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論文

Physical properties of F82H for fusion blanket design

廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10

 被引用回数:31 パーセンタイル:94.05(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。

論文

Bend-fatigue properties of JPCA and Alloy800H specimens irradiated in a spallation environment

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.27 - 31, 2014/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料など核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCAとAlloy800Hの曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が120-350$$^{circ}$$C、はじき出し損傷量が7.0-19.3dpaであった。JPCA鋼の曲げ疲労試験の結果、STIP-I試料と同様、照射前後で疲労寿命はほとんど変化はなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。一方、Alloy800Hの破面には一部に粒界破面が観察された。

論文

Corrosion-erosion test of SS316L grain boundary engineering materials (GBEM) in lead bismuth flowing loop

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 手塚 正雄*; 宮城 雅徳*; 粉川 博之*; 渡辺 精一*

Journal of Nuclear Materials, 431(1-3), p.91 - 96, 2012/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:62.49(Materials Science, Multidisciplinary)

鉛ビスマス材料試験ループ1号(JLBL-1)の第5期3600時間試験運転において、配管内部に取り付けられた試験片の腐食評価を行った。ループの運転温度は高温部が450$$^{circ}$$C、低温部が350$$^{circ}$$Cで温度差は100$$^{circ}$$Cである。試験片取り付け部の流量は約1L/min.である。試験片取り付け部は内径9mmのSS316L配管に溝を切り、10mm$$times$$10mm$$times$$1mmtの試験片を4枚取り付けた。試験片の材質はSS316L母材及びSS316L粒界制御(GBE)材である。運転終了後の試験片の光学顕微鏡による断面観察の結果、大きな減肉が観察された。SS316L母材,GBE材の減肉量は、それぞれ片面約390$$mu$$m及び190-270$$mu$$mであり、いずれも一様に減肉しつつも、局所的には平坦でなかった。SEM観察,EDX分析の結果、鉛ビスマスによる結晶粒界浸食は、母材,GBE材ともに断面のSEM観察上は数$$mu$$m程度であったが、鉛ビスマスの拡散領域深さは母材が20$$mu$$m程度、GBE材が10$$mu$$m以下で明らかな違いが見られた。これは、粒内への拡散深さは同じでも、GBE材では粒界の連続性を遮断する効果により粒界拡散を抑えた効果によると考えられる。いずれの試料でも酸化物層は観察されなかった。

論文

Tensile mechanical properties of a stainless steel irradiated up to 19 dpa in the Swiss spallation neutron source

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 小野 勝人; 松井 寛樹; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 431(1-3), p.44 - 51, 2012/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:20.56(Materials Science, Multidisciplinary)

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本論文ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の引張り試験の結果を報告する。引張り試験の結果、JPCA鋼は照射後大きく硬化するが、耐力の増加は11dpa付近で飽和した。伸びも大きく低下したが、全伸びは19.5dpa照射後も約15%保っていた。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600appmのHeが生成していると見積もられ、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。

論文

Proton irradiation effects on tensile and bend-fatigue properties of welded F82H specimens

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 遠藤 慎也; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.49 - 58, 2010/03

 被引用回数:6 パーセンタイル:43.83(Materials Science, Multidisciplinary)

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP; SINQ Target Irradiation Program)が立ち上がった。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表では照射後試験の結果からF82H鋼溶接材の引張り試験及び曲げ疲労試験の結果を報告する。引張り試験結果より、F82H鋼TIG及びEB溶接材は10dpa以上照射後も延性を保っていた。曲げ疲労試験の結果、F82H鋼母材は照射前後で疲労寿命はほとんど変化しなかった。F82H鋼溶接材は、疲労寿命が増加するものと10の7乗サイクル内で破断しないものがあった。

論文

Mechanical properties of austenitic stainless steels irradiated at SINQ target 4

斎藤 滋; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 小野 勝人; 松井 寛樹; 菊地 賢司*; 川合 將義*; Yong, D.*

Proceedings of 1st International Workshop on Technology and Components of Accelerator-driven Systems (TCADS-1) (Internet), 9 Pages, 2010/03

