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論文

High-temperature creep properties of 9Cr-ODS tempered martensitic steel and quantitative correlation with its nanometer-scale structure

大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.38(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700$$^{circ}$$Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700$$^{circ}$$Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。

報告書

JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物に対する放射化学分析

飛田 実*; 今田 未来; 大森 剛*; 生天目 勉*; 鬼澤 崇*; 黒澤 勝昭*; 原賀 智子; 青野 竜士; 水飼 秋菜; 土田 大貴; et al.

JAEA-Data/Code 2022-007, 40 Pages, 2022/11

JAEA-Data-Code-2022-007.pdf:1.99MB

日本原子力研究開発機構の研究施設等から発生する放射性廃棄物は、放射能レベルに応じて将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、研究施設等廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討に資するため、JRR-3、JRR-4及び再処理特別研究棟から発生した放射性廃棄物よりコンクリート、焼却灰、セラミックフィルタ及び耐火レンガを試料として採取し、放射化学分析を実施した。本報告書は、令和2年度から令和3年度に取得した24核種($$^{3}$$H、$$^{14}$$C、$$^{36}$$Cl、$$^{41}$$Ca、$$^{60}$$Co、$$^{63}$$Ni、$$^{90}$$Sr、$$^{94}$$Nb、$$^{99}$$Tc、$$^{rm 108m}$$Ag、$$^{129}$$I、$$^{137}$$Cs、$$^{133}$$Ba、$$^{152}$$Eu、$$^{154}$$Eu、$$^{rm 166m}$$Ho、$$^{234}$$U、$$^{238}$$U、$$^{238}$$Pu、$$^{239}$$Pu、$$^{240}$$Pu、$$^{241}$$Am、$$^{243}$$Am、$$^{244}$$Cm)の放射能濃度データについて整理し、放射能濃度評価法検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

Material data acquisition activities to develop the material strength standard for sodium-cooled fast reactors

豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.

報告書

9Cr-ODS鋼被覆管の引張・クリープ特性評価について

矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二

JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01

JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB

安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850$$^{circ}$$C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。

論文

Evaluation of the Japanese fatigue test data in Gr.91 for elevated temperature design

安藤 勝訓; 豊田 晃大; 橋立 竜太; 鬼澤 高志

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07

米国の原子力用の高温規格であるASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME BPVC) Section III, Division 5は、2019年版まで改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の設計疲労曲線は540$$^{circ}$$Cのみであった。このために、ASME Section IIIのクリープ疲労およびクリープ考慮不要要件に関するワーキンググループ(WG-CFNC)では、日本機械学会で規格化された改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の温度依存設計疲労曲線を組み込むための活動を実施してきた。その結果、ASME BPVCの2021年版より日本機械学会の最適疲労破損式に基づいた温度依存の設計疲労曲線が提供されることとなった。本研究では日本機械学会で規格化されたこの最適疲労破損式の特徴を明らかにするために、データベースに保存されている305個のデータを分析し、データベースの詳細と最適疲労破損式の関係ならびに統計処理の結果に基づく破損確率(95%と99%の信頼限界値)について示した。また、日本で得られている温度変動下ならびにナトリウム環境下での疲労およびクリープ疲労試験の結果についても、高温条件でのクリープ疲労損傷評価を検討するために示した。

論文

Proposal of simulation material test technique for clarifying the structure failure mechanisms under excessive seismic loads

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

過大地震荷重下における構造物の破損メカニズムを明らかにすることは非常に重要である。一方で、実際の構造材料を使用した構造物試験は非常に難しく、費用もかかる。そのため、過度の地震荷重下での構造破損メカニズムをシミュレートするために、模擬材料として鉛合金を用いた試験技術を提案した。この研究では、鉛合金を使用して材料試験を実施し、模擬材料試験の有効性を検証した。さらに、一連の材料試験の結果に基づいて、鉛合金の非弾性構成方程式(最適疲労破損式と動的応力-ひずみ関係式)を作成した。提案した式を用いることで、有限要素解析等の非線形解析も実行可能にした。これらの結果から、模擬材料試験技術が、過大地震荷重下での構造物の破損メカニズム解明に有効な手法として提案することができた。

