Mitigation of cavitation damage in J-PARC mercury target vessel

直江 崇; 木下 秀孝; 粉川 広行; 涌井 隆; 若井 栄一; 羽賀 勝洋; 高田 弘

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.081004_1 - 081004_6, 2020/02

https://doi.org/10.7566/JPSCP.28.081004

J-PARC核破砕中性子源の水銀ターゲット容器(SUS316L製)は、陽子線入射によって生じる水銀中の圧力波が引き起こすキャビテーションにより、ビームが入射する先端部厚さ3mmの壁が損傷する。キャビテーションによる損傷は、ビーム出力と共に増加するため、ターゲット容器の寿命を制限する因子となっている。J-PARCの目標である1MWにおける長期安定運転を実現するために、損傷低減化策として、圧力波抑制のための気泡注入に加えて、先端部に主流の4倍の流速を発生できる幅2mmの狭隘流路を有する先端部二重壁構造の容器を採用した。運転終了後に損傷低減化策の効果を確認するために、容器内壁を切り出して観察した。これまでの経験を踏まえ、確実に切出しを実施するためにコールド試験を通じて切出し条件を最適化して、2017年にターゲット2号機(損傷低減化策無し)、及び2018年に8号機(損傷低減化策有り)の切り出しを実施した。ワークショップでは、切出した試料の損傷観察結果を紹介すると共に、損傷低減化策の効果について報告する。

Optimum temperature for HIP bonding invar alloy and stainless steel

涌井 隆; 石井 秀亮*; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 若井 栄一; 高田 弘; 二川 正敏

Materials Transactions, 60(6), p.1026 - 1033, 2019/06

https://doi.org/10.2320/matertrans.M2018346

J-PARCの核破砕中性子源で使用する水銀ターゲット容器は、1.31.32.5mと大きいため、使用済み容器の廃棄量を低減する観点で、損傷量の大きい前半部を分割できる構造を検討している。分割部のフランジには、高いシール性能(110Pa・m/s以下)が必要である。このフランジの材料として、ビーム運転時の熱変形を低減するために低熱膨張材であるインバー合金は有望であるが、弾性係数が低いためボルト締結時の変形が大きくなる。実用上はステンレス鋼で補強するが、HIP接合により広い面積を全面にわたって確実に接合する条件を見出すことが課題であった。そこで、接合温度が異なる試験片(973, 1173, 1373及び1473K)について、引張試験及び数値解析による残留応力評価を行った。973Kで接合した試験片は、拡散層厚さが殆どなく接合界面で破断した。引張強度は、接合温度の上昇とともに減少し、1473Kの場合、約10%低下した。接合面近傍の残留応力は最大50%増加した。これらの結果から、1173Kが最適な接合温度であることを結論付けた。

Effect of welding on gigacycle fatigue strength of austenitic stainless steels

直江 崇; 涌井 隆; 粉川 広行; 若井 栄一; 羽賀 勝洋; 高田 弘

Advanced Experimental Mechanics, 3, p.123 - 128, 2018/08

核破砕中性子源水銀ターゲット容器は、SUS316L製であり、TIG溶接により製作される。運転中には、陽子線励起圧力はによって、約50sの高ひずみ速度で約10回の繰返し負荷を受ける。本研究では、SUS316L及びその溶接材のギガサイクル領域における疲労強度を超音波疲労試験により調査した。その結果、母材では10回までに明確な疲労限度は観測されなかった。一方、浸透探傷検査により欠陥が観測されなかった溶接材では、応力集中部である試験片中央部に溶接部を配置した試験片において、溶接ビード及び裏波を除去した場合は、母材よりも疲労強度が高くなる傾向が見られた。一方、溶接ビード及び裏波を除去しない場合は、溶接止端部への応力集中により、母材と比較して著しい疲労強度の低下が観測された。

Measurement of neutron yields from a water phantom bombarded by 290 MeV/u carbon ions

