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論文

Empirical equations of crack growth rates based on data fitting of neutron irradiated stainless steel under high temperature water simulating boiling water reactor core conditions

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 福谷 耕司*; 藤井 克彦*

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.1345 - 1355, 2019/08

本研究では、BWR炉内構造物の構造健全性評価に資することを目的として、中性子照射影響を適切に反映したオーステナイト系ステンレス鋼のIASCC亀裂進展速度に係る経験式を開発した。亀裂進展速度の経験式は、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=M$$times$$K$$^{n}$$に基づき、Mとnは中性子照射量の増加に伴って飽和する関数として扱った。経験式の開発に当たっては、照射ステンレス鋼を用いたBWR通常炉水条件(NWC)及び水素注入条件(HWC)模擬環境下での照射後試験で得られた亀裂進展速度の文献データを収集したデータセットを用いた。データセットと構築した経験式を比較したところ、NWCの計算結果はデータセットと良く一致したが、HWCは合致しなかった。この理由として、HWC条件下での試験データが広範囲にばらついていたことが考えられる。

論文

Empirical equations for tensile properties and stress-strain curves of neutron irradiated stainless steels in LWR conditions

福谷 耕司*; 藤井 克彦*; 知見 康弘; 端 邦樹

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.523 - 531, 2019/08

軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価に資するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の最新の引張特性データベースを用いたデータフィッティングにより、引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式と、応力-ひずみ関係を示す傾向曲線を提案した。データベースに収められた引張特性データは、日本の国家プロジェクトの報告書と公開文献から得られたもので、データシートの形でまとめた。引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式は、冷間加工316と溶体化304/316ステンレス鋼に対し、照射量の増加に伴って飽和する式に基づき、温度範囲280-350$$^{circ}$$C、損傷量範囲で最大80dpaを対象として検討した。また、応力-ひずみ関係を示す曲線はSwiftモデルに基づいて検討した。こうして得られた経験式と応力-ひずみ関係の計算結果は、実験値によく一致した。本論文では、組成と冷間加工等、材料の相違の影響について議論した。

報告書

加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

報告書

沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 越石 正人*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-012, 180 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-012.pdf:10.71MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる沸騰水型軽水炉(BWR)と加圧水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、BWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

論文

Status of JT-60SA tokamak under the EU-JA broader approach agreement

松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12

 被引用回数:15 パーセンタイル:25.93(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。

論文

高度解析技術が原子力材料研究に与えたインパクト; 最新技術でここまでわかってきた!

木村 晃彦*; 永井 康介*; 藤井 克彦*; 西山 裕孝; 曽根田 直樹*

日本原子力学会誌, 50(10), p.630 - 633, 2008/10

近年、原子力材料研究の進展が極めて著しい。それを可能にしたのは原子力材料研究者による高度解析技術の開発であり、その技術開発を支えたのが分析機器,観察装置及び計算機の性能の向上である。本解説は、軽水炉圧力容器鋼の照射脆化のメカニズムの理解に不可欠であったナノスケールの照射欠陥などの微細組織の同定やその発達過程の解明において、その解決が困難とされていた学問的課題が高度解析技術により、いかに解決されてきたか、また、そのことが照射脆化予測に与えるインパクトについて記述したものである。西山は、原子炉圧力容器鋼の粒界脆化に関する部分を執筆し、不純物元素であるリン等の粒界偏析がなぜ粒界強度の低下を引き起こすかについて、実験データを示しながら第一原理計算によって明らかにできたことを解説した。

論文

The H-Invitational Database (H-InvDB); A Comprehensive annotation resource for human genes and transcripts

山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.

Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01

 被引用回数:50 パーセンタイル:24.32(Biochemistry & Molecular Biology)

ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。

論文

Overview of national centralized tokamak program; Mission, design and strategy to contribute ITER and DEMO

二宮 博正; 秋場 真人; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 林 伸彦; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井上 信幸; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49, p.S428 - S432, 2006/12

現在検討が進められているJT-60のコイルを超伝導コイルに置き換える計画(トカマク国内重点化装置計画)の概要について述べる。本計画はITER及び原型炉への貢献を目指しているが、その位置づけ,目的,物理設計及び装置設計の概要,今後の計画等について示す。物理設計については、特に高い規格化ベータ値を実現するためのアスペクト比,形状因子及び臨界条件クラスのプラズマや完全非誘導電流駆動のパラメータ領域等について、装置については物理設計と整合した設計の概要について示す。

論文

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:54.28(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

論文

Engineering design and control scenario for steady-state high-beta operation in national centralized tokamak

土屋 勝彦; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 藤原 正巳*; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1599 - 1605, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.16(Nuclear Science & Technology)

JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)は、経済的な核融合炉の実現を目指した定常高ベータプラズマ運転の実証が重要なミッションの一つである。現在、プラズマ形状及びアスペクト比について広いパラメータ領域で研究を行えるように、装置の物理的・技術的設計検討を進めている。本装置の目標とする高ベータプラズマは、自由境界MHD安定性限界を超えた領域にあるため、電子サイクロトロン加熱による新古典テアリングモードの抑制に加えて、安定化板及び容器内コイルを用いた壁不安定性モードの抑制など、さまざまなMHD不安定性の制御手法を駆使する必要がある。それらを踏まえて、今回は、高ベータと臨界条件クラスのプラズマを同時に達成できるプラズマパラメータの解析評価、及び自由境界MHD安定性限界を超えた高ベータプラズマの非誘導電流駆動制御シナリオの検討結果について報告する。また、広いパラメータ領域で定常高ベータプラズマ運転を実現させるための装置設計の現状に関して、超伝導コイル及び放射線遮へい材を中心に報告する。

論文

Progress in physics and technology developments for the modification of JT-60

玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.

Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:92.85(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。

論文

Fusion plasma performance and confinement studies on JT-60 and JT-60U

鎌田 裕; 藤田 隆明; 石田 真一; 菊池 満; 井手 俊介; 滝塚 知典; 白井 浩; 小出 芳彦; 福田 武司; 細金 延幸; et al.

Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.185 - 254, 2002/09

 被引用回数:27 パーセンタイル:51.52(Nuclear Science & Technology)

JT-60及びJT-60Uは、ITER及び定常トカマク炉実現へ向けた物理基盤を構築することを目的として、炉心級プラズマにおける高総合性能の実証とその維持を目指した運転概念の最適化を行って来た。等価核融合エネルギー増倍率(=1.25)や核融合積(=1.5E21 m-3skeV)の達成に加えて、高い総合性能(高閉じ込め&高ベータ&高自発電流割合&完全非誘導電流駆動)を実証した。これらは、内部及び周辺部に輸送障壁を持つ高ポロイダルベータHモード及び負磁気シアモードで得られた。最適化の鍵は分布及び形状制御である。多様な内部輸送障壁の発見に代表されるように、JT-60/JT-60U研究はプラズマ諸量の空間分布の自由度と制限を強調して来た。各閉じ込めモードの閉じ込め研究に加えて、輸送及び安定性等によって支配されるコア部及び周辺ペデスタル部のパラメータ相関を明らかにした。これらの研究により、高閉じ込めモードのITERへの適合性を実証するとともに残された研究課題を明らかにした。

口頭

トカマク国内重点化装置の設計条件と全体調整

松川 誠; 玉井 広史; 藤田 隆明; 栗田 源一; 土屋 勝彦; 櫻井 真治; 木津 要; 森岡 篤彦; 鎌田 裕; 三浦 幸俊; et al.

no journal, , 

トカマク国内重点化装置には、臨界条件クラスの超伝導トカマク装置において、高プラズマ非誘導電流駆動プラズマの100秒程度以上の保持,環境適合性改善のための低放射化フェライト鋼の適合試験,発電実証炉のための広い運転領域の確保などの目標がある。一方、既存の電源・加熱装置などの改造を最小化し、低コストを実現することが求められている。このため、クライオスタットの外形は、既存のP-NBIタンク(及びゲートバルブ)とのギャップを最小にできる球形を基本にした。CSやダイバータコイルをTFから支持する構造を採用するとともに、クライオスタット下部には、真空容器やコイルの重力支持のためのサポートを設けた。真空容器内には、定常高ベータプラズマの実現のための安定化板及び抵抗性不安定性(RWM)の制御のための容器内コイルを設置する。安定化板はガス循環による温度制御を施すものとし、表面にはDEMO炉のブランケットを模擬するために低放射化Fe鋼を第一壁として設置して、強磁性体の高$$beta$$プラズマとの適合性及びプラズマ-壁相互作用の研究に資する。さらに、ITERを超える高い形状パラメータを持つプラズマ断面の位置形状制御のために、容器内水平磁場コイルと垂直磁場コイルを設置する。また、熱・粒子制御のために垂直ダイバータも設置する。高い三角度と垂直ダイバータ、及びITERの模擬配位を一つのダイバータで得ることはできないので、ダイバータモジュールは適当な段階で交換するが、安定化板は共用が可能である。ラディアルビルドの詳細などは講演で述べる。

口頭

希釈人工海水中におけるPCV材料の腐食に及ぼす亜鉛/炭酸ナトリウム混合リン酸塩の影響評価

藤井 和美*; 岩波 勝*; 石岡 真一*; 金子 哲治*; 田中 徳彦*; 川原田 義幸*; 横山 裕*; 梅原 隆司*; 加藤 千明; 上野 文義; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)1$$sim$$3号機は、海水および淡水が注入され、原子炉格納容器(PCV)の腐食劣化が懸念されている。1FのPCVは廃炉作業を進めるために重要な設備であり、その腐食劣化を抑制することが必要である。本発表では、沈殿皮膜型の防錆剤候補として選定した亜鉛/炭酸ナトリウム混合リン酸塩の希釈人工海水環境中でのPCV材料の腐食に及ぼす影響について検討した結果を報告する。