論文

Proposal of simulation materials test technique and their constitutive equations for structural tests and analyses simulating severe accident conditions

橋立 竜太; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 9 Pages, 2020/08

シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。低温での鉛合金構造の破損メカニズムと高温での実際の構造の破損メカニズムとの類似性を実証するには、数値解析が必要である。2019年に数値解析のための非弾性構成方程式を提案したが、鉛合金の材料試験ではばらつきが大きく、提案式は良好に表現することができなかった。本研究では、材料特性を安定させる時効合金を用いた新しい材料試験結果に基づいて、鉛合金の改良非弾性構成方程式を提案する。

論文

A Proposal of inelastic constitutive equations of lead alloys used for structural tests simulating severe accident conditions

橋立 竜太; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 笠原 直人*

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 10 Pages, 2019/07

シビアアクシデント時には、原子力発電所の構造材料は過度の高温にさらされる。過酷事故時の構造物の終局破損様式を把握することは非常に重要であるが、そのようなシビアアクシデント時の破壊メカニズムは明らかにされていない。しかしながら、実際の構造材料を用いて構造物破壊試験を実施することは非常に難しく、かつ高価な試験になる。そこで、実際の構造材料の代わりに鉛合金を使用した構造物破壊試験を提案する。鉛合金の強度は実際の構造材料の強度よりもはるかに小さく、低温, 低荷重で試験を実施することが可能である。低温における鉛合金の破壊機構と過渡の高温における実際の構造材料の破壊機構の類似性を実証するために数値解析が必要である。鉛合金の材料特性を把握し、数値解析(有限要素解析)に必要な鉛合金の非弾性構成式を開発する。

論文

Development of creep property equations of 316FR stainless steel and Mod.9Cr-1Mo steel for sodium-cooled fast reactor to achieve 60-year design life

鬼澤 高志; 橋立 竜太

Mechanical Engineering Journal (Internet), 6(1), p.18-00477_1 - 18-00477_15, 2019/02

316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼はナトリウム冷却高速炉(SFR)の構造材料への適用が検討されている。日本原子力研究開発機構は、経済性の向上と放射性廃棄物の削減を目的として、いくつかの革新的技術を提案しており、その中でも最も有効な手段の一つとして60年設計を採用することが挙げられている。60年設計を可能とするためには、日本機械学会規格に規定されている材料強度基準等を30時間から50万時間に延長しなければならないが、これには外挿性に優れたクリープ破断関係式及びクリープひずみ式が不可欠である。本論文では、長時間クリープ特性評価に基づいて、316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の高温・長時間におけるクリープメカニズムの変化を考慮したクリープ特性式の開発について述べる。開発したクリープ特性式は、現行の日本機械学会規格のクリープ特性式よりも、より正確な長時間クリープ特性評価が可能である。

論文

Study on oxidation model for Zircalloy-2 cladding in SFP accident condition

根本 義之; 加治 芳行; 鬼澤 崇*; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*

Proceedings of Annual Congress of the European Federation of Corrosion (EUROCORR 2018) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2018/09

ジルカロイ2被覆管の短尺試験片を用いて乾燥空気及び空気と蒸気混合雰囲気での高温酸化試験データに基づく酸化モデルを提案している。使用済燃料プール事故時を模擬した長尺試験片の酸化挙動を解析するために、酸化モデルを計算熱流動解析コードに提供した。空気中での酸化皮膜成長挙動は酸化モデルを用いた計算結果により良く再現できるが、空気と蒸気混合雰囲気では過度に保守的な評価となっている。事故時の使用済燃料ラックにおける雰囲気成分の変化の影響について議論した結果について紹介する。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の高温強度に及ぼす繰返し軟化の影響

