Microstructural evolution in tungsten binary alloys under proton and self-ion irradiations at 800C

宮澤 健; 菊池 裕太*; 安堂 正己*; Yu, J.-H.*; 藪内 聖皓*; 野澤 貴史*; 谷川 博康*; 野上 修平*; 長谷川 晃*

Journal of Nuclear Materials, 575, p.154239_1 - 154239_11, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154239

This study examined the effects of alloying elements such as Re and Ta on the microstructural evolution of recrystallized W under proton and self-ion irradiations at 800C. Although the number density of voids increased with increasing proton-induced damage level, the void density in W-Re and W-Ta alloys were lower than that of pure W. Herein, the addition of Re and Ta to W suppresses the void formation process. In the proton-irradiated W-3%Re, a lot of dislocation loops were observed at 0.05 dpa which is the stage of nucleation. The evolution process up to 0.2 dpa was characterized by loop growth via the absorption of clusters and point defects. The dislocation loops then coalesce and grow large, and the dislocation lines become tangled at 1 dpa. At 0.05 dpa, the dislocation loops in pure W have already evolved into the tangled dislocations. Solute Re may inhibit the mobility of small dislocation loops and SIA clusters. In W-3%Ta irradiated at 0.05 and 0.2 dpa, the coalescence process of the elongated dislocation loops was observed. Solute Ta may inhibit the mobility of SIA clusters. Although no voids and rafts were observed in self-ion irradiated W-3%Re to 0.2 dpa, not only dislocation loops but also voids and rafts were observed in pure W to 0.2 dpa. The solute Re would suppress the raft formation and then the void formation under self-ion irradiation.

Effect of uniaxial tensile strain on binding energy of hydrogen atoms to vacancy-carbon-hydrogen complexes in -iron

平山 真太郎*; 佐藤 紘一*; 加藤 太治*; 岩切 宏友*; 山口 正剛; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 31, p.101179_1 - 101179_9, 2022/06

https://doi.org/10.1016/j.nme.2022.101179

一軸引張歪下での鉄の空孔あるいは空孔-炭素複合体への水素結合エネルギーを密度汎関数法を用いて計算した。歪による結合エネルギー変化と水素原子トラップ数の変化について考察した。

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

福島の環境回復に係る包括的評価システムの整備に向けた取り組み

齊藤 宏; 野澤 隆; 武宮 博; 関 暁之; 松原 武史; 斎藤 公明; 北村 哲浩

JAEA-Review 2017-040, 34 Pages, 2018/03

JAEA-Review-2017-040.pdf:9.52MB

平成23年3月11日に福島第一原子力発電所の事故が発生し環境中へ大量の放射性物質が放出された。これらは自然の駆動力によって移動、生活圏に到達し健康等に影響を及ぼす可能性が懸念されており、事故状況の把握や影響評価や対策のため調査研究が多く行われている。原子力機構は、取得データと関係省庁等が取得した公開データを収集・整理し「環境モニタリングデータベース」として公開している。また、これらデータ及び既存または開発した計算コードを用いて「統合解析支援環境」の中で事故後の状況再現や将来予測のため解析を行っている。また、これら知見は他研究機関の成果とあわせ「環境回復知識ベース」として一般の方々が理解できるよう公開ウェブサイトにQ&A方式で公開している。これら三要素を包含し「福島の環境回復に係る包括的評価システム」と呼ぶ。これらは本来は相互に関連し一システムとして機能すべきところ、現状では独立して機能している。また、十分にオープンで理解しやすい形で外部に発信されているとは言えない。そこで、データや成果に対しより理解を深めることができ求める情報に容易にたどり着けるよう、当システム全体及び各要素の整備を行っていく。

The Recent improvements on circulation of research results at the Japan Atomic Energy Agency (JAEA)

稲垣 理美; 早川 美彩; 海老澤 直美; 權田 真幸; 野澤 隆; 板橋 慶造

Proceedings of 18th International Conference on Grey Literature (GL-18), p.24 - 31, 2017/02

http://hdl.handle.net/10068/1024677

インターネットを通じた研究成果情報の共有は全世界的に進歩を続けている。例えば、機関リポジトリによる論文のアーカイブや普及、研究データの公開促進などがある。しかしインターネット上には膨大な情報があるため、これらの研究成果情報への到達可能性が低くなりうるという課題がある。この流通性の課題に対して原子力機構図書館では、次の3点を中心に研究成果の普及に向けて、研究開発成果検索・閲覧システム(JOPSS)の改修を行った。(1)JOPSSのコンテンツへのアクセス方法を強化する、(2)ターゲットとなる利用者にコンテンツを広める、(3)ユーザーインターフェースの改善である。今後も原子力機構の研究開発成果にかかわる様々な情報をより効果的に普及することを目指して、システム改修を継続していく。

Effect of helium on irradiation creep behavior of B-doped F82H irradiated in HFIR