執行 信寛*; 魚住 祐介*; 上原 春彦*; 西澤 知也*; 平林 慶一*; 佐藤 大樹; 佐波 俊哉*; 古場 裕介*; 高田 真志*; 松藤 成弘*

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.709 - 712, 2014/04

https://doi.org/10.15669/pnst.4.709

重粒子線治療では、患者体内に入射した重イオンビームによる核反応により、中性子をはじめとする2次放射線が生成される。重粒子線施設における治療室の遮へい設計のためには、患者を線源とした2次中性子の放出エネルギー及び角度分布を精度よく知る必要がある。これまでに測定された実験データは、独国GSIグループによる前方角度領域におけるもののみである。そこでわれわれは、放射線医学総合研究所HIMACにおいて、患者を模擬した水ファントムに治療に用いる290MeV/uの炭素ビームを入射し、15度から90度の広い角度領域で中性子生成量を測定した。水ファントムは厚さ20cmであり、入射炭素イオンはファントム内で完全に停止する。中性子検出器には、液体有機シンチレータNE213を採用し、その検出効率はSCINFUL-QMDコードを用いて求めた。中性子エネルギーは、飛行時間(TOF)法にて決定した。床散乱の寄与を評価するため、水ファントムとシンチレータの間に鉄製のシャドウバーを挿入した測定も行った。データ解析において、荷電粒子及び線によるイベントを除去することにより、広い放出エネルギー、放出角度における中性子エネルギースペクトルの導出に成功した。また、取得した実験データとPHITSコードによる計算結果との比較を通して、PHITSコードの重粒子線治療施設の遮へい設計への応用についても議論した。

Small specimen test technology and methodology of IFMIF/EVEDA and the further subjects

若井 栄一; 野上 修平*; 笠田 竜太*; 伊藤 譲*; 高田 文樹; 他6名*

Journal of Nuclear Materials, 417, p.1325 - 1330, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.02.011

About one thousands of small size specimens will be irradiated in the High Flux Test Module (HFTM) in a limited volume of 0.5 liter in the International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF). It is necessary to verify that the experimental data of these small specimens about mechanical characterization can be safely extrapolated to standard specimens data, enabling a sound dimensioning of DEMO reactor. The program of Small Size Test Technique (SSTT) in IFMIF/EVEDA (Engineering Validation and Engineering Design Activity) phase for fatigue, fracture toughness and crack growth measurement is summarized, and recent progress and some analysis of the experiments have performed for small size specimens.

Effect of heat treatments on tensile properties of F82H steel irradiated by neutrons

若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 谷川 博康; 田口 富嗣; Stroller, R. E.*; 山本 敏雄; 加藤 佳明; 高田 文樹

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.74 - 80, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.164

核融合炉の実証炉等に向け、構造材料として研究開発を進めているF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C系マルテンサイト鋼)に関して、照射硬化と脆化をコントロールさせるための熱処理法の検討を行った。本研究では焼き戻し温度を750Cから800Cまで振り、その時間を0.5時間から10時間まで振った。これらをパラメータにして照射硬化量の変化及び引張試験温度に対する硬化量の変化を調べた。JMTR炉で微小引張試験片(SS-3タイプ)を150Cと250Cで約2dpaまで中性子照射を行った。照射後、引張試験を室温から500Cまで行った。750Cで焼き戻しを行った場合、室温試験において、硬化量が100240MPa程度であったが、500Cの試験ではいずれの試料においても、硬化量がほとんどなくなった。一方、焼き戻し温度をやや高めに(780C又は800Cで0.5時間)した試料では、室温試験で硬化量は約300MPa程度であった。また、500C試験では硬化量が130R200MPa程度まで保持された。このことから、やや高めで焼き戻し処理をした試料では、高温まで比較的安定に存在する照射欠陥クラスターが形成されていると考えられる。以上のように、照射硬化量は照射前に施す焼き戻しの温度と時間に依存して変化するため、照射硬化と脆化の抑制には熱処理法による調整が有効な方法であると考えられる。

Radiation hardening and -embrittlement due to He production in F82H steel irradiated at 250 C in JMTR

若井 栄一; 實川 資朗; 富田 英樹*; 古谷 一幸; 佐藤 通隆*; 岡 桂一朗*; 田中 典幸*; 高田 文樹; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; et al.