マイナーアクチノイド(MA)を核変換するための加速器駆動未臨界炉(ADS)の研究開発が進められている。ADSの未臨界炉心内にあるビーム窓は高エネルギー陽子と中性子の両方の照射を受ける。本研究では、照射された材料の機械的特性を評価するために、SINQターゲット4(STIP-II)で照射されたオーステナイト鋼(JPCA及びAlloy800H)の照射後試験を行った。オーステナイト鋼はフェライトマルテンサイト鋼で考慮する必要のあるDBTTシフトの問題がないといった点でビーム窓材として好ましい。本研究の照射条件は、以下の通りである。陽子エネルギー580MeV,照射温度100$$sim$$450$$^{circ}$$C,はじき出し損傷量6.5$$sim$$19.5dpa。すべての照射後試験は原子力機構東海研究開発センターのWASTEFと燃料試験施設で行われた。引張り試験は大気中で、室温、250$$^{circ}$$C及び350$$^{circ}$$Cで行われた。試験後はSEMによる破面観察を行った。室温試験の結果、10dpa程度までは照射量とともに照射硬化が増加するが、それ以上の照射量では、照射硬化が飽和することがわかった。延性も、10dpa付近までは低下するが、19.5dpaでも保たれていることがわかった。また、SEMによる破面観察の結果、すべての試料は延性破断であった。

論文

Material development in lead-bismuth spallation target system

菊地 賢司; 斎藤 滋; 濱口 大; 手塚 正雄; 大林 寛生

Proceedings of 10th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (CD-ROM), p.315 - 320, 2010/00

ADSビーム窓の耐久性を評価する研究開発を、陽子照射後試験、及び3つの鉛ビスマスループ試験により実施した。陽子照射実験の結果、オーステナイト鋼の延性は低下し、耐力は増加した。8-9Cr鋼は、他の研究所のデータによれば、照射量の増加とともに破壊モードが脆性に遷移した。疲労データは現在取得中である。いずれも組織観察の結果、母材中に多数のバブルの生成が確認された。ナノスケールの観察結果と機械的試験結果の関連は調査中である。腐食試験ループでの材料試験では、流動の影響を反映したと見られる腐食が観察された。この現象を理解するため、超音波ドップラー法による鉛ビスマス流動の可視化を試み、まず超音波を透過するために必要な材料表面の濡れ性付与技術を手に入れた。今後局所の流れ場の調査を行う予定である。熱流動試験ループでは、ビーム窓の熱伝達性能を知るため、大流量試験を行った。実験式を定式化した結果、ビーム窓の熱応力の大きさを評価可能になった。

論文

Research and development programme on ADS in JAEA

武井 早憲; 大内 伸夫; 佐々 敏信; 濱口 大; 菊地 賢司*; 倉田 有司; 西原 健司; 大林 寛生; 斎藤 滋; 菅原 隆徳; et al.

Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Research Applications and Utilization of Accelerators (CD-ROM), 11 Pages, 2009/05

原子力機構は長寿命放射性核種の核変換処理を目指した加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を進めている。原子力機構が提案するADSは、超伝導陽子加速器で熱出力800MWの鉛ビスマス冷却タンク型未臨界炉を駆動するものである。将来のADSの設計研究としては、超伝導陽子加速器用クライオモジュールの製作と試験、現存する加速器の運転データに基づく陽子加速器の信頼性評価などを行っている。J-PARCプロジェクトの核変換実験施設計画については、マイナーアクチノイド燃料を取り扱うための実験装置を含めた設計研究を進めている。

論文

580MeV陽子を照射したオーステナイト鋼のスエリング量評価

菊地 賢司; 濱口 大; 斎藤 滋

まてりあ, 47(12), P. 635, 2008/12

陽子ビームを照射したオーステナイトステンレス鋼の透過電子顕微鏡観察について述べた。条件は2ケースで照射量,照射温度,He生成量がそれぞれ10dpa, 623K, 800appmと20dpa, 693K, 1800appmである。結果は、バブルが母相に均一に生成し、そのサイズはおおむね2.5nm、転位密度より計算されるスエリング量はいずれも1%以下である。

論文

Research and development programme on ADS in JAEA

大井川 宏之; 西原 健司; 佐々 敏信; 辻本 和文; 菅原 隆徳; 岩永 宏平; 菊地 賢司; 倉田 有司; 武井 早憲; 斎藤 滋; et al.

Proceedings of 5th International Workshop on the Utilisation and Reliability of High Power Proton Accelerators (HPPA-5), p.387 - 399, 2008/04

原子力機構は長寿命放射性核種の核変換処理を目指した加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を進めている。原子力機構が提案するADSは、30MWの超伝導陽子加速器で熱出力800MWの鉛ビスマス冷却タンク型未臨界炉を駆動するものである。将来のADSの設計研究としては、燃料被覆管の最高温度低減とビーム窓の成立性検証を行っている。J-PARCプロジェクトの核変換実験施設計画については、マイナーアクチニド燃料を取り扱うための実験装置を含めた設計研究を進めている。ADSの研究開発を促進するためには研究開発ロードマップを国際的に共有することが必要である。核変換実験施設計画は、このような国際協力体制の下、基礎的で多様な実験を行うための基盤施設として重要な役割を担うことができる。

論文

Activities on ADS at JAEA

大井川 宏之; 西原 健司; 辻本 和文; 武井 早憲; 菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 水本 元治; 佐々 敏信; 菅原 隆徳; et al.

