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報告書

TEF-T統括制御システムプロトタイプ機の開発

酒井 健二; 大林 寛生; 斎藤 滋; 佐々 敏信; 菅原 隆徳; 渡邊 聡彦*

JAEA-Technology 2019-009, 18 Pages, 2019/07

JAEA-Technology-2019-009.pdf:2.34MB

大強度陽子加速器施設(J-PARC)では、加速器駆動システム(ADS)による 核変換技術に関する基礎的な研究を行う核変換実験施設(TEF)の建設を計画している。その中のADSターゲット試験施設(TEF-T)では、鉛・ビスマス共晶(LBE)ターゲットに陽子ビームを照射することで、ADS独自の構成要素に関するシステム技術を研究開発する。TEF-Tでは、施設全体の安全かつ円滑な運転を実現するために全体制御システム(GCS)を構築する。GCSは、その役割に応じて、ネットワーク系(LAN), 統括制御系(ICS), インターロック系(ILS), タイミング配信系(TDS)など幾つかのサブシステムで構成される。特にICSは施設全体の包括的な運転制御から運転データの収集・蓄積・配信までGCSの中心的な役割を担う。我々はICSのプロトタイプ機を開発して、通信速度・容量、運転操作性・安定動作などの性能を具体的に評価し、ICSの実機設計に反映させることにした。本報ではICSプロトタイプ機の製作と、そのLBEターゲット技術開発装置への応用について報告する。

論文

Flow-accelerated corrosion of type 316L stainless steel caused by turbulent lead-bismuth eutectic flow

Wan, T.; 斎藤 滋

Metals, 8(8), p.627_1 - 627_22, 2018/08

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

In this study, an LBE loop referred to as JLBL-1 was used to experimentally study the behavior of 316L SS when subjected to FAC for 3000 h under non-isothermal conditions. An orifice tube specimen, consisting of a straight tube that abruptly narrows and widens at each end, was installed in the loop. The specimen temperature was 450 centigrade, and a temperature difference between the hottest and coldest legs of the loop was 100 centigrade. The oxygen concentration in the LBE was less than 10$$^{-8}$$ wt.%. The Reynolds number in the test specimen was approximately 5.3$$times$$10$$^{4}$$. The effects of various hydrodynamic parameters on FAC behavior were studied with the assistance of computational fluid dynamics (CFD) analyses, and then a mass transfer study was performed by integrating a corrosion model into the CFD analyses. The results show that the local turbulence level affects the mass concentration distribution in the near-wall region and therefore the mass transfer coefficient across the solid/liquid interface. The corrosion depth was predicted on the basis of the mass transfer coefficient obtained in the numerical simulation and was compared with that obtained in the loop; the two results agreed well.

論文

Design of LBE spallation target for ADS Target Test Facility (TEF-T) in J-PARC

斎藤 滋; 大林 寛生; Wan, T.; 大久保 成彰; 菅原 隆徳; 遠藤 慎也; 佐々 敏信

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Applications of Accelerators (AccApp '17) (Internet), p.448 - 457, 2018/05

原子力機構は、加速器駆動システム(ADS: accelerator-driven systems)の設計に必要なデータを得るために、J-PARC計画の中でADSターゲット実験施設(TEF-T: Target Test Facility)の建設を計画している。TEF-Tでは、鉛ビスマス共晶合金(LBE: Lead-Bismuth Eutectic)の核破砕ターゲットに250kWの陽子ビームを入射し、ADSの構造材候補材についてLBE流動下での照射試験を実施する。TEF-Tを実現するために、様々な研究開発が行われている。LBEターゲットとターゲット台車の設計検討は大きく進捗した。ターゲットループの保守と照射試料の照射後試験を行うホットセルについては概念設計を終えた。要素技術開発として、TEF-TターゲットのモックアップループとLBE流動下での材料腐食データを得るためのループが製作され、本格運転へ向け準備中である。LBEループのための酸素濃度制御システムも開発された。遠隔操作によるターゲット交換試験も実施中である。その他、TEF-Tの実現に向けた現在の研究開発状況についても報告する。

論文

中性子回折ラインプロファイル解析によるフェライト系およびオーステナイト系ステンレス鋼の引張変形中の転位増殖その場観察

佐藤 成男*; 黒田 あす美*; 佐藤 こずえ*; 熊谷 正芳*; Harjo, S.; 友田 陽*; 齋藤 洋一*; 轟 秀和*; 小貫 祐介*; 鈴木 茂*

鉄と鋼, 104(4), p.201 - 207, 2018/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:52.95(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

