的な方法を導出した。その結果、世界に先駆けてIG-110黒鉛の照射特性をVHTRの使用条件まで拡張することができ、設計に必要な図表を得ることができた。
衛藤 基邦; 石井 敏満; 稲垣 照美*; 岡本 芳三*
Carbon, 40(3), p.285 - 294, 2002/03
被引用回数：9 パーセンタイル：36.89(Chemistry, Physical)炭素複合材料及び黒鉛の赤外放射特性を293から373Kの温度範囲で調べ、これらの材料中の欠陥の非破壊的検査に応用することを試みた。試験片の表面温度及びそのばらつきを、真の温度,周辺温度,放射率及び射度係数データに基づき評価し、これらの材料と欠陥検出精度の関係を明らかにした。また、人工的に導入した欠陥の寸法と欠陥部の放射温度変化とを測定し、これらの材料中の欠陥サイズと検出精度,測定条件との関係を明らかにした。
西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.869 - 873, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は2重壁構造を採用して2重壁内側からの溶接ができないため、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込み溶接継手について、継手や溶接金属の疲労試験より疲労特性を明らかにするとともに、有限要素法による継手部の弾塑性応力解析を行い、破壊力学的手法を用いた疲労寿命の予測を行った。得られた結論は以下の通りである。(1)不溶着部はき裂と同様な挙動を示し、溶接継手の疲労寿命の大部分はき裂伝播寿命であった。(2)継手の疲労き裂伝播速度はき裂発生時に加速する。これは不溶着部を切欠きと考えたときの切欠き効果と考えられる。(3)溶金のき裂伝播速度から破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を予測できる。(4)不溶着部の長さが短くても不溶着部は継手の疲労強度を大きく低下させる。
石山 新太郎; 衛藤 基邦
日本原子力学会誌, 43(11), p.1159 - 1166, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.66(Nuclear Science & Technology)黒鉛材料中内在欠陥近傍の試験片板厚内に引張り応力領域と圧縮領域が生じる3点曲げ試験など複雑な応力分布や応力勾配が存在する場合の黒鉛材料の破壊挙動を明らかにするため、微粒等方性黒鉛IG-110及び準等方性黒鉛PGXの切欠き入り試験片(幅厚みゲージ長=20mm10mm60mm,切欠き長さ=0~5.2mm)に引張り荷重と曲げ荷重を試験片に同時に負荷できる強度試験装置を試作し、これにより引っ張り、3点曲げ及び4点曲げ各試験法による強度試験ならびに破壊靱性試験を実施した。その結果下記の結論が得られた。(1)両黒鉛材料において切欠き長さ0mm~5.2の引張り強度,3点曲げ強度,4点曲げ強度と切欠き長さとの間にそれぞれ下記関係があることが明らかとなった; 
=Aa
。ここで、A: 定数,: 引張り強度,3点及び4点曲げ強度,(2)ASTM規格に準じて破壊強度と切欠き長さから破壊靱性値を求めた場合、この値は切欠き長さ/試験片幅比a/Wが0.05以下、すなわち切欠き長さ1mm以下でa/Wの減少とともに低下する傾向がある。(3)各種強度試験によりそれぞれ異なった破壊抵抗挙動を示し、3点曲げ試験において最も破壊抵抗が高いことがわかった。(4)破壊起点における破壊靱性値は、どの試験法も引張試験法により得られた値とほぼ等しい。
西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 中平 昌隆
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2001/08
ITERの真空容器は2重壁構造を採用し、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込みを有するT継手(外壁とリブ)と突き合わせ継手(外壁と外壁)について、継手や溶着金属の疲労試験を行い、疲労寿命や疲労き裂伝播速度を明らかにした。また有限要素解析を用いて両継手不溶着部の応力拡大係数範囲を計算し、継手と溶着金属の疲労き裂伝播速度を比較した。さらに破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を計算し、不溶着部の長さが変化したときの疲労強度を予測した。その結果、以下のことがわかった。いずれの継手の不溶着部も先端が鋭くき裂と同様に挙動し、溶着金属部へ伝播する。したがって継手の疲労強度は不溶着部を持たない母材に比べ非常に低下する。また、継手と溶着金属の疲労き裂伝播速度は応力拡大係数範囲で整理でき両者は良く一致し、破壊力学的手法に基づい手計算した継手の疲労寿命は実験より得られた疲労寿命と良く一致する。さらに継手の不溶着部の長さが短く(1mm)なっても疲労強度は母材に比べ大きく低下する。
粉川 広行; 二川 正敏; 石倉 修一*; 菊地 賢司; 日野 竜太郎; 衛藤 基邦
International Journal of Impact Engineering, 25(1), p.17 - 28, 2001/01
被引用回数：3 パーセンタイル：23.9(Engineering, Mechanical)原研で開発を進めている中性子散乱施設用ターゲットは、パルス幅1
