Evaluation of residual stress relaxation in a rolled joint by neutron diffraction

林 眞琴*; Root, J. H.*; Rogge, R. B.*; 徐 平光

Quantum Beam Science (Internet), 2(4), p.21_1 - 21_16, 2018/12

https://doi.org/10.3390/qubs2040021

The rolled joint of pressure tube, consisting of three axial symmetric parts, modified SUS403 stainless steel, Zr-2.5Nb pressure tube and Inconel-718, has been examined by neutron diffraction for residual stresses. It was heat treated at 350C for 30, 130 and 635 hours to simulate the thermal aging of the rolled joint over the lifetime of the advanced thermal reactor at 288C for 1, 5 and 30 years. The crystal lattice strains at various locations in the rolled joint before and after the aging treatments were measured by neutron diffraction and the residual stress distribution in the rolled joint was evaluated by using the Kroner elastic model and the generalized Hooke's law. In the crimp region of the rolled joint, it was found that the aging treatment had weak effect on the residual stresses in the Inconel and the SUS403. In the non-aged Zr-2.5Nb, the highest residual stresses were found near its interface with the SUS430. In the Zr-2.5Nb in the crimp region near its interface with the SUS430, the average compressive axial stress was -440 MPa, having no evident change during the long-time aging. In the Zr-2.5Nb outside closest to the crimp region, the tensile axial and hoop stresses were relieved during the 30 hours aging. The hoop stresses in the crimp region evolved from an average tensile stress of 80 MPa to an average compressive stress of 230 MPa after the 635 hours aging, suggesting that the rolled joint had a good long-term sealing ability against the leakage of high temperature water.

Rapid measurement scheme for texture in cubic metallic materials using time-of-flight neutron diffraction at iMATERIA

小貫 祐介*; 星川 晃範*; 佐藤 成男*; 徐 平光; 石垣 徹*; 齋藤 洋一*; 轟 秀和*; 林 眞琴*

Journal of Applied Crystallography, 49(5), p.1579 - 1584, 2016/10

AA2016-0186.pdf:1.13MB

https://doi.org/10.1107/S160057671601164X

The authors have developed texture measurement system on a time-of flight neutron diffractometer, iMATERIA (BL20, MLF/J-PARC, Japan). Quantitative Rietveld texture analysis for a duplex stainless steel was possible with one neutron beam exposure for several minutes without sample rotation. The minimum number of diffraction spectra required for the Rietveld texture analysis was experimentally determined as 100. The suggested rapid measurement scheme used 132 spectra and determined volume fractions of texture components in both ferrite and austenite phases, quantitatively. This quantitative and rapid measurement scheme was established by utilizing the features of iMATERIA as a powder diffractometer, i.e. fairly high resolution in d-spacing and numerous detectors equipped in a wide range of scattering angle.

R&D activities of tritium technologies on Broader Approach in Phase 2-2

磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.075

幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。

Recent progress on tritium technology research and development for a fusion reactor in Japan Atomic Energy Agency

林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03

https://doi.org/10.13182/FST14-T31

Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.

Hydrogen isotope behavior on a water-metal boundary with simultaneous transfer from and to the metal surface

林 巧; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 小林 和容; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; 山西 敏彦

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1520 - 1523, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.03.069

トリチウムの閉じ込めは核融合炉の最も重要な安全上の課題である。特に、水冷却のトリチウム増殖ブランケットではトリチウムの冷却水への移行が重要である。そのため、1kPaの純トリチウムを封入した金属試料配管(純鉄や7ミクロン程度の金メッキを施した純鉄)を高温高圧水容器(150C, 0.8MPa)にいれ、金属側から水中及び水蒸気中に移行するトリチウムを化学形別に測定した。また、高温高圧重水(300C, 15MPa)からの各種金属配管(純鉄,純ニッケル,ステンレス鋼(SS304),金メッキ純鉄など)への重水素の移行挙動を調べ、水側から金属側への移行を確認した。今回、上記の同時移行挙動を、重水からの重水素の安定移行確認後に軽水素を試料配管内側へ導入することにより、検証した。

