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論文

Ultra-high temperature creep rupture and transient burst strength of ODS steel claddings

矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.

Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:58.8(Materials Science, Multidisciplinary)

一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000$$^{circ}$$Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度は、650から850$$^{circ}$$Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相が$$alpha$$から$$gamma$$相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼における析出物とボイドの照射挙動

井上 利彦; 関尾 佳弘; 渡邉 英雄*

まてりあ, 58(2), P. 92, 2019/02

イオン照射試験施設(TIARA)にて、イオン照射(照射温度: 600$$^{circ}$$C、照射量: 100)を行った高速炉用オーステナイト系ステンレス鋼について、九州大学所有の収差補正原子分解能分析電子顕微鏡(JEM-ARM20FC)を用いて、微細組織観察とSTEMモードでの元素マッピング(EDS)を行い、照射による析出物等の挙動評価を行った。微細組織観察等の結果、照射領域において、粗大なボイドの形成が観察された。また、非照射領域に確認できるNbを含んだMXが観察されず、照射により分解・消失したものと考えられる。更に、Niが転位やボイド表面に偏析していることが顕著に観察された。これら最新の高性能電子顕微鏡の活用により、照射による析出物の挙動や転位周辺の元素偏析を明瞭に可視化することができた。これらの挙動を詳細に解析することで、高速炉材料の寿命因子となる析出物の消失や偏析、ボイドスエリングの照射損傷機構の解明が期待できる。

論文

放射光X線回折法を用いた積層型高強度鋼板におけるマルテンサイト層の局所変形挙動評価

小島 真由美*; 城 鮎美*; 鈴木 裕士; 井上 純哉*; 菖蒲 敬久; 徐 平光; 秋田 貢一; 南部 将一*; 小関 敏彦*

材料, 66(6), p.420 - 426, 2017/06

The strain distribution in a multilayered steel composite, which consists of martensite and austenite layers, was evaluated by energy dispersive X-ray diffraction to investigate the homogeneity of deformation in the martensite layer under uniaxial loading. A dog-bone shape specimen with a martensite layer with 0.2 mm in a thickness, sandwiching by austenite layers with 0.4 mm in thickness, was utilized in this study. A change in strains as a function of tensile loading was measured at the center of the martensite layer as well as near the interface between the martensite and austenite layers. Furthermore, the residual strain distributions were measured in the martensite layer of the unloaded specimens after different applied strains. As a result, slight inhomogeneous deformation was found at the beginning of the plastic deformation in the martensite layer although no local deformation was recognized even near the interface between austenite and martensite layers. After further deformation, mismatch of plastic deformation between austenite and martensite layers was reduced, and the martensite layer deformed homogeneously. Therefore, an unstable interface phenomenon might not be caused by the intrinsic factors with a mesoscopic scale discussed in this experiment.

論文

Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 井上 利彦; 加藤 章一; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04

 被引用回数:17 パーセンタイル:3.04(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。

論文

Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 2; Labolatory-1

菅谷 雄基; 坂爪 克則; 圷 英之; 井上 利彦; 吉持 宏; 佐藤 宗一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 8 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構は、東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けて、ガレキや燃料デブリ等の放射性廃棄物を分析・研究する研究開発拠点「大熊分析・研究センター」を整備する。本稿では、大熊分析・研究センターのうち、低・中レベルの放射性廃棄物の分析を行う「第1棟」について、構想や研究計画等を概説する。

論文

Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 3; Laboratory-2

伊藤 正泰; 小川 美穂; 井上 利彦; 吉持 宏; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構大熊・分析研究センター第2棟は、燃料デブリの処理技術の技術開発に活用される予定である。具体的な分析内容とその重要性は、2016年度に専門家委員会で議論された。燃料デブリの回収と臨界管理に関するトピックを最も重要な内容としている。その結果、形状・サイズ測定、組成・核種分析、硬さ・靭性試験、線量率測定などの試験を行う装置を導入することが優先されることになった。また、試料は受入れ時、線量率(1Sv/h以上)が高いため、十分な放射線遮蔽能を有するホットセルが使用される。ホットセルでは、試料の切断や溶解などの前処理が行われる。処理された試料は、コンクリートセル,スチールセル,グローブボックス、およびフードで試験される。2017年度に第2棟の詳細設計を開始した。