sの大強度陽子ビームによるパルス熱衝撃を受ける。そこで、パルス幅50ns、最大出力1Jのルビーレーザーを用いて熱衝撃試験を行った。また、並行して、有限要素法による数値解析を行った。これらの結果から、熱衝撃による応力(ひずみ)波の伝ぱ挙動として、加熱領域の境界から圧縮の応力波が円板の外側へ伝ぱし、その一方で、慣性力として加熱領域の境界から円板の中央に向かって引張の応力波が伝ぱ・集中して、円板中央で大きな引張応力が発生することが明らかとなった。また、解析結果は、実験結果とひずみ時刻歴及び変位時刻の両方について良く一致しており、本解析手法が動的熱衝撃挙動を良く予測できることを確認した。
/SiC
composite二川 正敏; 田辺 裕治*; 涌井 隆*; 粉川 広行; 日野 竜太郎; 衛藤 基邦
International Journal of Impact Engineering, 25(1), p.29 - 40, 2001/01
被引用回数：11 パーセンタイル：48.17(Engineering, Mechanical)SiCセラミックは、高温強度、耐食性に優れ、かつ低放射化材料であることから、特殊環境下で使用される原子炉構造材料として期待されている。しかしながら、強度のばらつきが大きく脆性であることから、実用化に向け課題が多い。近年、脆性を克服するためにSiC長繊維で強化したSiCセラミックス複合材料が開発されている。繊維強化複合材料の非脆性化あるいは高強度発現機構は、繊維・マトリックス界面特性に大きく依存する。そこで、繊維含有率、繊維被覆材(C,BN)を変えて、衝撃荷重を含む広範囲の荷重速度(10
~200l/s)下で引張強度試験を行い、強度及び変形と界面特性の関係について調べた。準静的界面強度は微小押込み試験法により、また動的効果については破面に残存する繊維引き抜き長さから評価した。その結果、繊維被覆厚さの増加及び負荷速度の減少に従って、繊維引き抜き長さが増加し、変形に対する非線形性(非脆性化)が現れること、衝撃強度は準静的強度より増加することを明らかにした。
Johnson, W. R.*; Trester, P. W.*; 仙石 盛夫; 石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; Tsai, H.*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.622 - 627, 2000/12
被引用回数：2 パーセンタイル：19.44(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化材料であるバナジウム合金は核融合炉の構造材として有望であるが、水素(あるいはその同位体)を吸蔵してもろくなる(脆化)性質がある。そこで、実際のトカマク環境下ではどうなるか試験するために、約9ヶ月間JFT-2Mのダイバータ室に置いた後、機械的、化学的特性変化を調べた(300
昇温)。(GAが試料を提供し、原研・北大・ANLで分析を分担した。)9ヶ月の間約200回のダイバータ放電を行ったが、もともとあった水素は半減し、燃料ガスである重水素は1.3ppm程度しか吸蔵されなかった。これは表面に酸化物/炭化物が生成されたためと考えられる。その結果、機械的特性はほとんど変化せず、心配された水素脆化は見られなかった。
石井 敏満; 近江 正男; 齋藤 順市; 星屋 泰二; 大岡 紀一; 實川 資朗; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1023 - 1027, 2000/12
被引用回数：12 パーセンタイル：62.16(Materials Science, Multidisciplinary)国際エネルギー機関(IEA)が概念設計した加速器型中性子源を用いた国際核融合材料照射装置(IFMIF)は、核融合炉材料開発に不可欠な照射装置である。しかしながら、照射体積に制限があるため微小試験片試験技術(SSTT)の確立が必要となる。そこで、大洗ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発し、照射済フェライト鋼試験片のSP試験を行った。本報では、照射後SP試験方法、装置概略及び試験結果について述べる。SP試験片は、10mm角で長さ0.25mmの平板型、及び直径3mmで厚さ0.25mmのTEMディスク型である。また試験は、真空又は不活性ガス中で93K~1123Kの範囲で実施できる。フェライト鋼の試験の結果、SP試験で求めた中性子照射に伴う延性ぜい性遷移温度の変化量は、シャルピー衝撃試験で求めた遷移温度の変化量に良く一致した。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 育男*; 楠橋 幹雄*; 畠山 剛*; 高橋 平七郎*; 菊池 満
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.593 - 596, 2000/12
