FBR金属材料試験実施要領書(2023年度改訂版)

今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一

JAEA-Testing 2023-004, 76 Pages, 2024/03

JAEA-Testing-2023-004.pdf:2.08MB

本要領書は、高速炉の高温構造設計技術開発の一環として実施している大気中、アルゴン中及びナトリウム中材料試験の実施方法や得られたデータの整理方法についてとりまとめたものである。本報は、1977年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書[PNC TN241 77-03]」および2001年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書(改訂版)(マニュアル) [JNC TN9520 2001-001]」に日本産業規格(JIS)における試験法の改訂を反映するとともに、国内学会における材料試験法標準である日本機械学会(JSME)の推奨常温/高温引張試験方法や日本材料学会(JSMS)の高温低サイクル疲労試験法標準も参考にしながら作成した。

Material data acquisition activities to develop the material strength standard for sodium-cooled fast reactors

豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.

Proposal of simulation material test technique for clarifying the structure failure mechanisms under excessive seismic loads

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。

Post irradiation experiment about SiC-coated oxidation-resistant graphite for high temperature gas-cooled reactor

柴田 大受; 水田 直紀; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; et al.

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10

高温ガス炉(HTGR)の炉内構造物には黒鉛が用いられている。空気侵入事故による黒鉛構造物の酸化は、安全性の観点から重要な課題である。黒鉛表面へのSiC被覆は、黒鉛の耐酸性を向上させる有望な技術である。しかし、炉内構造物への適用については、この材料の高温、中性子照射に対する健全性を確認することが重要である。原子力機構と日本の黒鉛メーカは耐酸化黒鉛の研究開発を進めてきた。原子力機構とカザフスタンINPとは、ISTCパートナープロジェクトの枠組みを利用して耐酸化黒鉛に対する中性子照射効果について調べた。本報は、SiC被覆を施した耐酸化黒鉛への中性子照射後試験の結果について述べるものである。耐酸化黒鉛のうち、ある一つの銘柄については照射後の酸化試験において優れた特性を示した。

改良9Cr-1Mo鋼の高温強度に及ぼす繰返し軟化の影響

鬼澤 高志; 永江 勇二; 加藤 章一; 若井 隆純

材料, 66(2), p.122 - 129, 2017/02

https://doi.org/10.2472/jsms.66.122

次世代ナトリウム冷却高速炉では、配管の短縮化などによる物量削減を図り、優れた経済性を達成するために、高温強度と熱的特性に優れる改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に適用することを検討している。改良9Cr-1Mo鋼は、繰返し負荷に伴い軟化挙動を示す材料であり、繰返し軟化により引張特性やクリープ特性に影響があることが報告されている。しかしながら、繰返し軟化条件をパラメータとして、系統的に高温材料特性への影響を検討した例はない。このため、改良9Cr-1Mo鋼について、繰返し軟化条件をパラメータとした繰返し軟化材を製作し、それらの引張試験およびクリープ試験を実施し、繰返し軟化条件と高温材料特性が受ける影響の関係を評価した。加えて、それら評価に基づき、高速炉設計における繰返し軟化効果の取扱いについて検討を実施した。

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

Safeguards improvement for the Tokai Reprocessing Plant (TRP)

鬼澤 寿和; 木村 隆志; 黒巣 一敏; 早川 剛; 福原 純一; 谷津 祥一*

STI/PUB/1298 (CD-ROM), p.739 - 745, 2007/08

東海再処理工場では、日本国政府及びIAEAの保障措置が実施されている。IAEAはIAEA保障措置の強化及び効率を改良するための方針を掲げ、TRPに対して1995年に保障措置の改良計画を提案した。原子力機構(JAEA)は4分野10タスクに分けられた改良計画について1995年から2003年にかけて積極的に取組んだ。この改良は、TRPへの統合保障措置を導入するための基盤を与えることが期待される。JAEAがこの改良に貢献した主要な範囲を含めた各タスクの概要を報告する。