鬼澤 高志; 永江 勇二; 加藤 章一; 若井 隆純

材料, 66(2), p.122 - 129, 2017/02

次世代ナトリウム冷却高速炉では、配管の短縮化などによる物量削減を図り、優れた経済性を達成するために、高温強度と熱的特性に優れる改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に適用することを検討している。改良9Cr-1Mo鋼は、繰返し負荷に伴い軟化挙動を示す材料であり、繰返し軟化により引張特性やクリープ特性に影響があることが報告されている。しかしながら、繰返し軟化条件をパラメータとして、系統的に高温材料特性への影響を検討した例はない。このため、改良9Cr-1Mo鋼について、繰返し軟化条件をパラメータとした繰返し軟化材を製作し、それらの引張試験およびクリープ試験を実施し、繰返し軟化条件と高温材料特性が受ける影響の関係を評価した。加えて、それら評価に基づき、高速炉設計における繰返し軟化効果の取扱いについて検討を実施した。

論文

The Welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo Steel for the advanced loop-type sodium cooled fast reactor

山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Mechanical)

Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.

論文

高クロム鋼の長時間材料特性に及ぼす微量タングステン添加量の影響

鬼澤 高志; 永江 勇二; 菊地 賢司*

鉄と鋼, 100(8), p.999 - 1005, 2014/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:12.41(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

既存高Cr鋼の高温強度は、多くの元素を添加することで得られる強化機構により達成されているが、それらの強化機構の高速炉温度域(550$$^{circ}$$C)における長時間有効性・安定性は、明らかにされていない。高速炉使用環境における固溶強化機構の高温長時間での安定性・有効性を明らかにし、安定した強度を有すると共に長時間でも優れた延性および靱性を有する高Cr鋼を開発することを目標に、W添加量を無添加から0.35wt.%と低めに調整した高Cr鋼に対して、時効後衝撃試験に加え、引張試験、長時間クリープ試験および組織観察・分析を実施し、高速炉使用条件(最高使用温度550$$^{circ}$$Cで約50万時間)における長時間材料特性とW添加量の関係を明らかにする。特にLaves相に着目した組織観察・分析により靱性およびクリープ特性と金属組織の関係を明らかとし、高速炉構造用高Cr鋼に最適なW添加量を提示する。

論文

Development of structural codes for JSFR based on the system based code concept

浅山 泰; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 永江 勇二; 高屋 茂; 鬼澤 高志; 月森 和之; 森下 正樹

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

本報は、JSFRの構造規格基準開発に係る活動を概観したものである。ナトリウム冷却型高速炉の特徴を最大限に生かすために、設計$$sim$$維持において必要となる一連の規格、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい(LBB)評価規格、静的機器構造信頼性評価ガイドラインをシステム化規格概念に基づき体系的に開発している。これらの規格を日本機械学会規格として2016年を目途に発刊することを目指している。

論文

Material strength evaluation for 60 years design in Japanese sodium fast reactor

永江 勇二; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 山下 拓哉

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

316FR and Mod.9Cr-1Mo steels are candidates as structural materials for Japanese Sodium Fast Reactor, JSFR. The design life and operation temperature of JSFR is 60 years and 823K, respectively. Time-dependent allowable stress is essential. The evaluation of allowable stresses to 500,000 h is a considerable item. Long term strength is evaluated from a viewpoint of microstructural evaluation related to fracture mechanism. In addition, degradation after long term operation at elevated temperature is important. Aging is considered as one of the degradation. The effect of aging on short term property is analyzed. Material strength standard is also necessary for very thick tube sheets of forgings and small diameter thin walled seamless pipes, which are made of Mod.9Cr-1Mo steel in steam generators. This paper summarized currently available data and information on the above items, and shows path forward to the development of material strength standard for 60 years design in JSFR.