Proceedings of 9th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.371 - 382, 2007/00

原子力機構では、長寿命放射性廃棄物の核変換専用システムとして、加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を実施している。ADSは、FBRと共生することで、商用発電用FBRサイクルの信頼性や安全性の向上に寄与できる。原子力機構では、ADSの研究開発として、核・熱流動・構造設計,ビームトリップ時の過渡解析,鉛ビスマス核破砕ターゲットの開発,材料研究,コスト評価等を進めている。さらに、J-PARCの一環として、核変換実験施設を建設する予定である。

口頭

ICPによる循環した鉛ビスマス中のFe, Cr, Niの分析

菊地 賢司; 斎藤 滋; 濱口 大; 手塚 正雄*

no journal, , 

溶融鉛ビスマスを高エネルギー陽子標的として利用する技術確立の一環として、循環運転を実施したループより、配管,試験片,フィルター,電磁ポンプ等から鉛ビスマスサンプル採取し、全量化学溶解後、ICPによりFe, Ni, Cr量を定量分析し、含有量の時間変化を調べた。その結果、Fe,Crは飽和溶解度に到達しているが、Niは飽和溶解度が数%と大きいため、まだ飽和濃度に到達していないと判断される。Fe, Cr多結晶材の析出した原因は、飽和濃度の差に起因したと評価された。

口頭

Analyses of Fe, Cr and Ni dissolved in the circulated Pb-Bi by ICP

菊地 賢司; 斎藤 滋; 濱口 大; 手塚 正雄

no journal, , 

鉛ビスマス材料腐食試験ループJLBL-1において、9000時間にわたり循環した試験中に鉛ビスマスをサンプリングしてきた。その場所は配管,電磁ポンプ,流量計,フィルター,試験管である。これまで、鉄クロムの合金析出が低温部において生じることを報告している。これは高温部で溶解した物質が質量移行したものと考えられる。そこで、鉛ビスマス中に溶解している鋼材元素をICPにより全量化学分析し、析出の因果関係を調査した結果、飽和濃度以上のCr, Feが検出された。

口頭

高エネルギー陽子による核破砕材料照射実験の到達点と展望

菊地 賢司; 斎藤 滋; 遠藤 慎也; 濱口 大; Dai, Y.*

no journal, , 

陽子照射実験を、スイスPSI(ポールシェラー研究所)の施設で実施している。目的は、加速器駆動システム概念の設計とその実現性の証明に有効な材料データベースを作成することである。数多くの材料サンプルがターゲット内に収容され、585MeVの陽子サイクロトロンで照射された。照射済みのサンプルの試験は、JAEAを含む世界5か国の研究所で実施された。核破砕材料試験の到達点と今後の課題を概説するとともに、核破砕条件で使用される材料が受ける照射損傷の特徴について述べる。

口頭

加速器駆動未臨界システム(ADS)における核破砕中性子源材料の開発課題

濱口 大

no journal, , 

長寿命核種の短寿命化及び安定核種への核変換処理を目的とした加速器駆動未臨界システム(ADS)では、大強度陽子加速器と原子炉のインターフェースとしてビーム窓を用いるが、ビーム窓では高エネルギー陽子ビーム照射による核破砕反応により水素及びヘリウムが多量に生成される。これらのガスは材料中に蓄積すると機械的性質が劣化し照射脆化の一因となるため、施設の設計に資するためには高エネルギー陽子照射による材料の特性変化に関する基礎的知見を得る必要がある。日本原子力研究開発機構では、核破砕中性子源材料に関する研究の一環としてスイスのポール・シェラー研究所(PSI)が所有するSINQ加速器を用いた国際共同材料照射試験STIP(SINQ Target Irradiation Program)に参加し、実機を用いた高エネルギー陽子による材料照射試験を行ってきた。本研究会では、STIPにおいて照射された試料の照射後試験の結果を中心に、ADS開発における材料開発課題について講演を行う。