口頭

希釈人工海水中におけるPCV材料の腐食に及ぼすタングステン酸ナトリウムおよび亜鉛/モリブデン酸ナトリウム混合リン酸塩の影響評価

金子 哲治*; 田中 徳彦*; 川原田 義幸*; 藤井 和美*; 岩波 勝*; 石岡 真一*; 横山 裕*; 梅原 隆司*; 加藤 千明; 上野 文義; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)1$$sim$$3号機は、海水および淡水が注入され、原子炉格納容器(PCV)の腐食劣化が懸念されている。1FのPCVは廃炉作業を進めるために重要な設備であり、その腐食劣化を抑制することが必要である。本発表では、沈殿皮膜型の防錆剤候補として選定したタングステン酸ナトリウムおよび亜鉛/モリブデン酸ナトリウム混合リン酸塩の希釈人工海水環境中でのPCV材料の腐食に及ぼす影響について検討した結果を報告する。

口頭

希釈人工海水中での炭素鋼腐食への防錆剤の効果における$$gamma$$線照射の影響評価

佐藤 智徳; 加藤 千明; 本岡 隆文; 上野 文義; 中野 純一; 金子 哲治*; 田中 徳彦*; 川原田 義幸*; 藤井 和美*; 岩波 勝*; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所の原子炉格納容器において、長期健全性の確保のためには腐食対策は重要項目の1つである。格納容器内の腐食環境は、デブリなどからの放射線にさらされており、この放射線の影響を考慮した腐食評価が重要である。本発表では、腐食抑制剤を添加した希釈人工海水中での炭素鋼の腐食試験を$$gamma$$線照射下で実施し、防食効果が$$gamma$$線照射により影響されるのかを評価した結果を報告する。

口頭

流水環境下における注水配管材料の腐食挙動評価,2

横山 裕*; 梅原 隆司*; 田中 徳彦*; 川原田 義幸*; 金子 哲治*; 藤井 和美*; 岩波 勝*; 石岡 真一*; 加藤 千明; 上野 文義; et al.

no journal, , 

海水および淡水等が注入された福島第一原子力発電所1$$sim$$3号機は、廃炉までの長期間、腐食環境に曝されると考えられる。特に炉心冷却のための注水を行っている配管は炭素鋼製であり流水環境に曝されているため、事故後から将来に亘る腐食挙動の把握が必要である。本発表では、第一報に引き続き、流水下での注水配管材料の腐食挙動に及ぼす水質の影響について報告する。

口頭

希釈人工海水中におけるPCV材料の腐食に及ぼすタングステン酸ナトリウムおよび亜鉛/モリブデン酸ナトリウム混合リン酸塩の影響評価,2

金子 哲治*; 田中 徳彦*; 川原田 義幸*; 藤井 和美*; 岩波 勝*; 石岡 真一*; 横山 裕*; 梅原 隆司*; 加藤 千明; 上野 文義; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)1$$sim$$3号機は、海水および淡水が注入され、原子炉格納容器(PCV)の腐食劣化が懸念されている。1FのPCVは廃炉作業を進めるために重要な設備であり、その腐食劣化を抑制することが必要である。本発表では、希釈人工海水環境中でのPCV材料腐食に対する防錆剤候補として選定したタングステン酸ナトリウムおよび亜鉛/モリブデン酸ナトリウム混合リン酸塩の、腐食進展後の添加による腐食抑制効果と、臨界防止剤であるホウ酸との共存性ついて検討した結果を報告する。

口頭

希釈人工海水中におけるPCV材料の腐食に及ぼす亜鉛/炭酸ナトリウム混合リン酸塩の影響評価,2

藤井 和美*; 岩波 勝*; 石岡 真一*; 金子 哲治*; 田中 徳彦*; 川原田 義幸*; 横山 裕*; 梅原 隆司*; 加藤 千明; 上野 文義; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)1$$sim$$3号機は、海水および淡水が注入され、原子炉格納容器(PCV)の腐食劣化が懸念されている。1FのPCVは廃炉作業を進めるために重要な設備であり、その腐食劣化を抑制することが必要である。本発表では、希釈人工海水環境中でのPCV材料の腐食に対する防錆剤候補として選定した亜鉛/炭酸ナトリウム混合リン酸塩の、5000時間までの長時間の腐食抑制効果と、その機構について検討した結果を報告する。

口頭

$$gamma$$線照射下の希釈人工海水中におけるPCV材料の腐食に及ぼす防錆剤途中添加効果

加藤 千明; 佐藤 智徳; 上野 文義; 金子 哲治*; 田中 徳彦*; 川原田 義幸*; 藤井 和美*; 岩波 勝*; 石岡 真一*; 横山 裕*; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)1$$sim$$3号機は、水および淡水が注入され、原子炉格納容器(PCV)の腐食劣化が懸念されている。PCV内には燃料デブリやCsなどの放射線物質が存在しているため、放射線の影響を考慮した腐食評価が重要である。本発表では、$$gamma$$線照射下希釈人工海水環境中でのPCV材料腐食に対する防錆剤候補として選定した五ホウ酸ナトリウム, タングステン酸ナトリウム, 亜鉛/モリブデン酸ナトリウム混合リン酸塩、及び亜鉛/炭酸ナトリウム混合リン酸塩について、腐食進展後の添加による腐食抑制効果について検討した結果を報告する。

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