To investigate the characteristics of dislocation evolution in ferritic and austenitic stainless steels under tensile deformation, neutron diffraction line-profile analysis was carried out. The austenitic steel exhibited higher work hardening than the ferritic steel. The difference in the work hardening ability between the two steels was explained with the dislocation density estimated by the line-profile analysis. The higher dislocation density of the austenitic steel would originate from its lower stacking fault energy. Dislocation arrangement parameters indicated that the strength of interaction between dislocations in the austenitic steel was stronger than that in the ferritic steel.

論文

Design of 250kW LBE spallation target for the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC)

佐々 敏信; 斎藤 滋; 大林 寛生; 菅原 隆徳; Wan, T.; 山口 和司*; 吉元 秀光

NEA/CSNI/R(2017)2 (Internet), p.111 - 116, 2017/06

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、加速器駆動システム(ADS)を用いた高レベル放射性廃棄物に起因する環境負荷の低減を提案している。ADSを実現するため、J-PARC計画の一環として、核変換実験施設(TEF)の計画している。JAEAが提案するADSは鉛ビスマス共晶合金(LBE)を未臨界炉心の冷却材及び核破砕ターゲットとして採用している。J-PARCのTEFを活用し、ADSの設計に必要なデータを収集し、LBE利用の技術課題の解決を図る。250kWのLBE核破砕ターゲットをTEFに設置し、材料照射データベースを構築する。TEFを建設するために必須な様々な技術開発として、酸素濃度制御技術、計測機器開発、遠隔操作によるターゲット保守技術とともにターゲットの詳細設計を実施している。250kW核破砕ターゲット最適化の最新の状況を報告する。

論文

Status of LBE corrosion test loop "OLLOCHI" and experiments at JAEA

斎藤 滋; 大久保 成彰; 大林 寛生; 佐々 敏信

NEA/CSNI/R(2017)2 (Internet), p.195 - 200, 2017/06

原子力機構において研究が進められている加速器駆動システム(ADS: Accelerator Driven System)では、核破砕ターゲット及び炉心冷却材として鉛ビスマス共晶合金(LBE; Lead-Bismuth Eutectic)が採用される。将来のADSやJ-PARCに建設が計画されている、ADSターゲット実験施設(TEF-T)の実現には、LBEに関する多くの解決すべき課題がある。特に、T91(改良9Cr-1Mo鋼)やSUS316Lなどの鋼材に関して、400-550$$^{circ}$$Cの温度範囲で酸素濃度制御下かつLBE流動下の腐食データは不可欠である。原子力機構では高温での腐食データを得るために、"OLLOCHI (Oxygen-controlled LBE LOop Corrosion tests in HIgh-temperature)"と名付けられた新しい腐食試験ループを設計・製作した。高温部配管はT91製で、加熱器や膨張タンク容器は2.25Cr-1Mo鋼製である。これら高温部の最高温度は550$$^{circ}$$Cである。低温部は配管、機器類ともにSUS316L製で、これら低温部の最高温度は450$$^{circ}$$Cである。2016年春までにOLLOCHIは、加熱器や試験片交換ボックスなどの改造と、LBE無しでの調整運転を終えた。酸素センサーと酸素濃度制御システムは間もなく導入され、その後LBE有りでの調整運転と酸素濃度制御試験を開始する予定である。さらに来春までに分岐した試験部それぞれにも流量計が付加される予定である。これらの試験や改造と平行して、試験片ホルダー内の流れの分布を明らかにするため、試験部の流動解析を行う予定である。

報告書

人形峠鉱山夜次鉱さいたい積場上流側「廃砂たい積場」の跡措置

齊藤 宏; 佐藤 泰*; 坂本 篤*; 鳥飼 一吉; 福嶋 繁; 坂尾 亮太; 瀧 富弘

JAEA-Technology 2015-063, 119 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-063.pdf:86.2MB