被引用回数：1 パーセンタイル：12.1(Materials Science, Multidisciplinary)現在、日本原子力研究所(以下原研)では、JT-60UのITER高性能化試験の終了後に定常炉心試験装置(以下JT-60SU)の検討・評価作業を進めている。このJT-60SUの真空容器鋼としては高強度、低放射化かつ非磁性であることが求められており、原研と(株)日本製鋼所は共同でNi,Coが無添加で低Mn型の低放射化非磁性鋼の開発を進めてきた。現在までにVC9と呼ばれる鋼種が有望であるという結果を得ている。本研究ではVC9の機械的特性や溶接性などの特性評価を行った。機械的特性試験は高温引張り,シャルピー試験,疲労及び破壊靭性試験を行った。その結果、VC9の室温~500の引張り強度はSUS316Lを大きく上回り、真空容器鋼として十分な高温強度を持つ鋼種であることがわかった。また、疲労試験(室温)でもSUS316Lの約2倍の疲労寿命を持つことがわかった。溶接性評価としては組織観察、硬さ及びフェライト量測定などを行った。
石山 新太郎; 秋場 真人; 衛藤 基邦
日本原子力学会誌, 42(12), p.1334 - 1342, 2000/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉のダイバータターゲットプレート部のアーマータイル/冷却基盤のろう接材の機械的特性に与える照射の影響を調べるため、高熱伝導炭素複合材料MFC-1とアルミナ分散銅をろう材(チタン入銀ろう箔(63.4Ag-1.6Ti-Cu,厚さ50m))でろう接した試験片の照射試験(照射温度: 746~788K,照射量: 2.810
n/cm(0.18MeV))を実施し、照射材の高温での機械的特性を把握した。その結果、下記の結論が得られた。(1)照射によりろう接材の室温強度が低下し、引張り及び4点曲げ強度で未照射材のおよそ30~55%程度となった。(2)ろう接材の強度は室温~773Kまで特異な温度依存性を示し、600Kまでは温度上昇に伴い増加し、一方600K以上で強度の低下傾向が認められた。(3)特に、照射材において600K以上の温度で顕著な強度減少傾向が認められた。(4)未照射・照射材のろう接の強度と破断変位とには良好な相関関係が存在する。
石山 新太郎; 馬場 信一; 深谷 清; 衛藤 基邦; 秋場 真人; 佐藤 真人*; 荒木 俊光*; 山口 正治*; 山崎 誠一郎*
日本原子力学会誌, 42(7), p.669 - 677, 2000/07
ロボットによる新しいその場補修技術の確立を目的に、核融合炉実験の運転中に生じたダイバータ機器のアーマタイル/銅合金接合部の損傷部位を想定したC/Cコンポジット製アーマタイル/銅材料の繰返しろう接合試験並びに再結合材の強度試験を実施した。その結果、繰返しろう接合試験の最適条件並びに再ろう接材の強度材料を把握するとともに、再ろう接強度等の機械的特性やその信頼性が高まることを実証した。また、さらにロボット技術を前提にしたアーマタイル/銅合金接合部の損傷部位の繰返しその場補修技術に関する知見を得た。
二川 正敏; 涌井 隆*; 井岡 郁夫; 衛藤 基邦
Journal of the European Ceramic Society, 20(8), p.1135 - 1143, 2000/05
被引用回数：5 パーセンタイル：44.86(Materials Science, Ceramics)材料の耐食性は腐食環境と接する界面の特性に支配される。耐食材料として期待される炭化ケイ素系セラミック、高ケイ素鉄合金は脆性を示すため、腐食表層部の特性が腐食後強度に大きく影響する。そこで、腐食表層の力学特性を微小押込み試験に有限要素法接触解析を融合させた手法により評価し、腐食表面に対する押込み荷重曲線の挙動と腐食様相、腐食後強度との相関を明らかにした。腐食環境はISプロセス工程内の沸騰濃硫酸であり、各種セラミック(Si-SiC, SiC, Si
N
, Al
O, ZrO)曲げ試験片を最大1000時間浸漬した。腐食後強化を示したSiC、Si-SiC試験片表層には防食皮膜(シリカ)の形成が確認された。また、腐食後劣化を示したSiN, AlO, ZrO表層には、多孔質状の腐食層が形成された。これらの腐食形態の差異は微小押し込み試験から得られる押込み荷重-深さ曲線に影響し、その傾向を解析的に再現すると共に表層部の材料定数を決定した。さらに、押込み荷重-深さ曲線から評価した腐食層厚さと腐食前の破壊靱性値を用いることによって、腐食後強度劣化を評価できることを示した。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 秋場 真人
JAERI-Research 2000-006, p.57 - 0, 2000/02
JAERI-Research-2000-006.pdf:20.86MB
現在、ITER等の大型トカマク炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてタングステン合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたタングステンと銅合金の接合技術の開発に着手し、現在までにタングステンと無酸素銅の直接接合は母材強度を達成している。今回はタングステンと、ITERのヒートシンク材候補材であるアルミナ分散強化銅との接合試験を行った。その結果、残留応力や酸化物の形成などの理由により、直接接合は困難であることがわかった。しかし、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合に成功した。引っ張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要であることがわかった。このときの強度はタングステン/無酸素銅接合体や1000で処理した無酸素銅の強度をやや上回ることがわかった。
