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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.
矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二
JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01
JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB
安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850
C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。
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。
橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08
シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。低温での鉛合金構造の破損メカニズムと高温での実際の構造の破損メカニズムとの類似性を実証するには、数値解析が必要である。2019年に数値解析のための非弾性構成方程式を提案したが、鉛合金の材料試験ではばらつきが大きく、提案式は良好に表現することができなかった。本研究では、材料特性を安定させる時効合金を用いた新しい材料試験結果に基づいて、鉛合金の改良非弾性構成方程式を提案する。
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。
水田 直紀; 角田 淳弥; 柴田 大受; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭
炭素材料科学の進展; 日本学術振興会第117委員会七十周年記念誌, p.161 - 166, 2018/10
原子力機構及び日本の黒鉛メーカ4社(東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボン)は、高温ガス炉の炉内構造材料に用いる黒鉛の耐酸化性を向上させることを目的に、CVD法によりSiCコーティングを施した耐酸化黒鉛の研究を進めている。本報では、国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして実施した、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉による耐酸化黒鉛の中性子照射試験について紹介する。照射試験に先立ち、各試験片に対して未照射条件での酸化試験を行った結果、耐酸化試験片全てにおいて、CVD法により施されたSiCコーティングが十分な耐酸化性を示すことがわかった。中性子照射試験は終了しており、今後はWWR-Kホットラボでの炉外酸化試験を行う計画である。
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
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。
柴田 大受; 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.*; Dyussambayev, D.*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.567 - 571, 2016/11
高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E
0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.2
10
/m
、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.210
/mであった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。
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。
鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 若井 隆純; 浅山 泰; 加藤 章一
鉄と鋼, 94(3), p.91 - 98, 2008/03
被引用回数：3 パーセンタイル：27.08(Metallurgy & Metallurgical Engineering)高速増殖炉の実用化に向けて、高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。FBR構造材料には、最高使用温度約550Cにおけるクリープ疲労強度が求められるほか、破断前漏洩成立の観点から靭性が要求され、また60年を超えるような長寿命プラントの寿命末期までそれら特性を安定に保つ必要がある。そのために、高Cr鋼をFBR構造材料に適用するにあたっては、添加元素や熱処理条件などを最適化することが望まれる。本研究は、FBR用高Cr鋼に最適なV, Nb添加量を提示するために、V, Nb添加量を調整した高Cr鋼に対して時効試験を実施し、時効に伴うMXを中心とした微細析出物の種類,化学組成,平均直径,形状等の変化を電子顕微鏡観察等により明らかにし、FBR使用環境を模擬した加速条件におけるMX析出強化機構の長時間安定性・有効性について検討を行った。限定された化学成分及び熱処理条件に対する結果であるが、Nb添加による析出強化機構の安定性は高くないものの、V単独添加による析出強化機構は、FBRプラントの寿命末期まで有効である可能性があることが明らかとなった。
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。
Mn translocation in barley monitored using a positron-emitting tracer imaging system塚本 崇志*; 中西 啓仁*; 清宮 正一郎*; 渡辺 智; 松橋 信平; 西澤 直子*; 森 敏*
Soil Science and Plant Nutrition, 52(6), p.717 - 725, 2006/12
被引用回数：34 パーセンタイル：63.68(Plant Sciences)Until now, the real-time uptake and movement of Mn, has not been documented in plants. In this study, the real-time translocation of Mn in barley was visualized using Mn and PETIS. In all cases, Mn first accumulated in the discrimination center (DC), suggesting that this region may play an important role in Mn distribution in graminaceous plants. Mn deficient barley showed greater translocation of Mn from roots to shoots than did Mn-sufficient barley. In contrast, the translocation of Mn from roots to shoots was suppressed in Mn-excess barley. In Mn-sufficient barley, the dark treatment did not suppress the translocation of Mn to the youngest leaf, suggesting that the translocation of Mn to the youngest leaf is independent of the transpiration stream. Our results show that the translocation of Mn from the roots to the DC depends passively on water flow, but actively on the Mn transporter(s).