高クロム鋼の材料特性試験(V) SUS410J3の溶接継手材および12000h熱時効母材の機械的特性

鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 加藤 章一; 吉田 英一

JNC TN9400 2005-019, 93 Pages, 2005/03

JNC-TN9400-2005-019.pdf:14.06MB

高速炉の実用化に向けて、高温強度と熱的特性がバランスよく優れる高クロム(Cr)鋼を主要構造材料として採用することが検討されている。本研究では、FBR使用温度域における12Cr鋼溶接継手部の基本材料特性を把握することを目的に、SUS410J3の溶接継手材を製作し、クリープ試験および組織観察を実施した。また、SUS410J3母材部の長時間熱時効後の機械的強度特性および組織安定性を評価することを目的に、12000時間熱時効材について、引張試験、衝撃試験および組織観察を実施した。これらの試験の結果、以下の結論を得た。550と600において溶接部のクリープ破断特性を約3000時間まで取得した。本研究の範囲内では、クリープ破断強度は、「溶接継手母材(SR処理)母材(SR処理無)溶接金属」の順で大きくなる傾向がみられた。また、600では、2000時間程度の破断条件下で顕著なクリープ破断延性の低下が認められた。ミクロ組織調査などの結果、破断は母材近傍のHAZ細粒域で生じており、TypeⅣ破壊の可能性が示唆された。溶接継手のクリープ特性については、今後も長時間域の評価データ拡充を図っていく予定である。一方、LMP法から実機想定の最高使用温度550で約35万時間に換算相当される600、12000時間熱時効後の衝撃特性、高温引張特性および組織安定性に関する評価データを取得した。衝撃特性は受入材よりも低下するが、その低下割合は上部棚吸収エネルギーで概ね34割で、前報の3000および6000時間熱時効材とほぼ同様であった。したがって、衝撃特性に対する熱時効の影響は、30006000時間で飽和するものと考えられる。また、引張強さおよび0.2%耐力は熱時効時間の増加とともに僅かに低下する傾向が認められた。これは、組織調査の結果から、MCなどの析出の影響に関与していると思われる。

高速炉構造用316鋼溶接部のクリープ特性とミクロ組織変化

長谷部 慎一; 鬼澤 高志; 加藤 章一

JNC TN9400 2003-019, 62 Pages, 2003/03

JNC-TN9400-2003-019.pdf:3.33MB

高速炉構造用316鋼に適した溶接材料の選定に資するため、溶接部の長時間高温特性を評価することを目的として、最適成分と考えられる溶接材料を用いて溶接金属および溶接継手試験片を製作し、550度Cにおいて1万時間を越える長時間クリープ試験を行った。また、材質劣化が著しく破壊し易い溶接金属のミクロ組織変化を観察して長時間高温強度評価を行った。得られた成果は以下の通りである。 (1)316系および16-8-2系溶接材料の最適仕様材として製作した溶接金属と溶接継手は、クリープ特性が従来材に比べて優れていた。特に、16-8-2系では改善効果が大きく、長時間域での組織安定性に優れていた。 (2)長時間加熱によって溶接金属に内在するフェライト相が分解するとLaves相、相、オーステナイト相などが析出し、残留したフェライト相は低合金化しながらフェライト相(Crニアリイコール12%、Niニアリイコール2%)に変態して平衡状態になることを明らかにした。 (3)316系溶接金属は、フェライト相のCr濃度が高いために、相の析出量が増大して長時間クリープ強度が低下する傾向にある。一方、16-8-2系溶接金属はCr濃度が低く、相などの金属間化合物の析出量が少ないので、長時間側においても母材と同等のクリープ強度が確保できることを確認した。 (4)残留フェライト相の組成を分析することによって、簡易的にミクロ組織変化を把握することが可能であり、長時間高温強度評価を行う際に有効な手段であることがわかった。

FBR金属材料試験実施要領書(改訂版)

加藤 章一; 鬼澤 高志; 吉田 英一; 青砥 紀身

JNC TN9520 2001-001, 116 Pages, 2001/01

JNC-TN9520-2001-001.pdf:3.44MB

本要領書は、高速炉の高温構造設計技術開発の一環として実施している大気中及びナトリウム中材料試験の実施方法や得られたデータの整理方法についてとりまとめたものである。本要領書は、日本工業規格(JIS)における試験法の改訂及び国際単位(SI)系への変更を反映するとともに、日本鉄鋼協会のVAMAS(Versailles Project on Advanced Materials and Standards)低サイクル疲労研究部会などの国内委員会における材料試験手法の動きも視野に入れながら作成した。また、材料試験技術の伝承などを図るため、当グループで蓄積された試験技術についてもとりまとめた。