論文

The Outline of Japan Atomic Energy Agency's Okuma Analysis and Research Center, 1; The Total progress of Labolatory-1 and Labolatory-2

井上 利彦; 小川 美穂; 坂爪 克則; 吉持 宏; 佐藤 宗一; 小山 真一; 小山 智造; 中山 真一

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 7 Pages, 2017/00

日本原子力研究開発機構が整備を行っている、大熊分析・研究センターについて概要を報告する。大熊分析・研究センターは、福島第一原子力発電所(1F)廃止措置のための中長期ロードマップに基づき整備されており、施設管理棟, 第1棟, 第2棟の3つの施設で構成されている。第1棟, 第2棟はホットラボであり、第1棟は中低線量のガレキ類等を分析対象としており、許認可を得て2017年4月から建設を始めて2020年の運転開始を目指している。第2棟は、燃料デブリ及び高線量ガレキ類の分析を行うためコンクリートセルや鉄セル等で構成しており、現在設計中であり、導入する分析装置の選定作業等を行っている。

論文

Support system for training and education of future expert at PIE Hot Laboratories in Oarai JAEA; FEETS

逢坂 正彦; 堂野前 貴子; 市川 正一; 佐々木 新治; 石見 明洋; 井上 利彦; 関尾 佳弘; 三輪 周平; 大西 貴士; 浅賀 健男; et al.

Proceedings of 1st Asian Nuclear Fuel Conference (ANFC), 2 Pages, 2012/03

原子力機構大洗ホットラボにおける原子力人材育成のためのサポート制度(FEETS)について紹介する。施設の特徴の整理及びユーザーニーズの調査結果に基づいて制度を構築した。FEETSによりサポートされた種々の人材育成プログラムについて紹介する。

論文

Stress partitioning behavior of multilayered steels during tensile deformation measured by in situ neutron diffraction

小島 真由美*; 井上 純哉*; 南部 将一*; 徐 平光; 秋田 貢一; 鈴木 裕士; 小関 敏彦*

Scripta Materialia, 66(3-4), p.139 - 142, 2012/02

 被引用回数:42 パーセンタイル:8.01(Nanoscience & Nanotechnology)

Stress partitioning in multilayered steels consisting of martensitic and austenitic layers was measured during tensile deformation by in situ neutron diffraction measurements to investigate the mechanism of improved strength-elongation combinations. The deformation mode can be classified into three stages, and the results indicated that the applied stress is effectively transferred to the martensitic phase, because no stress concentration sites exist, owing to the multilayered structure. Hence, even as-quenched martensite deformed uniformly, resulting in improved strength-elongation balance in multilayered steels.

論文

高速炉炉心用改良ステンレス鋼

井上 利彦; 山県 一郎; 浅賀 健男

日本原子力学会誌, 53(9), p.638 - 642, 2011/09

高速実験炉「常陽」等において高速炉炉心用材料として使用している改良SUS316鋼について、高速炉特有の使用環境と求められる諸特性とともに改良SUS316鋼の開発の経緯と現状などを紹介する。高速炉炉心材料には、炉心の高出力密度及びFPガスによる内圧に耐えられる高温強度特性,照射損傷による耐スエリング性,冷却材ナトリウム及びFCCIによる耐食性などがおもに求められる。改良SUS316鋼の開発では、高温強度特性と耐スエリング性の改善に重点を置き、冷間加工度及び微量添加元素などが改善に与える影響についてスクリーニング試験を行った。微量添加元素などの最適化によって、高温強度特性と耐スエリング性の改善が両立可能であることを実証するとともに、照射環境下での影響やFCCI等に対する耐食性を評価した。また、改良SUS316鋼は、「常陽」において約44,000本の使用実績を有するとともに、約2.1$$times$$10$$^{27}$$n/m$$^{2}$$までの照射実績を有しており、良好な高温強度と耐スエリング性を実証し、炉心材料としての健全性を示している。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:121 パーセンタイル:1.72(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

In-pile creep rupture properties of ODS ferritic steel claddings

皆藤 威二; 大塚 智史; 井上 賢紀; 浅山 泰; 上羽 智之; 水田 俊治; 鵜飼 重治*; 古川 智弘; 伊藤 主税; 籠田 栄一; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.294 - 298, 2009/04

