3Dプリンタによる照射後試験治具の造形

宮井 博充; 鈴木 美穂; 金沢 浩之

JAEA-Technology 2016-041, 46 Pages, 2017/03

JAEA-Technology-2016-041.pdf:5.54MB

日本原子力研究開発機構の燃料試験施設では、原子力発電所で照射された燃料の健全性や安全性評価のための照射後試験を実施している。照射後試験の試料は小さく形も様々であることから、マニプレータによる試料の取扱いを容易にするため、試料形状に合わせて作られた様々な治具が用いられている。冶具は従来機械加工により作られている。今回、治具の寸法精度を向上させるとともに製作時間を短縮することを目的として、3Dプリンタを用いたPLA樹脂製の治具の造形を試みた。当該3Dプリンタの造形精度については、造形物寸法は設計寸法より凹部では小さく、凸部では大きくなる傾向のあることが分かった。このことから目的とする寸法の造形物を作る際は、この傾向を考慮した設計寸法にする必要がある。また、治具へのカーボン蒸着性は良好で、治具は走査型電子顕微鏡(SEM)観察にも適用できることが分かった。そして治具は研磨やエッチング工程に対しても問題はなく、金相試験用の治具としても用いることができることが分かった。

Bend-fatigue properties of JPCA and Alloy800H specimens irradiated in a spallation environment

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.27 - 31, 2014/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.09.006

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料など核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCAとAlloy800Hの曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が120-350C、はじき出し損傷量が7.0-19.3dpaであった。JPCA鋼の曲げ疲労試験の結果、STIP-I試料と同様、照射前後で疲労寿命はほとんど変化はなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。一方、Alloy800Hの破面には一部に粒界破面が観察された。

核破砕環境で照射されたJPCA鋼の曲げ疲労特性

斎藤 滋; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 菊地 賢司*; 川合 將義*; Yong, D.*

no journal, , 

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP; SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の曲げ疲労試験の結果を報告する。曲げ疲労試験の結果、JPCA鋼は照射後も曲げ疲労寿命に大きな変化は見られなかった。照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600 appmのHeが生成し、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に破面観察において粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。