人形峠環境技術センターでは、ウラン鉱山の探鉱・採鉱・製錬試験を終了し、鉱山施設は現在、鉱山保安法に基づき人に対する危害及び鉱害の防止の観点から保安巡視等を行い施設の維持管理を行うとともに、安全確保を前提とした跡措置を進めている。鉱山跡措置においては環境への影響が他施設と比較し大きい「鉱さいたい積場」を最優先施設として位置付け、その上流側に位置する「廃砂たい積場」の跡措置工事を平成23年から2年間にわたって実施し、平成24年度に終了した。廃砂たい積場跡措置工事は、跡措置後の長期的な安定性、放射線防護、現在の鉱さいたい積場の役割や合理性等の観点から進め方や仕様を検討したのち、天然材料を用いた多重構造を有する覆土を施工した。廃砂たい積場跡措置後は、跡措置工事に期待された効果を確認することを目的として圧密沈下量の測定、覆土層内の温度測定、放射線量及びラドン散逸量のモニタリングを行うとともに、維持管理を行っている。今後は雨水浸透量抑制に係るモニタリングを行う予定である。これらのモニタリングにより跡措置工事の効果の有無及びその程度を確認したのち、結果を反映し下流側の「廃泥たい積場」の跡措置を行う。

論文

Flexible heat-flow sensing sheets based on the longitudinal spin Seebeck effect using one-dimensional spin-current conducting films

桐原 明宏*; 近藤 幸一*; 石田 真彦*; 井原 和紀*; 岩崎 悠真*; 染谷 浩子*; 松葉 明日華*; 内田 健一*; 齊藤 英治; 山本 直治*; et al.

Scientific Reports (Internet), 6, p.23114_1 - 23114_7, 2016/03

 被引用回数:26 パーセンタイル:7.97(Multidisciplinary Sciences)

ヒートフローセンシングは、将来的にスマート熱管理の重要な技術要素となることが期待されている。従来、ゼーベック効果に基づく熱電変換技術は、熱の流れを電圧に変換することによって熱流を測定するために使用されてきた。しかし、ユビキタス・ヒートフロー可視化のためには、非常に低い熱抵抗を有する薄く柔軟なセンサが非常に望まれている。近年、別のタイプの熱電効果である縦スピンゼーベック効果が大きな関心を集めている。これは縦スピンゼーベック効果が、単純な薄膜デバイス構造のような熱電アプリケーションにとって有利な機能を潜在的に提供するためである。ここでは、縦スピンゼーベック効果ベースのフレキシブル熱電シートを紹介する。このシートは、熱流検出の用途に特に適している。この熱電シートは、「フェライトめっき」として知られているスプレーコーティング法を用いてフレキシブルプラスチックシート上に形成されたNi$$_{0.2}$$Zn$$_{0.3}$$Fe$$_{2.5}$$O$$_4$$フィルムを含んでいる。実験結果は、膜面に垂直に配向した柱状結晶構造を有するフェライトめっき膜が、曲げ可能な縦スピンゼーベック効果ベースのセンサに適した独特の一次元スピン流導体として機能することを示唆している。この新しく開発された薄い熱電シートは、熱流の本来の流れを妨げることなく、さまざまな形の熱源に取り付けられ、多目的な熱流の測定と管理につながる。

論文

J-PARC transmutation experimental facility programme

佐々 敏信; 武井 早憲; 斎藤 滋; 大林 寛生; 西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; 山口 和司; 辻本 和文; 大井川 宏之

NEA/CSNI/R(2015)2 (Internet), p.85 - 91, 2015/06

福島第一原子力発電所の事故以降、核変換技術が放射性廃棄物処理に有効な技術として注目されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、マイナーアクチノイド(MA)の核変換を行うための、鉛ビスマス(Pb-Bi)を核破砕ターゲット及び冷却材に使用する加速器駆動システム(ADS)を提案している。ADSの設計に不可欠なデータを取得するため、原子力機構ではJ-PARC計画の中で核変換実験施設(TEF)の建設を検討している。TEFは400MeV-250kWのPb-Bi核破砕ターゲットを持つADSターゲット試験施設(TEF-T)及び低出力の陽子ビームでMA燃料を装荷した炉心を駆動する核変換物理実験施設(TEF-P)から構成する。TEF-Tでの主な研究項目として、ADS構造材候補の照射試験、Pb-Biターゲットの運転試験及び陽子ビーム窓の寿命を決めるための実験を実施する。ターゲットが定格出力で運転される際には、ターゲット周辺に高速中性子場が形成されるため、これを多目的に利用することも検討している。基礎物理研究や核データ測定などの実験が提案されており、実験ホールの配置概念の検討を進めている。報告では、ADS核変換を実現するためのロードマップとともに、TEF建設のための設計研究活動を報告する。

