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EXAFS studies for atomic structural change induced by ion irradiation of a reactor pressure vessel steel

岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 下平 昌樹; 岡本 芳浩; 本田 充紀; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 511, p.143 - 152, 2022/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Instruments & Instrumentation)

The main causes of the irradiation embrittlement of RPVs are the formation of a solute cluster and the matrix defect. To investigate these embrittlement mechanisms, it is necessary to complementarily apply microstructure analyses. The extended X-ray absorption fine structure (EXAFS) technique can detect changes in the atomic structure because of a vacancy-type defect or interstitial atoms introduced by irradiation around selected atoms. In this study, to investigate such microstructural changes due to irradiation, we performed an EXAFS examination for high-copper RPV steels subjected to ion irradiation. We investigated microstructures of the crystal structure around specific element such as Cu, Mn, and Ni, which are known to be the atoms included in the solute atom clusters and lattice defects such as vacancy-type defects. The results indicated that the solute atoms clusteris thought to aggregate in the Fe matrix while maintaining the bcc structure and that not only a vacancy-type defect but also a tensile configuration-type dumbbell pair could be located around both Cu and Ni atoms.


The Role of silicon on solute clustering and embrittlement in highly neutron-irradiated pressurized water reactor surveillance test specimens

高見澤 悠; 端 邦樹; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 556, p.153203_1 - 153203_10, 2021/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器鋼における中性子照射脆化に及ぼすシリコンの影響を明らかにするため、三次元アトムプローブにより、高照射量領域まで中性子照射された監視試験片中の溶質原子クラスタを分析した。高Cu含有材では、Ni, Mn, Siがクラスタ中心のCu原子を囲むように凝集し、コアシェル構造を形成するのに対して、低Cu含有材ではNi, Mn, Siがクラスタ中を均一に分布していた。クラスタ内のCu原子の数はCu含有量の減少と共に減少したが、それを補うようにSi原子数が増加した。材料中の公称のSi含有量の増加とともに、クラスタのギニエ半径は減少し、数密度が増加した。結果として、クラスタの体積率は一定であった。延性脆性遷移温度移行量とクラスタの体積率とギニエ半径の積の平方根が良い相関関係を示すことから、脆化の主要因は、溶質原子クラスタを転位が切断するメカニズムによる硬化であることが示された。また、Si含有量の増加により、クラスタの体積率は一定のままギニエ半径が減少することで脆化の程度を減少させることが示された。


Bayesian analysis of Japanese pressurized water reactor surveillance data for irradiation embrittlement prediction

高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(5), p.051502_1 - 051502_8, 2021/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:29.88(Engineering, Mechanical)

本研究では、照射脆化予測に取込むべき化学成分を特定し、原子炉圧力容器鋼の照射脆化予測の不確実性を評価した。日本の加圧水型原子炉の監視試験データに対してノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いた統計分析を行った。BNP法は入力データの複雑さと不確かさを考慮可能な機械学習手法である。脆化への影響が大きい入力変数の組合せを評価可能な統計的指標を導入し、中性子照射量, Cu, Ni, Si含有量の4つの変数の組合せが脆化予測に最も効果的であることを明らかにした。また、化学成分では脆化量に対してCu含有量の影響が最も大きく、Ni, Siの順番で影響が大きいことを示した。関連温度移行量($$Delta$$RT$$_{rm NDT}$$)をBNP法を用いて算出した結果、計算値と実測値の残差の標準偏差は8.4$$^{circ}$$Cであり、現行の国内脆化予測法(JEAC4201-2007(2013年追補))と同等かそれ以上の予測性有していることを確認した。BNP法によって計算された$$Delta$$RT$$_{rm NDT}$$の事後分布の95%確信区間(入力データの不確実性を考慮した場合にデータが存在し得る範囲)は国内脆化予測法のマージンと同等かそれよりも小さく、JEAC4201-2007(2013年追補)において、適切なマージンが設定されていることを定量的に示した。


Fracture toughness in postulated crack area of PTS evaluation in highly-neutron irradiated RPV steel

河 侑成; 下平 昌樹; 高見澤 悠; 飛田 徹; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 6 Pages, 2021/07