 被引用回数:23 パーセンタイル:14.12(Materials Science, Multidisciplinary)

ODS鋼被覆管のクリープ破断強度に及ぼす中性子照射の影響を調査するために、「常陽」MARICO-2を用いて炉内クリープ破断試験を実施した。MARICO-2では14試料の炉内クリープ破断を検知するとともに、RIMSによりこれまでに6試料の炉内クリープ破断時間を特定することができた。この結果、MARICO-2の照射条件範囲では、ODS鋼被覆管のクリープ破断強度の低下は認められなかった。

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

報告書

Joint operation of the TSTA with the J-FCU under the collaboration between JAERI and U.S.-DOE; A First integrated tritium test between J-FCU and ISS on October, 1991

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 山西 敏彦; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Anderson, J. L.*; Barnes, J. W.*; et al.

JAERI-M 93-081, 35 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-081.pdf:1.19MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のTSTAにおいて核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。本試験は、J-FCUとISSを連結した初の実験で、1)両システム連結運転上の制御特性、問題点の調査と2)レーザーラマン分光法によるISSの動特性測定を主目的として91年10月に行われた。試験中、上記連結上の問題はなく、ループ流量として2~10SLPM程度の領域で安定に運転できた。レーザーラマン分光測定は、短時間で非常に有効に作動し、ISSの動特性に関する知見を得た。本報告書は、上記試験の詳細結果をまとめたものである。

口頭

高速炉用PNC316被覆管の短時間強度特性の評価

井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が高速炉用の被覆管として開発したPNC316材の照射試験を行い、短時間強度特性を評価したので報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度570$$sim$$730$$^{circ}$$C、中性子照射量は約25$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)の範囲で行った。引張強さは、これまで実施している約5$$sim$$20$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)の試験結果と同等で、中性子照射量の増加に対しても低下は認められなかった。また、急速加熱強度(周応力と破裂温度の関係)は、高速原型炉で想定している使用制限値(周応力: 69MPa,破裂温度: 830$$^{circ}$$C)よりも安全側に位置しており必要とする強度を満足していた。

口頭

Transient burst techniques and results of the examination for irradiated PNC316 steel

西野入 賢治; 赤坂 尚昭; 小川 竜一郎; 井上 利彦

no journal, , 

高速炉において、徐熱能力低下事象(LOF事象)下の燃料被覆管の変形挙動や強度を評価することは安全上重要な評価項目である。LOF事象における第1次熱ピークでの被覆管挙動を評価するために急速加熱バースト試験を行った。供試材は高速実験炉「常陽」で照射されたPNC316鋼被覆管である。本報告では、急速加熱バースト試験技術と照射後試験結果を報告する。試験の結果、非照射材と比較すると照射材における破裂温度の著しい低下は認められなかった。

口頭

「常陽」にて照射したPNC1520鋼被覆管の引張強度特性評価

井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治

no journal, , 

日本原子力研究開発機構が高速炉用被覆管として開発したPNC1520鋼を用いた照射試験(燃料ピン照射)を初めて行い、引張強度特性を評価したので報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度は400$$sim$$550$$^{circ}$$C、中性子照射量は約10$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$0.1MeV)までの範囲で行った。引張強度特性は、これまで実施している15Cr-20Ni鋼やPNC316鋼における試験結果と同等であった。また、試験温度400$$sim$$450$$^{circ}$$Cでは、照射硬化による延性低下が認められた。本試験の結果、約10$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$域までのPNC1520鋼を用いた燃料ピンの健全性を確認した。

口頭

応力下における照射欠陥の蓄積過程,1

渡辺 英雄*; 平金 晶憲*; 吉田 直亮*; 井上 利彦; 山下 真一郎

no journal, , 

高速炉炉心材の寿命因子の1つであるクリープ損傷において、照射場や応力場といった複合的な環境因子が与える基礎的影響は明確になっておらず評価する必要がある。本評価のため、重イオンビームライン上に小型単軸引張・圧縮試験機を設置し、高温照射環境下におけるステンレス鋼の内部組織の発達過程における応力の影響を考察した。その結果、照射による転位ループ密度が少ない領域においても、応力下では高密度の転位が観察され、応力負荷の影響が広範囲にまで及ぶことが明らかとなった。

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