論文

Bend-fatigue properties of JPCA and Alloy800H specimens irradiated in a spallation environment

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.27 - 31, 2014/07

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料など核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCAとAlloy800Hの曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が120-350$$^{circ}$$C、はじき出し損傷量が7.0-19.3dpaであった。JPCA鋼の曲げ疲労試験の結果、STIP-I試料と同様、照射前後で疲労寿命はほとんど変化はなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。一方、Alloy800Hの破面には一部に粒界破面が観察された。

論文

HCM12A Cr-rich oxide layer investigation using 3D atom probe

菊地 賢司*; 岡田 徳行*; 加藤 幹雄*; 内田 博*; 斎藤 滋

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.237 - 243, 2014/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Materials Science, Multidisciplinary)

加速器駆動未臨界炉(ADS)のビーム入射窓及び構造材料候補材の一つである12Crのフェライト・マルテンサイト鋼(HCM12A)について、3次元アトムプローブ(3DAP)を用いて鉛ビスマス中でHCM12A鋼の表面に形成した酸化物層の構造を調べた。試験材は、三井造船の材料腐食ループにおいて450-500$$^{circ}$$Cの鉛ビスマス中で5,500時間使用された試験片ホルダー部から採取したものである。酸化物層は外側にマグネタイト(Fe$$_{3}$$O$$_{4}$$)層、内側に鉄-クロムのスピネル層((FeCr)$$_{3}$$O$$_{4}$$)の2重構造で、全体の厚さは約18$$mu$$mであった。3DAP用試料はこれらの層の境界から500-700nm離れたスピネル層から製作した。3DAP分析の結果、クロムと酸素濃度が高く、鉄濃度が低い約10nm程度の領域が観測された。クロム高濃度領域の周囲ではシリコンも高濃度であった。スピネル層中の鉛及びビスマス濃度は検出限界以下であった。

論文

人形峠環境技術センターにおける雨水浸透量低減化等を目的とした覆土の保護層に関する試験

福嶋 繁; 瀧 富弘; 齊藤 宏; 鳥飼 一吉; 佐藤 泰*

日本地下水学会2013年秋季講演会講演要旨, p.258 - 263, 2013/10

人形峠環境技術センターでは。鉱山保安法に基づき、人に対する危害及び公害防止の観点から休止ウラン鉱山の跡措置を進めている。鉱山跡措置においては、雨水浸透量低減化等を目的とした覆土について検討しているが、覆土には、長期的に遮水性を保持することが求められることから、アスファルト舗装や遮水シート等の人工物ではなく、ベントナイトや粘土等の天然材料を遮水層として用いることを基本としている。しかしながら、遮水性は時間の経過とともに凍結融解や乾燥収縮によるひび割れに等によって劣化することが知られていることから、遮水層上位に保護層を設置することとして、その仕様を決定するため、材料(3種)と厚さ(4種)をパラメータとした試験土槽設備を設置し、遮水層とその上位の保護層の性能に着目した試験を行った。その結果、センターに設置する雨水浸透量低減化を目的とした覆土の保護層に適した材料と厚さの組合せを選定することができた。

論文

Progress review of research and development on accelerator driven system in JAEA

大井川 宏之; 辻本 和文; 佐々 敏信; 倉田 有司; 武井 早憲; 斎藤 滋; 西原 健司; 大林 寛生; 菅原 隆徳; 岩元 大樹

KURRI-KR(CD)-40 (CD-ROM), p.16 - 30, 2013/00

原子力機構では、高レベル放射性廃棄物に含まれるマイナーアクチノイド(MA)の核変換を目的とした加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を進めている。熱出力800MWのADSが1基で、電気出力1GWの軽水炉10基で生じるMAを核変換できる。原子力機構では、超伝導陽子加速器、核破砕ターゲットとビーム窓、未臨界炉心の核設計と安全性評価等に関するさまざまな研究開発を進めている。さらに、核変換技術に関する基礎的な実験を行うため、J-PARCの第2期計画として核変換実験施設の建設を検討している。

論文

Neutron irradiation tests for beryllium material selection of neutron reflector in JMTR

