A Statistical approach for modelling the effect of hot press conditions on the mechanical strength properties of HTGR fuel elements

相原 純; 黒田 雅利*; 橘 幸男

Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(4), p.21-00424_1 - 21-00424_13, 2022/08

https://doi.org/10.1299/mej.21-00424

高温ガス炉(HTGR)は炉心溶融が起こらない安全性が高い次世代原子炉である。しかし、HTGRの炉心のほとんどは黒鉛であるため、HTGRの安全性をより高めるためには燃料の耐酸化性を高めることが重要である。HTGRでは核分裂性物質を含む小球をセラミックスの被覆層で被覆した、直径1mm程度の被覆燃料粒子(CFP)が使用されている。CFPと母材の原料を混合したものを焼結したものが燃料要素である。母材は現在黒鉛である。本研究では模擬CFP(アルミナビーズ)と母材の原料(Si粉末,黒鉛粉末,樹脂)を型に詰めて熱間加圧し、SiCと黒鉛の混合母材を持つ耐酸化燃料要素を製造した。事故条件下でも燃料要素の健全性を保つためには、耐酸化性のみならず機械強度も高い燃料要素を開発する必要がある。熱間加圧条件は燃料要素の機械強度に影響する因子の一部と考えられる。機械強度が高い燃料要素のための熱間加圧条件の最適化のためには、熱間加圧条件と機械強度の関係を定量的に評価する必要がある。本研究では、統計学的実験計画法を導入することにより、熱間加圧条件と機械強度の関係を表す応答曲面の構築し、最適な熱間加圧条件を評価した。

In situ diffraction characterization on microstructure evolution in austenitic stainless steel during cyclic plastic deformation and its relation to the mechanical response

熊谷 正芳*; 秋田 貢一*; 黒田 雅利*; Harjo, S.

Materials Science & Engineering A, 820, p.141582_1 - 141582_9, 2021/07

https://doi.org/10.1016/j.msea.2021.141582

In situ neutron diffraction during 250 cycles of plastic deformation was performed and the diffraction line profile analysis was performed to qualitatively evaluate the change in the microstructure of austenitic stainless steel during the cyclic deformation. The dislocation density increased with increasing number of cycles until 50 cycles but thereafter decreased. The cycle number corresponding to this maximum point differed depending on whether it was evaluated as the total dislocation density or was deconvoluted into edge and screw dislocation densities. At the initial state, edge dislocations were predominant; however, screw dislocations greatly increased at the first stage of cyclic loading. Afterwards, edge dislocations formed cell walls and screw dislocations annihilated.

SENJU; A New time-of-flight single-crystal neutron diffractometer at J-PARC

大原 高志; 鬼柳 亮嗣; 及川 健一; 金子 耕士; 川崎 卓郎; 田村 格良; 中尾 朗子*; 花島 隆泰*; 宗像 孝司*; 茂吉 武人*; et al.

Journal of Applied Crystallography, 49(1), p.120 - 127, 2016/02

https://doi.org/10.1107/S1600576715022943

SENJU, a time-of-flight Laue-type single-crystal neutron diffractometer, was developed at the Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of the Japan Accelerator Research Complex (J-PARC). Molecular structure analysis of a sub-millimeter taurine crystal and magnetic structure analysis of a MnF crystal were performed to evaluate its performance.

Evaluation of fracture toughness of fine-grained isotropic graphites for HTGR

山田 輝明*; 松島 友貴*; 黒田 雅利*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 藤田 一郎*; 沢 和弘

Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/10

微粒等方性黒鉛IG-110とIG-430の破壊靱性の実験評価手法及びノッチ角度の依存性効果を調べるため、高温ガス炉用黒鉛の破壊靱性評価手法として近年提案されている三点曲げ試験を、ノッチ角度の異なる試験片を用いて行い、以下のことがわかった。(1)IG-110とIG-430の破壊靱性値はそれぞれ、0.890(MPam), 1.031(MPam)であった。IG-110の破壊靱性値は、他の手法により得られた値と同じかやや低かった。(2)微粒黒鉛の破壊靱性値は、ノッチ角度に依存しない。(3)実験データを用いて、Griffith TheoryによるIG-110とIG-430の引張強度の比を見積もったところ、製造メーカから提供された引張強度比とよく一致した。

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.058

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、NbAl導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

ITER nuclear components, preparing for the construction and R&D results

伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; Federici, G.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.31 - 38, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.003

ITER主要コンポーネントの発注仕様書の準備が現在進行中である。製造方法や非破壊検査法などを考慮しつつ炉構造機器(真空容器や容器内機器)の詳細設計を現在行っている。R&D開発については、20度あるいは30度の入射角の超音波試験,2チャンネルモデルによる流量配分の試験,第一壁のモックアップやパネルの製造及び試験,ハウジングを含めた全システムとしてのフレキシブル支持構造の試験,リーク試験のための予備真空領域を設けた同軸冷却管接続の試験,ダイバータの垂直ターゲットのプロトタイプの製造と試験などが行われた。こうした結果により、設計の成立性について確信を与えるとともに、低コストの代替え製造法の可能性を示すものである。

Design and technology development of solid breeder blanket cooled by supercritical water in Japan

榎枝 幹男; 古作 泰雄; 秦野 歳久; 黒田 敏公*; 三木 信晴*; 本間 隆; 秋場 真人; 小西 哲之; 中村 博文; 河村 繕範; et al.

