Modification of vacuum plasma sprayed tungsten coating on reduced activation ferritic/martensitic steels by friction stir processing

谷川 博康; 小沢 和巳; 森貞 好昭*; Noh, S.*; 藤井 英俊*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2080 - 2084, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.04.059

核融合炉内機器のプラズマ対向壁材料として有力視されているタングステン(W)皮膜形成法として真空プラズマ溶射(VPS)法が現実的手法として期待されている。しかし、VPS-Wでは空孔率が高いことから、バルクWに比べて熱伝導率が著しく引く、強度も低くなる、といった課題を示している。そこで本研究では、VPS-W皮膜の摩擦撹拌処理(FSP)による強化を試みた。その結果、FSP処理により空孔率が低く、バルクW並の強度と熱伝導率を有する細粒Wに強化することに成功した。

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。

Characterization of failure behavior of silicon carbide composites by acoustic emission

野澤 貴史; 小沢 和巳; 谷川 博康

Ceramic Materials for Energy Applications II, p.95 - 110, 2012/11

https://doi.org/10.1002/9781118217535.ch7

本研究はさまざまな試験モードによるSiC/SiC複合材料の破損挙動の解明を目的とし、複合材料の破損を検出するためにアコースティックエミッション法を適用したものである。平織の化学気相浸透法で作製されたSiC/SiC複合材料を対象に、引張及び圧縮モードにおいて荷重負荷方位を変えた試験より、複合材料の異方性を議論したところ、軸強度及び面内強度それぞれにおいて損傷蓄積過程にアコースティックエミッションの挙動に違いが認められた。特に、引張と圧縮試験において損傷密度に違いが認められた。また、ウェーブレット解析により特性周波数の時間応答を評価することで破損モードとの関連付けを行った。

実験炉組合せ照射(JRR-3⇔常陽)及びホット施設(WASTEF,JMTRホットラボ,MMF,FMF)の作業計画と作業報告; 長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発

松井 義典; 高橋 広幸; 山本 雅也; 仲田 祐仁; 吉武 庸光; 阿部 和幸; 吉川 勝則; 岩松 重美; 石川 和義; 菊地 泰二; et al.

JAEA-Technology 2009-072, 144 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-072.pdf:45.01MB

日本原子力研究開発機構は、平成17年10月に日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構との統合によって誕生した。この統合を最大限に利用したプロジェクトが、旧電源開発促進対策特別会計法及び特別会計に関する法律(エネルギー対策特別会計)に基づく文部科学省からの受託事業「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」である。この「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」において、材料の照射損傷評価指標の確立に重要な、世界で類のない、高速実験炉「常陽」と研究用原子炉であるJRR-3を利用した組合せ照射材を平成18年から平成19年の約2年間の短期間で取得した。本報告は、これら常陽,JRR-3の実験炉施設及びWASTEF, JMTRホットラボ,MMF, FMFのホット施設を利用した組合せ照射における作業計画から作業結果及び照射試験における照射温度と照射量の評価をまとめたものである。

ナノインフィルトレーション遷移共晶法で作製されたモノリシックSiCのイオン照射後微細組織に及ぼす核変換水素の影響

小沢 和巳; 小柳 孝彰*; 田口 富嗣; 野澤 貴史; 谷川 博康; 近藤 創介*; 檜木 達也*

no journal, , 

先進SiC/SiC複合材料は核融合実証(DEMO)炉の候補材料として期待されている。炉材料としての実現のためには、核変換反応生成物であるHeとHの与える影響を、微細組織のレベルから明らかにすることが望まれている。高純度な-SiCの方のHe効果は理解が進んでいるものの、新規製法であり、マトリックスにプロセス添加剤に由来する第二相を含むNITE(ナノインフィルトレーション遷移共晶)法SiC/SiC複合材料ではその知見が著しく限られている。そこで、本研究では、上記材料のモノリシック成分であるNITE-SiCに対し二重・三重イオン同時照射を実施し、1000C, 30dpaまでの、キャビティ又はループ等に代表される点欠陥クラスター微細組織発達過程に及ぼす核変換H原子の影響について検討した。

Damage monitoring of silicon carbide matrix composites by digital image correlation