飛行時間法中性子回折によるバルク材料集合組織測定技術の開発

徐 平光; 星川 晃範*; 林 真琴*; 秋田 貢一; 森井 幸生*; 石垣 徹*

日本材料学会第48回X線材料強度に関するシンポジウム講演論文集, p.7 - 9, 2014/07

Time-of-flight neutron diffraction may evidently accelerate the bulk texture measurement speed through the proper combination of multiple orientations distributed neutron detectors and the simultaneous multiple diffraction peak acquisition, and only few sample rotations are needed to be carried out. In addition to the omega-axis rotatable sample changer, a dedicated omega/chi two-axis rotatable goniometer is under urgent development. It is highly expected to play an important role to evaluate the bulk texture evolution of advanced materials during thermomechanical controlling process. Though the intrinsic difference in neutron diffraction spectra from different orientations (determined by each set of Bragg angle/azimuthal angle) evidently increases the technical difficulty in rapid texture analysis, the development of Materials Analysis Using Diffraction (MAUD, developed by Luca Lutterotti, et al.) and other relevant software/programs are bringing us much convenience. Moreover, in order to increase the accessibility to neutron diffraction bulk texture measurement instruments, the various cooperative researches and the mail-in services are being planned.

Overview of R&D activities on tritium processing and handling technology in JAEA

山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧

Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2012.02.043

原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。

Design study and comparative evaluation of JSFR failed fuel detection system

相澤 康介; 近澤 佳隆; 石川 信行; 久保 重信; 岡崎 仁*; 水戸 誠*; 戸澤 克弘*; 林 真照*

Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.465 - 474, 2012/06

日本において、JSFRの設計研究が進められている。JSFRは2種類の破損燃料検出系を有している。一つは、炉内の燃料破損を検出するFFDである。もう一つは、破損した燃料集合体を位置決めするFFDLである。本研究では、FFDへの要求性能を整理し、それを満足する実証炉用FFD及び実用炉用FFDを設計した。実用炉FFDは、炉上部プレナムのナトリウムをサンプリングするシステムを採用し、炉上部プレナム内の流動解析を実施して性能を確認した。実証炉用FFDは、1次系配管の外側に検出器を設置するシステムを採用し、遮へい解析等を実施して性能を確認した。FFDLについては、既往炉及び過去の研究開発の経験を整理した。セレクタバルブ法FFDLはPhenixとS-Phenixの経験を調査し、タグガス法FFDLはEBR-IIとFFTFの経験を調査した。これらの調査結果をもとに、両システムのJSFRへの適合性を評価した。

Permeation behavior of tritium through F82H steel

小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 林 巧; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1143 - 1146, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.03.002

本研究において、水蒸気状トリチウムの低放射化フェライト鋼であるF82H鋼に対する透過挙動の解明を試みた。実験としては、トリチウム濃度と実験温度をパラメータとし、ヘリウムで希釈したトリチウム水蒸気を用いて等温透過実験を行った。結果として、供給側に水蒸気状トリチウムを用いた場合、文献にある分子状トリチウムを用いた場合と比較すると、透過係数が2-3桁程度低下していた。また、実験後に表面観察を行った結果、約2.7m程度の多孔質な酸化膜が形成されていた。XRDの結果から形成した酸化膜は多量のヘマタイトと少量のマグネタイトから形成されていた。以上の結果及び文献より、透過係数の低下は酸化層による透過抑制が主要因とは考えにくいことが示唆された。一方で、水蒸気の試料表面上における酸化還元反応により発生する水素分子と水蒸気の平衡定数から、水蒸気状トリチウムの透過は、酸化還元反応により生成する分子上トリチウム分圧に依存することが示唆された。

Dynamic behaviors of deuterium retained in SS-316 oxidized at various temperatures

小林 誠*; Wang, W.*; 倉田 理江; 松山 政夫*; 林 巧; 山西 敏彦; 朝倉 大和*; 大矢 恭久*; 奥野 健二*

Fusion Science and Technology, 60(1), p.403 - 406, 2011/07

https://doi.org/10.13182/FST11-A12389

ステンレス鋼酸化膜に対する、水素同位体の保持及び放出機構を、多様な温度で研究した。酸化膜は、おもに酸化鉄と考えられ、分子状態で放出される重水素は、その分解温度とおおよそ一致する温度で放出された。重水素の保持量は、ステンレス酸化膜の形成温度の上昇とともに増加した。酸化膜の厚さが、水素同位体の保持量に大きく依存していると考えられる。一方、水の形で放出される重水素の量は、酸化膜形成温度に依存しなかった。水素同位体が水の形に平成されるのは、ステンレス鋼のごく表面の酸化鉄の量に依存していると考えられる。