口頭

高エネルギーヘリウム粒子照射による材料損傷,2

片伯部 陽一*; 菅野 隆一郎*; 岩切 宏友*; 濱口 大; 岩井 岳夫*; 吉田 直亮*

no journal, , 

リップル・ロスによる高エネルギーアルファ粒子の放出は、プラズマ対向材料に局所的ながら強い照射損傷をもたらすことが予想される。この問題を解決するためには、まずアルファ粒子による照射損傷機構を明らかにし、それに基づいた寿命評価やアルファ粒子照射に強い材料の開発が必要である。本発表では、原子レベルでのアルファ粒子による損傷形成機構解明を目的としたヘリウムイオン照射をFe-9Crフェライト鋼に対して行い、表面からアルファ粒子の到達する深層までの損傷形態を明らかにするための断面組織観察を行った結果について報告する。

口頭

高エネルギーヘリウム粒子照射による材料損傷,2

片伯部 陽一*; 菅野 隆一郎*; 岩切 宏友*; 濱口 大; 岩井 岳夫*; 吉田 直亮*

no journal, , 

核融合炉内プラズマ対向材料は、数MeVから数eVのアルファ粒子に曝される。エネルギーを持ったアルファ粒子に材料が曝されると材料内部に多種多様な照射欠陥(バブル,転位ループ等)が形成され、材料機能のさまざまな低下が懸念される。特に、リップル・ロスによる高エネルギーアルファ粒子の放出は、プラズマ対向材料に局所的ながら強い照射損傷をもたらし、材料特性の大幅な劣化が懸念される。この課題を解決するためには、アルファ粒子による照射損傷機構を明らかにし、それに基づいた寿命評価やアルファ粒子照射に強い材料の開発が必要である。本発表では、リップル・ロスに伴う高エネルギーアルファ粒子による照射損傷機構を解明することを目的として、低放射化フェライト鋼(F82H, Fe-9Cr)に高エネルギーヘリウムイオン照射実験を行った結果について報告する。

口頭

鉛ビスマス試験ループによる材料腐食試験,3

濱口 大; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 大井川 宏之; 手塚 正雄*

no journal, , 

原子力機構では、ADSの成立性検証及び実用化に向けたデータベース構築のため大強度陽子加速器計画の一環としてADSターゲット試験施設の建設を計画しているが、その設計に先立ち構造材料の健全性評価及び鉛ビスマス取扱い技術取得のための鉛ビスマス試験ループ(JLBL)を製作し、試験運転を行ってきた。試験ループ1号は現在までに3000時間試験運転を計3回にわたって行っており、各試験運転終了後には各部を分解点検し、その健全性評価を行っている。本発表ではJLBL-1第3期試験運転終了後の試験配管の腐食挙動について報告する。第3期運転では、ループ運転温度は高温部が450$$^{circ}$$C,低温部が350$$^{circ}$$Cであり、第1期及び第2期運転時(温度差50$$^{circ}$$C)に比べて温度差が100$$^{circ}$$Cと大きくなっている。試験配管は内径9.8mm,長さ40cmの316SS製管材で、冷間加工後の内面は酸による洗浄状態である。また、試験配管の両端は内径15mmの継ぎ手構造となっている。第3期運転終了後の試験配管では、高温部(450$$^{circ}$$C)における減肉量が最大500$$mu$$mに達しており、第1期及び第2期に比べて遙かに大きなものであったが、観察された腐食形態はこれまでと同様に鉛ビスマスの粒界浸食とそれに伴う粒の剥離であった。しかし、今回は新たにNiとPb又はBiを主体とした析出物が、試験配管に残留付着した鉛ビスマス表面に確認された。このような析出物は第1期及び第2期運転では見られていない。これらの析出物に関しては今後TEM等を用いた詳しい構造解析を行う予定である。

口頭

放射線と衝撃に強い機能材料の創成研究の進展,7; SINQ照射鉄鋼材に残留する水素・ヘリウムガスの測定

菊地 賢司; 濱口 大; 斎藤 滋; 遠藤 慎也; Yong, D.*

no journal, , 

SINQ照射材に残留するHとHeの測定を異なる方法で実施した結果、Heの測定値は異なる測定方法の間でファクター2以内の残留量を得た。TEM材の測定では、既報データと比べて数10パーセントの範囲で検量された。水素の測定値は誤差の範囲であり、有為な値を示すことはできなかった。

口頭

核破砕材料研究の進展

菊地 賢司; 斎藤 滋; 濱口 大; 遠藤 慎也; 宇佐美 浩二

no journal, , 

MW級の中性子源装置設計,製作に伴う材料利用課題を解決するために1990年代の半ばから核破砕材料研究が始められた。既存の加速器施設を利用した放射線損傷実験を積み重ねるなかで、延性の低下及び延性脆性遷移温度の上昇が従来の中性子照射効果とは異なることがわかってきた。標的材料内には多量のバブルが生成されていることがわかっている。核破砕装置設計では、ガス生成量評価モデルの精度向上及び実験的確認が急務となっている。

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