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3
4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、M
C
などの析出の影響に関与していると思われる。
鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 若井 隆純; 加藤 章一; 青砥 紀身
JNC TN9400 2005-012, 99 Pages, 2005/03
JNC-TN9400-2005-012.pdf:9.77MB
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。前報では、高速炉最適高Cr鋼開発に反映するために、バナジウム(V)およびニオブ(Nb)に着目したMX析出強化機構の長時間有効性・安定性に関する検討を目的に、V、Nbの添加量の異なる高Cr鋼試作材を作製した。本報は、試作材について、機械的性質および組織安定性に及ぼすV、Nb添加量の影響を調査する目的で、受入材および6006000h時効材について、各種材料強度試験および観察・分析を実施し、以下の結論を得た。(1)引張特性および比較的短時間のクリープ特性は、VおよびNbの添加量の増加に伴い高強度、低延性化の傾向を示した。また、定常クリープひずみ速度、第三期クリープ開始時間とクリープ破断寿命の関係に及ぼすVおよびNbの添加量の影響は、ほとんどないことが確認された。(2)衝撃特性は、VおよびNbの添加量の増加に伴い低下する傾向を示した。本研究で製作したV・Nb成分調整材では、6006000hの時効に伴う衝撃特性の低下は、ほとんどなかった。これは、Laves相の析出がないことが関与していると考えられる。(3)VおよびNbの添加により、微細なMX粒子(V(C,N)およびNbC)の析出が確認された。MX粒子は、VおよびNbの添加量の増加と共に、析出量が増加することが確認された。6006000hの時効においては、粗大化の傾向はみられず、安定に存在することを確認した。(4)V添加により、V(C,N)を核として、微細なCr
(C,N)の析出が促進され、MC の成長を抑制している可能性を示した。また、V添加材において析出するCr (C,N)は、10at.%程度のVを含有し、そのため粗大化が抑制されていることが明らかになった。
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。
加藤 章一; 鬼澤 高志; 吉田 英一
JNC TN9400 2003-015, 31 Pages, 2003/03
JNC-TN9400-2003-015.pdf:4.62MB
高クロム鋼は、高温強度特性, 熱膨張係数及び熱伝導率等に優れていることから、実用化戦略調査研究における実用化炉の構造材料として期待されている。本研究では、高クロム鋼のHCM12A(2001年度材)について、基礎的な材料物性を評価することを目的に、材料物性試験を実施した。なお、本報告に示す材物性値は、厚延鋼板(2ヒート)のみの材料物性試験結果をまとめたものであり、設計基準値ではない。材料物性の評価項目は、以下のとおりである。比重(室温),比熱(室温900度),熱伝導率(室温900度),熱膨張係数(50度1000度),ヤング率(室温700度),ポアゾン比(室温700度)
杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.
JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03
本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。
渡辺 庄一; 外池 幸太郎; 吉山 弘; 山本 俊弘; 井澤 一彦; 三好 慶典
no journal, ,
再処理施設の使用済燃料溶解時を模擬したSTACYの臨界体系として、PWR用寸法仕様相当の5wt%濃縮度の棒状燃料集合体(正方格子ピッチ1.5cm)を6wt%濃縮度の濃縮度ウラン硝酸水溶液で満たした体系において、核分裂生成物の模擬元素サマリウムを添加した場合の臨界量を測定するとともに、添加物の反応度効果を評価した。
加藤 章一; 若井 栄一; 吉田 英一; 土岐沢 耕一*; 福島 文欧*
no journal, ,
高速炉の構造材料について、研究炉「JRR-3」及び高速炉「常陽」による組合せ照射試験が行われており、炉内照射された材料(照射材料)はクリープ試験等の各種強度試験に用いられる。限定された時間と照射スペースの中で数多くの強度試験データの取得を可能とするために、照射材料には微小試験片形状が採用される。本試験研究では、照射材料の強度試験に先立ち、微小試験片によるクリープ試験技術を開発し、比較評価用データの構築を図ることを目的に未照射材料のクリープ試験を実施した。
若井 栄一; 高田 文樹; 高屋 茂; 加藤 章一; 北澤 真一; 大久保 成彰; 鈴土 知明; 藤井 貴美夫; 吉武 庸光; 加治 芳行; et al.
no journal, ,
次世代炉設計の自由度を上げるために新しい評価指標として照射損傷パラメータを検討し、長寿命プラント炉の候補構造材料(SUS304, 316FR, 12Cr(P122)鋼)を対象に照射損傷管理技術を開発することを目的とした。材料強度特性に関する既存データと取得データ,微細組織観察結果及び計算科学による結果を解析したところ、材料強度特性は弾き出し損傷量(dpa)に強く依存して変化するとともに、He量やHe/dpa比にも依存して変化する傾向があることがわかった。また、照射損傷指標の評価に必要な微小試験片用のクリープ試験及びクリープ疲労試験装置の開発を行うとともに、照射損傷進行を適切に把握するための非破壊評価として磁気応答特性の変化及び表面弾性波応答変化を調べ、その有効性を示すことができた。
