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照沼 章弘; 三村 竜二; 長島 久雄; 青柳 義孝; 廣川 勝規*; 打它 正人; 石森 有; 桑原 潤; 岡本 久人; 木村 泰久; et al.
JAEA-Review 2016-008, 98 Pages, 2016/07
JAEA-Review-2016-008.pdf:11.73MB
原子力機構は、平成22年4月から平成27年3月までの期間における中期目標を達成するための計画(以下「第2期中期計画」という。)を作成した。また、上記期間中の各年度の業務運営に関する計画(以下「年度計画」という。)を定めている。バックエンド研究開発部門は、この第2期中期計画及び年度計画に基づいて、廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置を進めてきた。本報告は、バックエンド研究開発部門が第2期中期に実施した廃止措置技術開発と原子力施設の廃止措置の結果についてまとめたものである。
長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*
圧力技術, 47(4), p.236 - 244, 2009/07
本研究では、冷間加工により予ひずみを与えた低炭素ステンレス鋼SUS316Lの変形挙動を調べるために微小硬さ試験とAFM観察を実施し、以下の結果を得た。同じ塑性ひずみを負荷したにもかかわらず、予ひずみを与えなかったものよりも30%冷間加工材の方がすべり帯の間隔がより狭く、粒界近傍にすべり帯が集中していることがわかった。微小硬さが300以上となる領域が30%以上の冷間加工材の特に粒界において多く見られた。これらのことから粒界における変形の非均一性が低炭素ステンレス鋼のIGSCC進展機構の重要な要因であることが示唆される。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 早川 正夫*; 長島 伸夫*
JAEA-Research 2008-064, 118 Pages, 2008/08
JAEA-Research-2008-064.pdf:26.9MB
本報告書は、IGSCCプロジェクトにおいて得られるSCCき裂進展特性の妥当性をSCCメカニズムの観点から評価するために、CT試験片き裂先端の変形解析や組織観察をナノレベルまで踏み込んで詳細に調べ、ナノ,メゾ,マクロ領域での硬さを統一強度指標として採用し、必要な基礎データ(主として、マクロな塑性域の大きさとその中での粒内・粒界における結晶方位,歪み,転位等の組織データ)を取得することを目的として実施したSCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析に関する研究結果をまとめたものである。本年度は、IGSCCプロジェクト試験片のき裂先端部の変形挙動をナノレベルの解析が可能な先端的測定装置を駆使して明らかにした。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 早川 正夫*; 長島 伸夫*
JAEA-Research 2007-008, 69 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-008.pdf:25.87MB
本報告書は、IGSCCプロジェクトにおいて得られるSCCき裂進展特性の妥当性をSCCメカニズムの観点から評価するために、CT試験片き裂先端の変形解析や組織観察をナノレベルまで踏み込んで詳細に調べ、ナノ,メゾ,マクロ領域での硬さを統一強度指標として採用し、必要な基礎データ(主として、マクロな塑性域の大きさとその中での粒内・粒界における結晶方位,歪み,転位等の組織データ)を取得することを目的として実施したSCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析に関する研究結果をまとめたものである。本年度は、昨年度確立した手法を用いて、さまざまな条件で発生させたIGSCC先端の塑性変形領域の状態を調べ、き裂進展挙動や応力拡大係数との関係を検討した。特に、IGSCCプロジェクトにおいてSCC進展試験を実施した、硬さの異なる2タイプの試験片に対して、詳細に検討した。
長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫; 安藤 昌美*; 仲田 清智*
Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 15 Pages, 2007/00
日本の沸騰水型軽水炉プラントにおいて低炭素ステンレス鋼製の炉心シュラウドや再循環系配管において応力腐食割れが見つかっている。ここでは、粒界型応力腐食割れが溶接金属周辺の硬化した熱影響部を伝播していた。硬化した熱影響部を模擬するために室温で10%及び30%冷間加工した低炭素オーステナイトステンレス鋼316Lの強化挙動及び局所的な塑性変形をミクロ硬さ試験装置により測定するとともに、原子間力顕微鏡を用いて観察した。き裂先端の塑性域を模擬するために、降伏点(0.2%塑性ひずみ)までの引張変形を付与した。本研究の結果、316Lの粒界型応力腐食割れ進展メカニズムの1つは、粒界強化挙動と粒界近傍の局所的な塑性変形と関係していることがわかった。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 早川 正夫*; 長島 伸夫*; 松岡 三郎*
JAERI-Research 2005-029, 156 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-029.pdf:57.24MB
本報告書は、原子力安全基盤機構(JNES)のIGSCCプロジェクトにおいて得られるSCCき裂進展特性の妥当性をSCCメカニズムの観点から評価するために、CT試験片き裂先端の変形解析や組織観察をナノレベルまで踏み込んで詳細に調べ、ナノ,メゾ,マクロ領域での硬さを統一強度指標として採用し、必要な基礎データ(主として、マクロな塑性域の大きさとその中での粒内・粒界における結晶方位,歪み,転位等の組織データ)を取得することを目的として、実施したSCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析に関する研究結果をまとめたものである。
三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.
Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05
ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。
花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.
Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05
H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T
)と密度(n)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E
)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200
secである。
久保 博孝; 杉江 達夫; 西野 信博*; 逆井 章; 小出 芳彦; 赤岡 信雄*; 西谷 健夫; 伊丹 潔; 河野 康則; 永島 圭介; et al.
IAEA-TECDOC-536, p.139 - 144, 1990/00
JT-60では、第一壁の炭素化の後、中性粒子加熱中に酸素のスペクトル線強度が減少し、炭素の強度が増加する現象が見られる。この現象は、中性粒子加熱のパワーが13MW以上の放電において、リミター配位でもダイバータ-配位でも観測される。この現象の間、実効電荷数がほぼ一定のまま、プラズマ中での酸素の量が減少し、炭素の量が増加していると考えられる。本講演では、この現象とダイバータ一部での不純物スペクトル及びダイバータ-板の温度との関係、この現象が起きる電子密度のしきい値について報告する。
久保 博孝; 杉江 達夫; 逆井 章; 小出 芳彦; 西野 信博*; 平山 俊雄; 西谷 健夫; 永島 圭介; 赤岡 伸雄*; 竹内 浩; et al.
Nuclear Fusion, 29(4), p.571 - 582, 1989/04
被引用回数：9 パーセンタイル：41.38(Physics, Fluids & Plasmas)2つの期間(真空容器の第一壁が金属の期間と炭素の期間)におけるJT-60プラズマ中での不純物について、可視分光と真空紫外分光を用いて研究した。本論文では、ダイバーター配位及びリミター配位での、中性粒子加熱実験及びオーミック実験における、有効電荷数、不純物量、放射損失の測定について述べる。
小出 芳彦; 平山 俊雄; 杉江 達夫; 逆井 章; 久保 博孝; 赤岡 伸雄*; 西谷 健夫; 永島 圭介; 白井 浩; 竹内 浩; et al.
Nuclear Fusion, 28(10), p.1835 - 1844, 1988/10
被引用回数：5 パーセンタイル：26.43(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60のダイバーター放電における不純物輸送について調べた。その手法は、TiXIII(23.356
、TiXX(259.3、TiXXI(resonance)の各不純物ラインの時間変化を1次元輸送計算の結果と比較し、輸送係数を求めるものである。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 長島 伸夫*; 早川 正夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*; 越石 正人*
no journal, ,
国内の沸騰水型軽水炉(BWR)の低炭素ステンレス鋼製の炉心シュラウド及び再循環系(PLR)配管の溶接部近傍に応力腐食割れ(SCC)が多発しており、同鋼のSCC機構の解明が求められている。本研究ではSCC機構に及ぼすき裂先端塑性変形挙動の影響を検討するため、後方散乱電子線回折パターン(EBSP)法によりSCCき裂先端の塑性変形挙動の解析を実施した。その結果、SCCき裂は、疲労予き裂から45
程度傾いた方向に分岐しながら結晶粒界を進展しており、主としてランダム粒界を進展していた。き裂から1結晶粒程度のき裂の極近傍での塑性変形量は、10
20%程度と大きな値を示した。また、SCCき裂の両側の塑性変形量は不均等であり、一方の結晶粒で大きな塑性変形が観察される傾向が見られた。これらの結果から、SCCき裂進展は1結晶粒程度のき裂先端極近傍の塑性変形に律速されていることが推測された。