安堂 正己; 野澤 貴史; 廣瀬 貴規; 谷川 博康; 若井 栄一; Stoller, R. E.*; Myers, J.*

Fusion Science and Technology, 68(3), p.648 - 651, 2015/10

https://doi.org/10.13182/FST14-963

照射下クリープに及ぼすヘリウムの影響を調べるために、F82H鋼およびボロン添加したF82H鋼の圧力管を準備し、573Kおよび673Kにて6dpaまでの中性子照射を行った。照射後、これらの圧力管の径を非接触型レーザーシステムにて測定し、クリープひずみの解析を行った。この結果、573K, 673Kにて照射されたF82H鋼のクリープひずみは約260MPaおよび170MPaの応力までそれぞれ直線的に増加することがわかった。特に673K照射材では、いくらかのBN添加F82H鋼のクリープひずみは、ヘリウムの発生しないBN添加F82H鋼に比べて増加する傾向にあった。この原因として、ボロンによって発生したヘリウムによりバブルが形成し、わずかなスウェリングが生じたためと考えられる。

Evaluation of damage accumulation behavior and strength anisotropy of NITE SiC/SiC composites by acoustic emission, digital image correlation and electrical resistivity monitoring

野澤 貴史; 小沢 和巳; 朝倉 勇貴*; 香山 晃*; 谷川 博康

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.549 - 553, 2014/12

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2014.08.043

SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の有力な候補材である。本論文は、アコースティックエミッション(AE)測定,電気抵抗(ER)測定,デジタル画像相関(DIC)法等の様々な手法により複合材料の損傷許容性,強度異方性を明らかにすることを目的とした。AEの結果より、2D複合材において、引張及び圧縮試験ともに比例限度応力(PLS)以前より損傷の蓄積が開始することが明らかとなった。波形データの予備検討結果から、AE検出強度は微視的なき裂発生に起因し、強い界面摩擦力からき裂発生後も応力-ひずみ曲線において線形的な振る舞いをしていたことが示唆された。繊維のすべりがPLS近傍で開始し、結果として非線形挙動を示すと考えられる。一方で、ノッチ試験片を用いた予備的な引張試験より、いずれの負荷方位においても複合材料は原則としてノッチ鈍感であることが示唆された。詳細な破損メカニズムについて、ER, DIC試験の結果と併せて、議論する予定である。

Compatibility of Ni and F82H with liquid Pb-Li under rotating flow

金井 亮彦*; Park, C.*; 登尾 一幸*; 笠田 竜太*; 小西 哲之*; 廣瀬 貴規; 野澤 貴史; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1653 - 1657, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2014.03.008

The present study reports the compatibility of a reduced-activation ferritic steel F82H and Ni exposed to liquid Pb-Li flow using a rotating disk apparatus at 873 K. Cross-sectional observations revealed that grain boundary attack of Pb caused a liquid metal embrittlement of Ni and formation of pitting holes and Cr-depleted zone in F82H.

Stress envelope of silicon carbide composites at elevated temperatures

野澤 貴史; Kim, S.*; 小沢 和巳; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1723 - 1727, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.12.032

SiC/SiC複合材料は先進核融合DEMOブランケットの有力な候補材である。DEMO設計のため、SiC/SiC複合材料の高温強度安定性を特定する必要があり、さらに、独特な織物構造のため、強度異方性を明らかにする必要がある。そのため、本研究は、高温でのさまざまなモードの試験により機械的特性を評価し、設計のための応力包括線の特定を行った。本研究では、SiC/PyCの多層被覆界面を有する平織Tyranno-SA3繊維強化CVIマトリックス複合材料を評価した。引張,圧縮試験は高温用の微小試験片技術により行い、面内剪断試験は混合破壊モードが複合材に適用できるという仮定のもと、非主軸の引張試験により推定した。なお、すべての試験は真空下で行った。予備的評価の結果、比例限度応力と最大強度ともに1000度以下では有意な劣化が生じ得ないことを明らかにした。また、高温の圧縮,面内剪断データも同様に、総じて強度劣化は認められなかった。これらの結果より、設計のための高温での応力包括線を最終的に得た。

Determination of the carbon ion beam irradiation condition for barley

飯牟礼 隆*; 保木 健宏*; 長谷 純宏; 野澤 樹; 鳴海 一成*; 木原 誠*; 大串 憲祐*

JAEA-Review 2013-059, JAEA Takasaki Annual Report 2012, P. 109, 2014/03

To determine ideal condition of ion beam irradiation for barley grain, carbon ion beams with the LET (Linear Energy Transfer) of 127 (C-127) and 275 (C-275) KeV/m, were applied and the variation of the germination rate, initial plant growth, the survival rate by cultivars and by irradiation doses was observed. As a result, no difference was observed among six cultivars tested and the survival rates were gradually decreased as to the irradiation doses. It was suggested from the relationship between the irradiation doses and the survival rate that the ideal irradiation doses at which the survival rate was around 80% were 10 Gy and 4 Gy for C-127 and C-275 irradiation, respectively.