The semi-elliptical crack sized 10 mm in depth $$times$$ 60 mm in length shall be postulated near the inner surface of a reactor pressure vessel (RPV) in pressurized thermal shock events. We investigated the fracture toughness distribution in the postulated crack area under the PTS events of unirradiated and highly-neutron irradiated RPV steels. Vickers hardness in heat-affected zone (HAZ) due to stainless overlay cladding and 10 mm from the cladding were higher than that of a quarter thickness position, where the surveillance specimens are machined, for both unirradiated (E1) and irradiated (up to 1 $$times$$ 10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$, WIM) materials. Fracture toughness of HAZ and 10 mm from the cladding was higher for the above highly-neutron irradiated material. The same result was obtained in the unirradiated material. Therefore, it was confirmed that fracture toughness obtained from surveillance specimens can provide conservative assessment of structural integrity of RPV.


Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K$$_{Ia}$$, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T$$_{KIa}$$, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T$$_{Fa4kN}$$, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T$$_{KIa}$$ derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T$$_{o}$$, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K$$_{Ia}$$ data. The K$$_{Ia}$$ curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$ (E $$>$$ 1 MeV) was compared with a K$$_{IR}$$ curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K$$_{IR}$$ curve was always lower than the 1%ile curve of K$$_{Ia}$$ for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K$$_{Ia}$$ using K$$_{IR}$$ curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.



千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹; 古川原 崚; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*

JAEA-Testing 2020-007, 42 Pages, 2021/02


平成23年に東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害特別措置法及び平成23年文部科学省・経済産業省令第4号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)が改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該「計画等命令」が研究開発段階発電炉、10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり日本原子力研究開発機構(以下「機構」という。)も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development)遠隔機材整備運用課(以下「運用課」という。)は、当該「計画等命令」に対応し、令和2年度から本格運用となった機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。運用課の重要な任務に、遠隔機材である作業用ロボット及び偵察用ロボットの整備運用がある。このうち作業用ロボットは、扉開閉用と弁開閉用の2種類があり、偵察用ロボットは建屋内の放射線量の測定を行うことを目的としたロボットである。本報告書は、偵察用ロボットの操作を行うためのマニュアルを定めたものである。



千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*

JAEA-Testing 2020-006, 24 Pages, 2021/02


平成23年に東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害特別措置法及び平成23年文部科学省・経済産業省令第4号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)が改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該計画等命令が研究開発段階発電炉、10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり日本原子力研究開発機構(以下「機構」という。)も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development)遠隔機材整備運用課(以下「運用課」という。)は、当該計画等命令に対応し、令和2年度から本格運用となった機構内の原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。運用課の重要な任務に、遠隔機材である作業用ロボット及び偵察用ロボットの整備運用がある。このうち作業用ロボットは、扉開閉用と弁開閉用の2種類があり、偵察用ロボットは建屋内の放射線量の測定を行うことを目的としたロボットである。本報告書は、このロボットのうち作業用ロボット(弁開閉用)の操作を行うためのマニュアルを定めたものである。



千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹; 古川原 崚; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*

JAEA-Testing 2020-005, 29 Pages, 2021/02


平成23年に東京電力福島第一原子力発電所の事故が発生し、翌年原子力災害特別措置法及び平成23年文部科学省・経済産業省令第4号「原子力災害特別措置法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令」(以下「計画等命令」という。)が改正され、各発電事業者はその対応を行った。さらに平成29年に当該計画等命令が研究開発段階発電炉、10MW以上の試験研究炉及び再処理施設にも適用されることとなり、日本原子力研究開発機構(以下「機構」という。)も対応を行った。楢葉遠隔技術開発センター(Naraha Center for Remote Control Technology Development)遠隔機材整備運用課(以下「運用課」という。)は、当該計画等命令に対応し、令和2年度から本格運用となった機構内における原子力緊急事態支援組織の中核を担っている。運用課の重要な業務に、遠隔機材である作業用ロボット及び偵察用ロボットの整備運用がある。このうち作業用ロボットは、扉開閉用と弁開閉用の2種類があり、偵察用ロボットは建屋内の放射線量の測定を行うことを目的としたロボットである。本報告書は、作業用ロボット(扉開閉用)の操作を行うためのマニュアルを定めたものである。


