Raman spectroscopy of eutectic melting between boride granule and stainless steel for sodium-cooled fast reactors

深井 尋史*; 古谷 正裕*; 山野 秀将

Nuclear Engineering and Technology, 55(3), p.902 - 907, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.net.2022.11.010

本論文は、炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融・固化反応に関する反応生成物及びその分布を扱う。BC-SS共晶反応への炭素の存在の影響を調べるため、ホウ化鉄(FeB)とSSの反応を比較して、多変量スペクトル解析を用いたラマン分光分析を実施した。走査電子顕微鏡とエネルギー分散型X線分析も実施し、Cr, Ni, Feのような純金属の要素情報を調べた。BC-SS試料では、界面層に非結晶カーボンやFeB, FeBが見られた。それに対して、FeB-SS試料では、界面にはそのような界面層が見られなかった。

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09

制御棒材の炭化ホウ素(BC)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、BC-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したBC-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

Gas release of SiC implanted with deuterium or helium

相原 純; 沢 和弘; 古屋 吉男*; 北條 智博*; 古野 茂実*; 山本 博之; 北條 喜一; 石原 正博

Journal of the American Ceramic Society, 88(8), p.2319 - 2321, 2005/08

https://doi.org/10.1111/j.1551-2916.2005.00405.x

ヘリウムもしくは重水素を注入したSiCのTDSを調べた。ヘリウムの放出スペクトルは1270K付近に一つの鋭いピークを持ち、そのピークは1次の放出反応に基づく式に比較的よくフィッティングされ、その活性化エネルギーは約4.4eVであった。一方、重水素の放出ピークは明らかに重なりあう二つのピークから成り(600K付近と1000K付近)、その形は昇温速度によって著しく異なった。重水素放出の過程は独立した二つの2次反応では記述できないものと思われる。

Conceptual design of ITER shielding blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 倉沢 利昌; 橋本 俊行*; 小泉 興一; 喜多村 和憲*; 伊藤 裕*; 小沢 義弘*; 多田 栄介; 中平 昌隆; et al.

JAERI-Tech 95-019, 129 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-019.pdf:3.27MB

本レポートは、国際共同設計チームとの密接な協力の下に、1994年の1年間に日本ホームチームが行った、ITER遮蔽ブランケット/第一壁の概念設計活動の成果を纏めたものである。本設計作業は、国際共同設計チームと日本ホームチームとの間で結ばれたITER1994年設計作業契約に基づいてなされた。高い表面熱流速、高い中性子壁負荷及びディスラプション時の電磁力の下で信頼性の高い遮蔽ブランケット/第一壁の設計を実現すると共に、信頼性の高い組立保守性を達成するために、本設計では、分離第一壁、モジュール構造を有する遮蔽ブランケット、分離後壁から成る層状構造の遮蔽ブランケットを提案した。本報告では、構造設計の概要、製作性や保守性の検討、及び熱機械、電磁構造解析の結果を報告する。

Ceramic breeding blanket development for experimental fusion reactor in JAERI

倉沢 利昌; 高津 英幸; 佐藤 聡; 森 清治*; 橋本 俊行*; 中平 昌隆; 古谷 一幸; 常松 俊秀; 関 昌弘; 河村 弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 27, p.449 - 456, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)00319-3

核融合実験炉(ITER,FER)で増殖ブランケットとして、セラミックスの層状構造ブランケットが採用されている。このセラミックスブランケットの設計および研究開発に関する最近の原研での研究成果を発表する。ブランケットの設計ではブランケット第1壁の冷却チャンネル中の冷却水停止時の温度上昇および熱応力の解析をおこなうと共に、冷却水の圧力損失の評価をおこなった。ブランケット設計を支援するR&Dではブランケット筐体の製作およびHIP接合部の機械試験を行い、実機製作への見通しを得ると共に有意義なデータベースを取得した。ペブル(Be)充填層の熱伝導度測定および増殖セラミックスの熱サイクル試験、構造材と増殖材の両立性試験後の引張試験データなどを評価解析して発表する。

Irradiation tests of critical components for remote handling in gamma radiation environment

小原 建治郎; 角舘 聡; 岡 潔; 古谷 一幸; 田口 浩*; 多田 栄介; 柴沼 清; 大川 慶直; 森田 洋右; 横尾 典子*; et al.

JAERI-Tech 94-003, 73 Pages, 1994/08

【本報告書は、諸般の事情により、全文ファイルの公開を取りやめています。】最大10R/hと推定される、放射化された核融合実験炉の炉内機器の組立/保守作業は、すべて遠隔操作装置を用いて行われる。従って、遠隔装置を構成する各種機器、部品の耐放射線性の向上は、核融合実験炉用遠隔保守システム開発の主要な課題である。炉構造研では、高崎研のガンマ線照射施設を利用して、遠隔操作装置の主要構成機器であるACサーボモータ、ペリスコープ、潤滑剤、各種センサ、電線他について、~10R/hの照射線量率下で10rad以上の照射試験を実施するとともに、それら機器の耐放射線性の開発を進めている。本作業はITER工学R&Dの一環として行われたもので、本報告は、その途中経過についてまとめたものである。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,25; プロジェクト全体概要及び令和2年度までの進捗

山野 秀将; 高井 俊秀; 江村 優軌; 東 英生*; 福山 博之*; 西 剛史*; 太田 弘道*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応実験及び材料分析、共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要及び令和2年度までの進捗概要について報告する。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,29; プロジェクト全体概要及び令和3年度までの進捗

高井 俊秀; 山野 秀将; 江村 優軌; 東 英生*; 福山 博之*; 守田 幸路*; 中村 勤也*; 深井 尋史*; 古谷 正祐*; Hong, Z.*; et al.

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において制御棒材の炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応及び移動挙動を模擬できるようにするため、共晶溶融物の熱物性評価、共晶溶融反応・再配置実験、共晶反応メカニズム検討、及び共晶溶融反応に関する物理モデル開発及び実機適用解析を実施する研究プロジェクトを進めている。ここでは、プロジェクト全体概要及び令和3年度までの進捗概要について報告する。

Explainable machine learning to identify flaws in supporting structures of fast reactor

太田 陽生*; 神田 侑奈*; 久持 陸也*; 矢田 浩基; 古谷 正裕*

no journal, , 

Since the core temperature of SFRs can be much higher than that of LWRs, when the operation is prolonged, it is desirable to confirm no scratches and cracks in the core supporting structure of SFRs. However, sodium is chemically active and opaque. Furthermore, it is difficult to extract sodium in the reactor vessel for inspection. That is why the method accessed inside the reactor vessel is difficult to conduct. Non-destructive testing is one of the effective methods to detect welding defects inside the reactor. Ultrasonic testing (UT) can be applied to this detection without damaging specimens. UT was conducted to detect welding defects from the outer of the reactor vessel at this time. Therefore, the distance between the probe and the flaw is far. If there is a welding defect with noise, the flaw is too small, or the angle of the flaw is parallel to the direction in which the ultrasound is traveling, the welding defect is difficult to detect, even for skilled engineers. Machine learning (ML) is a valid method to resolve this problem. ML enables us to judge whether welding defects exist or not in supporting structures. In this study, we acquired PA images from 0.35 m specimens and confirmed validation accuracy for the classification of whether welding defects exist or not using ML, the basis of classification using explainable AI, and collected PA images from 1.0 m specimens.