Nuclear Fusion, 43(12), p.1837 - 1844, 2003/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/12/026

本論文は、高い経済性を有する核融合発電プラント用ブランケットの設計と開発に関するものである。高い経済性と実現性の双方を有する発電ブランケットとして、超臨界圧水冷却方式の固体増殖ブランケットの概念設計を明らかにした。最重要設計項目として、モジュール構造の核特性,熱機械特性に関し基本的な成立性を示した。また、発電システムとして41%以上の発電効率を有することを示し、本方式の経済的な魅力を明らかにした。また、構造体製作技術開発の成果としては、実機構造を模擬する第一壁パネル試験体を用いて、原型炉で想定している最高熱負荷1MW/m に相当する加熱試験を行い、試験体が母材と同等の熱疲労寿命を持つことを実証した。さらに、ブランケット熱設計の要となる増殖材充填層の有効熱伝導率研究に関しては、湿式法で製造したLiTiO を用いて、充填層の有効熱伝導率を明らかにし、裕度のある設計を可能とした。

Design improvements and R&D achievements for vacuum vessel and in-vessel components towards ITER construction

伊尾木 公裕*; Barabaschi, P.*; Barabash, V.*; Chiocchio, S.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Gervash, A.*; Ibbott, C.*; Jones, L.*; et al.

Nuclear Fusion, 43(4), p.268 - 273, 2003/04

https://doi.org/10.1088/0029-5515/43/4/308

ITERの真空容器や容器内コンポーネントの基本設計概念は変わっていないが、信頼性向上,メインテナンス性改善,コスト低減の観点から、設計の詳細において幾つかの点の改良を検討した。真空容器のR&Dにおける最も大きな成果は必要な製作組立精度の実証である。さらに最近ポートの切断による変形量を測定し、その値が十分小さいことを確認した。また、厚板の溶接,切断、及び超音波非破壊検査に関する先進技術の開発をさらに進めた。第一壁/ブランケットとダイバータのR&Dについては、第一壁パネル,ブランケット遮蔽ブロック,ダイバータのフルスケールのモックアップの製作に成功し、設計条件を満たす技術を開発することができた。

ITER用炉内機器の製作技術開発と成果

黒田 敏公*; 佐藤 和義; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 榎枝 幹男; 大崎 敏雄*; 古作 泰雄; 佐藤 聡; 佐藤 真一*; 鈴木 哲*; et al.

JAERI-Tech 2002-044, 25 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-044.pdf:2.68MB

ITERの主要炉内機器である遮蔽ブランケットとダイバータに対し、それらが厳しい負荷に耐えつつ要求された機能を満たすために必要となる製作技術の開発を行った。前者ではHIP法を適用した異材接合技術及びウォータージェットと放電加工を用いてスリット加工技術を開発した。後者では、狭隘な設置スペースにも対応できる同軸二重冷却管の製作技術,また、冷却管として用いる銅合金の強度維持用熱処理をも考慮した。C/Cコンポジットと銅合金の1ステップろう付け技術等を開発した。いずれも、高熱負荷試験による性能確認を行うとともに、実規模大のモックアップを試作して製作性を確認し、実機製作への見通しを得た。

超臨界水冷却固体増殖ブランケットシステムの概念検討

榎枝 幹男; 小原 祥裕; 秋場 真人; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 古作 泰雄; 黒田 敏公*; 菊池 茂人*; 柳 義彦*; 小西 哲之; et al.

JAERI-Tech 2001-078, 120 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-078.pdf:8.3MB

本報告書は、経済的競争力の強化と技術的な堅実さの維持を両立する原型炉ブランケットの概念構築を目的として行われた平成12年度の原型炉ブランケット設計会議での作業内容をとりまとめたものである。平成11年度の核融合会議戦略検討分科会の議論等から、原型炉の果たすべき使命に関して見直しがなされ、経済的な競合性を有する実用炉の原型であり、それと同じ材料と設計を使用して商業的に魅力ある動力炉の原型であるから、原型炉で、実用化に必要な技術はすべて開発し実証する、と結論付けられた。この見直しを受けて、過去数年にわたるプラズマ研究や炉工学技術開発の進展を勘案して、開発目標として再設定をし、原型炉としてA-SSTRで提案された超臨界水冷却方式の固体増殖ブランケットを目標とし、その概念検討を行った。本概念検討の結果、除熱,発電,燃料増殖,遮蔽などの基本的な性能に関して、超臨界水冷却固体増殖ブランケットの実現可能性が示された。また、電磁力に関する検討,超臨界水による腐食防止に関する予備調査,トリチウム生成挙動と回収方式の検討,冷却発電システムの検討,モジュール製作性の検討,遠隔保守着脱機構,交換計画の検討などを行い、今後解決するべき検討課題を明らかにした。