土谷 邦彦; 伊藤 正泰; 北岸 茂; 遠藤 泰一; 斎藤 隆; 塙 善雄; Dorn, C. K.*

JAEA-Conf 2012-002, p.111 - 114, 2012/12

JMTRでは、中性子反射体としてベリリウムが使用されており、S-200Fグレードのベリリウムが使用されている。JMTRのベリリウム枠は、5年に1度交換されているため、長寿命化に対応できるベリリウム枠の材質の検討が行われている。長寿命化の検討において、ベリリウムの物理的及び機械的特性が材質選定に影響される。このため、材料の純度,焼結方法,引張強度などの特性の異なった3種類の金属Be(S-200F, S-65H及びI-220H)を準備し、JRR-3やJMTRでの照射試験の実施及び準備を行うとともに、特性試験技術の開発を行っている。本発表は、長寿命化を目指した中性子反射体材料の照射試験の状況や特性試験のための開発について報告する。

論文

Corrosion-erosion test of SS316L grain boundary engineering materials (GBEM) in lead bismuth flowing loop

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 手塚 正雄*; 宮城 雅徳*; 粉川 博之*; 渡辺 精一*

Journal of Nuclear Materials, 431(1-3), p.91 - 96, 2012/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:32.85(Materials Science, Multidisciplinary)

鉛ビスマス材料試験ループ1号(JLBL-1)の第5期3600時間試験運転において、配管内部に取り付けられた試験片の腐食評価を行った。ループの運転温度は高温部が450$$^{circ}$$C、低温部が350$$^{circ}$$Cで温度差は100$$^{circ}$$Cである。試験片取り付け部の流量は約1L/min.である。試験片取り付け部は内径9mmのSS316L配管に溝を切り、10mm$$times$$10mm$$times$$1mmtの試験片を4枚取り付けた。試験片の材質はSS316L母材及びSS316L粒界制御(GBE)材である。運転終了後の試験片の光学顕微鏡による断面観察の結果、大きな減肉が観察された。SS316L母材,GBE材の減肉量は、それぞれ片面約390$$mu$$m及び190-270$$mu$$mであり、いずれも一様に減肉しつつも、局所的には平坦でなかった。SEM観察,EDX分析の結果、鉛ビスマスによる結晶粒界浸食は、母材,GBE材ともに断面のSEM観察上は数$$mu$$m程度であったが、鉛ビスマスの拡散領域深さは母材が20$$mu$$m程度、GBE材が10$$mu$$m以下で明らかな違いが見られた。これは、粒内への拡散深さは同じでも、GBE材では粒界の連続性を遮断する効果により粒界拡散を抑えた効果によると考えられる。いずれの試料でも酸化物層は観察されなかった。

論文

Tensile mechanical properties of a stainless steel irradiated up to 19 dpa in the Swiss spallation neutron source

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 遠藤 慎也; 小野 勝人; 松井 寛樹; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 431(1-3), p.44 - 51, 2012/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.11(Materials Science, Multidisciplinary)

核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本論文ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の引張り試験の結果を報告する。引張り試験の結果、JPCA鋼は照射後大きく硬化するが、耐力の増加は11dpa付近で飽和した。伸びも大きく低下したが、全伸びは19.5dpa照射後も約15%保っていた。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600appmのHeが生成していると見積もられ、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。

論文

HCM12A oxide layer investigation using scanning probe microscope

菊地 賢司*; Rivai, A. K.*; 斎藤 滋; Bolind, A. M.*; 小暮 亮雅*

Journal of Nuclear Materials, 431(1-3), p.120 - 124, 2012/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.4(Materials Science, Multidisciplinary)

450$$^{circ}$$C-500$$^{circ}$$C, 5,500時間の鉛ビスマス中で形成されたフェライト・マルテンサイト鋼HCM12Aの酸化物層を走査プローブ顕微鏡(SPM)により観察した。EDX観察の後、走査プローブ顕微鏡を用いて、酸化物層と母材部を表面電位モードと位相遅れ測定により解析した。従来、酸化物層の形成機構は、高温の鉛ビスマスに対して耐食性を持つことが期待される酸化物の安定性を理解するため、元の母材表面位置、酸素の移動経路及び鉄の拡散といった観点から研究されてきた。本研究における新しい発見は、微細構造観察モードでは見えない(FeCr)$$_{3}$$O$$_{4}$$とFe$$_{3}$$O$$_{4}$$の境界が表面電位モードでは検出できたことである。スピネル層は低表面電位として母材領域と区別できるが、スピネル層とマグネタイト層の境界付近では、表面電位は境界線に相当する細い経路を除き、連続であるように見える。また、微細構造観察モードでは見えなかった、スピネル層とマグネタイト層を貫通している帯状構造が見つかった。