Grain-boundary phosphorus segregation in highly neutron-irradiated reactor pressure vessel steels and its effect on irradiation embrittlement

端 邦樹; 高見澤 悠; 北條 智博*; 海老原 健一; 西山 裕孝; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 543, p.152564_1 - 152564_10, 2021/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:96.47(Materials Science, Multidisciplinary)

加圧水型軽水炉(PWR)または試験炉において0.3-1.2$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$ (E$$>$$1MeV)の範囲で中性子照射された原子炉圧力容器鋼(リン含有量: 0.007-0.012wt.%)について、粒界リン偏析量をオージェ電子分光分析により測定した。粒界リン偏析量は照射量に依存して増加した。速度論に基づくシミュレーションでも同様の粒界リン偏析量の増加を確認した。また、リン含有量が0.015wt.%(現在の国内原子炉圧力容器鋼の最大値相当)の材料では、1.0$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$まで照射した場合、粒界に偏析するリンの割合は10%程度増加することが予測された。PWR及び試験炉での照射材の結果を比較したところ、明確な照射速度効果は確認されなかった。文献データも含めたリン含有量0.026wt.%(海外炉のA533B鋼の中でも比較的高いリン含有量)までの材料に対して、粒界リン偏析量、照射硬化、延性脆性遷移温度(DBTT)シフトの各関係について調べたところ、照射硬化とDBTTシフトの間に直線関係が確認された。この直線関係は、このようなリン含有量の高い材料においてもDBTTの上昇は照射硬化で説明することができること、すなわち非硬化型脆化である粒界脆化の顕在化の可能性が低いことを示している。


Atomistic modeling of hardening in spinodally-decomposed Fe-Cr binary alloys

鈴土 知明; 高見澤 悠; 西山 裕孝; Caro, A.*; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 540, p.152306_1 - 152306_10, 2020/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:72.42(Materials Science, Multidisciplinary)




西山 裕; 岩井 正樹; 千葉 悠介; 椿 裕彦; 大野 隼人*; 早坂 寿郎*; 羽生 敏紀*

JAEA-Technology 2020-007, 18 Pages, 2020/09





西山 裕; 岩井 正樹; 椿 裕彦; 千葉 悠介; 早坂 寿郎*; 大野 隼人*; 羽生 敏紀*

JAEA-Technology 2020-006, 26 Pages, 2020/08




Bayesian uncertainty evaluation of Charpy ductile-to-brittle transition temperature for reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 西山 裕孝; 平野 隆*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08



Ion-induced irradiation hardening of the weld heat-affected zone in low alloy steel

河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史; 西山 裕孝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 461, p.276 - 282, 2019/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.45(Instruments & Instrumentation)

The microstructural distribution in the heat-affected zone (HAZ) under the stainless overlay cladding of low alloy steel was investigated by metallurgical observation and finite element analysis (FEA). The distribution of the coarse-grain (CG) HAZ and the fine-grain (FG) HAZ in low alloy steel by metallurgical observation agreed well with the FEA results. Base metal contained mixed bainite with ferrite, whereas the CGHAZ and the FGHAZ contained mixed lower bainite with martensite and mixed upper bainite with ferrite, respectively. Ferrite fraction in FGHAZ was higher than those other areas. After ion irradiation at a fluence of 0.5 dpa, irradiation hardening and the formation of solute clusters were observed at the base metal, FGHAZ, and the CGHAZ. Atom probe tomography analysis revealed that irradiation hardening increased with increasing volume fraction of clusters, although irradiation hardening at the FGHAZ was greater than that at the CGHAZ, which contained more clusters than the FGHAZ. This difference in irradiation hardening may be due to the differences in the amount of ferrite, carbide precipitates and so on in the different microstructures.