野澤 貴史; 小沢 和巳; 谷川 博康

no journal, , 

炭化珪素マトリックス複合材料は様々な工学応用分野において有望な材料である。しかしながら、複合材料コンポーネントの実設計において、複合材料は独特な擬延性破壊を示すため、破損メカニズムの詳細を明らかにする必要がある。また、損傷許容性を評価する上で、表面欠陥に起因するノッチ感受性を特定することは重要である。これまでの研究により、適切な界面設計がなされた複合材料はノッチ鈍感であることが明らかになっている。しかしながら、近年、著者らは非主軸試験においてノッチ敏感を示唆する結果を得ている。本講演では、ノッチ感受性の理解のため、損傷蓄積過程の詳細を明らかにすることを目的とし、複合材料の破損メカニズムの理解に有力とされるデジタル画像相間法により、ノッチ周辺の局所的なひずみ分布の評価を行った結果について報告する。

核融合炉用SiC/SiC複合材料の破損挙動の特徴と材料規格・基準策定に向けた基本的な考え方

野澤 貴史; 小沢 和巳; 谷川 博康

no journal, , 

核融合炉用SiC/SiC複合材料の破損評価を通じて、複合材料独特の繊維の引き抜きによる擬延性、多様な織物構造による強度異方性、損傷許容性に関するノッチ鈍感性やエッジ効果等の様々な特徴が明らかになりつつある。そのため、延性金属とも脆性セラミックスとも本質的に異なる複合材料は、独自の材料規格・基準の策定が実用化に向けて恐らく必要となる。本講演では、現時点での成果をもとに考えうる複合材料に適合した材料規格・基準の在り方について、基本的な考え方、課題及び今後の計画について整理する。

ブランケット模擬構造体HIP接合部のねじり試験による機械的特性評価

野澤 貴史; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 小沢 和巳; 谷川 博康; 榎枝 幹男

no journal, , 

熱間等方圧加圧(HIP)接合法は、冷却流路を内蔵した核融合ブランケット第一壁の主要な製作技術であり、その特性評価のため、破壊/非破壊検査手法の開発が強く望まれる。従来幅広く利用されるシャルピー衝撃試験法はHIP界面を含む薄肉冷却流路部の評価には適さないため、近年、著者らは新たに微小試験片を用いたねじり試験法を考案した。本研究は、微小試験片を用いたねじり試験法をブランケット模擬構造体のHIP接合界面に初めて適用し、その強度特性を評価したものである。その結果、破壊エネルギーに若干の差異は認められるが、HIP接合界面の降伏強度及び最大強度が母材並みであることを明らかにし、ブランケット模擬構造体HIP接合界面の概ね良い健全性を初めて実証した。

SiC/SiC複合材料の高温強度異方性マップ

野澤 貴史; Park, J.-S.*; 中里 直史*; 小沢 和巳; 谷川 博康

no journal, , 

SiCは元来備え持つ優れたエンジニアセラミックスとしての資質に加え、優れた低放射化・耐照射特性等から原子力材料として期待される。一般的には、SiC単体の脆弱性のため、繊維強化した複合材料としての利用検討が進む。数あるパラメータ試験の中でも、特に使用温度として想定される1000C程度までの強度安定性の実証は最も根幹を成すものである。その際、繊維を織り込んだ構造である複合材料は、固有の異方性が不可避であり、その理解が重要である。同時に、限られたデータから多様な負荷形態における強度予測を可能とするモデル構築が、コンポーネント設計を進める上で必要不可欠である。本研究は、高温での引張、圧縮、剪断モード試験を行い、その破壊挙動の特徴を整理し、予測モデル検討を踏まえて、高温強度異方性マップを得ることを主目的とした。

Changes of microstructure and mechanical properties of Hi-Nicalon Type-S SiC composites irradiated to 100 dpa

小沢 和巳; 小柳 孝彰*; 野澤 貴史; 加藤 雄大*; 近藤 創介*; 谷川 博康; Snead, L. L.*

no journal, , 

炭化ケイ素繊維強化炭化ケイ素マトリックス基(SiC/SiC)複合材料は核融合DEMOブランケットの候補材料である。本研究では、(1)Hi-Nicalon Type-S(HNLS)繊維を用いた複合材料の形状安定性、(2)熱分解炭素/SiC多層被覆界面の機能、(3)SiC/SiC複合材料のR&Dのフィードバックとして、HNLS複合材料の劣化メカニズムの解明に主眼を置き、高線量照射実験を実施した。供試材は化学気相浸透法にて形成された平織りHNLS複合材料である。中性子照射試験はORNLのHFIRにて実施され、損傷量は、~1.010n/m (E0.1MeV, ~100dpaに相当)、照射温度は300, 500, and 800Cである。照射後試験として、四点曲げ試験、SEMによる破面観察、TEMによる組織観察の結果を報告した。