論文

Effect of cold working on the corrosion resistance of JPCA stainless steel in flowing PB-Bi at 450$$^{circ}$$C

Rivai, A. K.*; 斎藤 滋; 手塚 正雄*; 加藤 千明; 菊地 賢司*

Journal of Nuclear Materials, 431(1-3), p.97 - 104, 2012/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:29.05(Materials Science, Multidisciplinary)

鉛ビスマスを核破砕ターゲット及び冷却材として用いる加速器駆動核変換システム(ADS)の開発において、高性能な陽子ビーム窓材料の開発は重要な課題の一つである。本研究では、オーステナイトステンレス鋼(JPCA)に20%の冷間加工を加え、腐食挙動の観点から研究を行った。20%冷間加工JPCAの腐食試験は、材料試験ループ1号(JLBL-1)で行った。最高温度,温度差及び試験時間はそれぞれ450$$^{circ}$$C, 100$$^{circ}$$C, 約1L/min.及び1,000時間である。比較のため、冷間加工されていないJPCAの腐食試験も同じ条件で行った。結果は、JPCAの冷間加工の有無により腐食挙動に違いがあることを示した。冷間加工なしのJPCAでは、母材の構成元素が鉛ビスマス中に溶解することで形成されるフェライト層を通って鉛ビスマスが母材へ進入した。20%冷間加工JPCAでは、腐食は部分的で、局所的なピッティング腐食が形成された。腐食挙動の違いは、冷間加工が$$gamma$$-オーステナイト相から$$alpha$$'-マルテンサイト相への相変態を誘発するためであり、これがJPCAの流動鉛ビスマス中での耐食性に影響を与えることがわかった。

論文

ジルカロイ-2/SUS316Lステンレス鋼の摩擦圧接継手の性能評価

北岸 茂; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 遠藤 泰一; 土谷 邦彦

日本機械学会論文集,A, 78(788), p.564 - 570, 2012/04

材料試験炉(JMTR)で実施する燃料照射試験のための照射キャプセルの技術開発の一環として、摩擦圧接法によるジルカロイ-2(Zry-2)/SUS316L継手の製作性試験を行い、接合条件を決定するとともに、接合界面の特性評価及び継手性能を評価した。まず、摩擦時間を変更した継手の機械的特性の影響を明らかにした。次に、その接合条件で製作した継手について、断面マクロ観察,元素分析及び硬さ分布測定を行い、継手の接合界面部の熱影響及び元素分布を明らかにした。また、高温引張試験,ヘリウム漏れ試験及び水圧バースト試験を行い、燃料照射試験で使用する条件における継手の健全性を明らかにした。

論文

Development of in-pile instruments for fuel and material irradiation tests

柴田 晃; 北岸 茂; 木村 伸明; 斎藤 隆; 中村 仁一; 近江 正男; 出雲 寛互; 土谷 邦彦

JAEA-Conf 2011-003, p.185 - 188, 2012/03

JMTR再稼働における照射技術開発の一環として、燃材料の照射試験において高精度なデータを得るため、腐食電位(ECP)センサー及び差動トランス(LVDT)式ガス圧計の開発を行っている。ECPセンサは高温高圧水条件にて構造材料の腐食電位を決定するためのセンサーであり、LVDT式ガス圧計は中性子照射下における燃料要素のガス圧を測定するためのセンサーである。本開発ではECPセンサーにおいては、センサーのセラミック及び金属の接合部について応力集中を避けるため形状の最適化を行った。一方、LVDT式ガス圧計においては、高温高圧かつ高照射下環境にて、高精度かつ安定した測定を行うためにLVDTのコイル材をMIケーブルと変更する改良を行った。この結果、ECPセンサーにおいては炉外試験において、接合材の破損なく安定した出力を得ることができるとともに、LVDT式ガス圧計についてはMIケーブルに変更しても、安定かつフルスケールで1.8%という正確さを示した。

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