Susceptibility to neutron irradiation embrittlement of heat-affected zone of reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 勝山 仁哉; 河 侑成; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/07




千葉 悠介; 西山 裕; 椿 裕彦; 岩井 正樹

JAEA-Technology 2019-002, 29 Pages, 2019/03


原子力災害対策特別措置法及び同法「計画等命令」の改正が、2017年10月30日に実施された。この改正への対応のため、楢葉遠隔技術開発センター遠隔機材整備運用課は、原子力機構内原子力緊急事態支援組織として、対象となる機構各施設から選出された要員に対して緊急時対応用遠隔操作資機材の操作訓練を開始した。当該訓練は、偵察用ロボット(クローラベルト使用の走行ロボット・小型)、作業用ロボット(同前・大型、作業機構(腕状又は長尺トング)付)及び小型無線ヘリの3種の機材の操作訓練を一式とし、受講する要員の訓練経験及び熟練度に応じて初級, 中級及び上級の3段階に分けて実施することとした。本報告は、2018年度上期に実施した初級及び中級の訓練のため策定した要員育成プログラムについて述べたものである。


Mechanical properties database of reactor pressure vessel steels related to fracture toughness evaluation

飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2018-013, 60 Pages, 2018/11


原子炉圧力容器の健全性を判断する上で、破壊靱性をはじめとする材料の機械的特性は重要な情報となる。本レポートは、日本原子力研究開発機構が取得した中性子照射材を含む原子炉圧力容器鋼材の機械的特性、具体的には引張試験, シャルピー衝撃試験, 落重試験及び破壊靱性試験の公開データをまとめたものである。対象とした材料は、初期プラントから最新プラント相当の不純物含有量及び靱性レベルで製造されたJIS SQV2A(ASTM A533B Class1)相当の5種類の原子炉圧力容器鋼である。また母材に加え、原子炉圧力容器の内張りとして用いられている2種類のステンレスオーバーレイクラッド材の機械的特性データについても記載した。これらの機械的特性データは、材料ごとにグラフで整理するとともに今後のデータの活用しやすさを考慮して表形式でリスト化した。


Applicability of miniature compact tension specimens for fracture toughness evaluation of highly neutron irradiated reactor pressure vessel steels

河 侑成; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 140(5), p.051402_1 - 051402_6, 2018/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:23.1(Engineering, Mechanical)

The applicability of miniature compact tension (Mini-C(T)) specimens to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels was investigated. Three types of RPV steels neutron-irradiated to a high-fluence region were prepared and manufactured as Mini-C(T) specimens according to Japan Electric Association Code (JEAC) 4216-2015. Through careful selection of the test temperature by considering previously obtained mechanical properties data, valid fracture toughness, and reference temperature T$$_{o}$$ was obtained with a relatively small number of specimens. Comparing the fracture toughness and T$$_{o}$$ values determined using other larger specimens with those determined using the Mini-C(T) specimens, T$$_{o}$$ values of both unirradiated and irradiated Mini-C(T) specimens were found to be the acceptable margin of error. The scatter of 1T-equivalent fracture toughness values of both unirradiated and irradiated materials obtained using Mini-C(T) specimens did not differ significantly from the values obtained using larger specimens. The correlation between the Charpy 41J transition temperature (T$$_{41J}$$) and the T$$_{o}$$ values agreed very well with that of the data in the literature, regardless of specimen size and fracture toughness of the materials before irradiation. Based on these findings, it was concluded that Mini-C(T) specimens can be applied to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated materials without significant specimen size dependence.


Fracture toughness evaluation of heat-affected zone under weld overlay cladding in reactor pressure vessel steel

河 侑成; 飛田 徹; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

An evaluation of the fracture toughness of the heat-affected zone (HAZ), which is located under the weld overlay cladding of a reactor pressure vessel (RPV), was performed. Considering inhomogeneous microstructures of the HAZ, 0.4T-C(T) specimens were manufactured from the cladding strips locations, and Mini-C(T) specimens were fabricated from the distanced location as well as under the cladding. The reference temperature (T$$_{o}$$) values of HAZ for both 0.4T-C(T) and Mini-C(T) specimens were significantly lower than that of the base metal at a quarter thickness by 40$$^{circ}$$C$$sim$$60$$^{circ}$$C. Compared to the literature data that indicated fracture toughness at the surface without overlay cladding and base metal of a quarter thickness in a pressure vessel plate, this study concluded that the welding thermal history showed no significant effect on the fracture toughness of the inner surface of RPV steel.



知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03


原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

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