論文

Development of separation technique of sodium nitrate from low-level radioactive liquid waste using electrodialysis with selective ion-exchange membranes

入澤 啓太; 中川 明憲; 鬼澤 崇*; 小河原 貴史*; 花田 圭司; 目黒 義弘

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2013) (CD-ROM), 5 Pages, 2013/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:60.96

An advanced method, in which electrodialysis separation of sodium nitrate and decomposition of nitrate ion are combined, has been developed to remove nitrate ion from low-level radioactive liquid wastes including nitrate salts of high concentration. An engineering scale apparatus with two electrodialytic devices, in which the sodium and nitrate ions were separately removed by each device, was produced on the basis of the results of fundamental investigation previously reported, and the performance of the apparatus was tested. Both the ions were successfully removed at the same time, though these ions were separately transferred using two electrodialytic devices. And also effect of several experimental parameters such as current and temperature on current efficiency of both the ions of each device was investigated.

論文

A Study for proposal of welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo steel for Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)

若井 隆純; 鬼澤 高志; 加藤 猛彦*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

This paper proposes provisional welded joint strength reduction factors (WJSRF) of Modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural designing of "Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)". JSME published a revised version of the elevated temperature design code in last year. Modified 9Cr-1Mo steel was officially registered in the code as a new structural material for sodium cooled fast reactors. The creep strength curve for the base metal of the steel was standardized by employing stress range partitioning method, same as for the welded joint. However, second order equation of logarithm stress was applied in the analysis for the base metal. In addition, the creep rupture data obtained at 700$$^{circ}$$C were included in the database and data ruptured in very short term, i.e. smaller than 100 hours, were excluded from the analysis. Thus, there are some differences between the procedures to determine the creep strength curves for base metal and welded joint made of Modified 9Cr-1Mo steel. This paper discusses the most feasible procedure to determine the creep strength curve of the welded joint of the steel by performing some case studies to focus on physical adequacy and usability. Then, the strength reduction factors are provisionally proposed based on the design creep rupture stress intensities. In addition, the design of JSFR pipes were reviewed taking the proposed WJSRF into account.

論文

Alternative reference temperature based on master curve approach in Japanese reactor pressure vessel steels

廣田 貴俊*; 平野 隆*; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 7 Pages, 2013/07

破壊靭性マスターカーブ法は、原子炉圧力容器に使用される鋼材の破壊靭性を精度よく統計的に評価するために有効な方法である。国内では、JEAC4216-2011としてマスターカーブ法に対する参照温度(To)評価の規格が制定されている。この規格は、米国ASTM E1921をもとに、国産圧力容器鋼材への適用性の検討結果等をもとに策定された。本研究では、国産鋼材の破壊靭性データベースを用いて、このJEAC4216により求めたToをもとに、平面ひずみ破壊靭性K$$_{Ic}$$曲線及び参照破壊靭性K$$_{IR}$$曲線を推定する代替参照温度RT$$_{To}$$を検討した。この際、従来の関連温度RT$$_{NDT}$$に基づく破壊靭性曲線と等価な安全裕度を有するように統計処理を行った。結果として、RT$$_{To}$$として、Toに係数C$$_{MC}$$及びマージンを加える式を開発した。本式は、原子炉圧力容器の健全性評価を規定するJEAC4206の改定に向けて提案される予定である。

論文

Development of 2012 edition of JSME code for design and construction of fast reactors, 3; Development of the material strength standard of modified 9Cr-1Mo steel

鬼澤 高志; 永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

This paper describes the material strength standard of Modified 9Cr-1Mo (ASME Gr.91) steel in the design code for fast reactors of 2012 edition published by the Japan Society of Mechanical Engineers. Modified 9Cr-1Mo is to be used for primary and secondary coolant circuits, including intermediate heat exchangers and steam generators for the Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). Application of Modified 9Cr-1Mo to JSFR needs the material strength standard. Therefore, the authors developed the material strength standard. This paper describes the contents of the material strength standard.

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