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.285 - 296, 2005/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.10.167

低放射化マルテンサイト鋼F82Hの照射硬化と脆化に及ぼすHe生成効果とその生成量依存性を引張試験片(SS-3)と破壊靭性試験片(0.18DCT)を用いて評価した。中性子照射はJMTR炉にて250Cで約2.2dpaまで行った。本研究ではHeを材料中に生成させるためにボロン10を添加した。He生成量を変数にするため、ボロン10とボロン11の配合比(0:1, 1:1, 1:0)を変えて、ボロン添加総量を60mass ppmに揃えた3種類の添加材を作製し、照射前後の特性を比較してボロンの化学的な効果を最小限に抑えた。また、これらの試料での生成He量は約5, 150, 300appmである。一方、ボロンの効果を完全に排除した50MeVのサイクロトロン照射実験も行った。この方法ではボロンを添加しないF82H鋼を用い、直径3mm,厚さ0.3mmのTEM片に約120Cで約85appmのHeを均一に注入した後、スモールパンチ試験によって強度特性を評価した。この弾き出し損傷量は約0.03dpaであった。これらの試験結果から中性子照射後の降伏応力と最大引張応力はHe生成量の増加に伴ってやや増大した。また、中性子照射後の延性脆性遷移温度(DBTT)は40Cから150Cの範囲にあり、He生成量の増加に伴って高温にシフトした。また、サイクロトロンHe照射法によっても同様のHeによるDBTTシフト効果が確認できた。

Effect of initial heat treatment on tensile properties of F82H steel irradiated by neutrons

若井 栄一; 田口 富嗣; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; 高田 文樹

Materials Transactions, 45(8), p.2638 - 2640, 2004/08

https://doi.org/10.2320/matertrans.45.2638

核融合炉構造材料の第一候補材料である低放射化フェライト鋼の照射硬化に及ぼす熱遍歴効果を調べた。本研究ではF82H鋼を用いて、焼きならしを1040Cで30分行った後、焼きもどしの温度と時間を変数にして、照射前後の引張り特性変化を調べた。焼きもどしの条件は750C, 780C, 800Cの各温度で30分の熱処理した場合と750Cで30分から10時間まで変化させた場合の試料を用意した。照射はJMTR炉で約250Cにて1.9dpaまで照射した。引張試験にはSS-3タイプの微小試験片を用いて室温から400Cまで試験した。また、照射前の微細組織をTEM観察した。その結果、この低照射量域での照射硬化の変化は焼きもどしの温度の低下とその時間の短縮に伴って減少する傾向にあることがわかった。また、この照射硬化量の低下の原因は焼きもどしの温度と時間によって変化する固溶炭素濃度の低下によって生じる欠陥クラスター形成の減少と転位密度の増加による欠陥クラスターの成長速度の低下によると考えられる。

Economic scale of utilization of radiation, 3; Medicine: Comparison between Japan and the U. S. A.

井上 登美夫*; 早川 和重*; 塩足 春隆*; 高田 栄一*; 取越 正己*; 永澤 清*; 萩原 一男*; 柳澤 和章

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(10), p.1114 - 1119, 2002/10

https://doi.org/10.3327/jnst.39.1114

本件は、平成11年度及び平成12年度に調査した「我が国の放射線利用経済規模」、「我が国と米国の放射線利用経済規模」に関連して、医学・医療利用についての報告である。調査の結果は次のとおりである。(1)米国医療費132兆円の89%を占める個人医療費117兆円に対し我が国の国民医療費29兆円である。両者には4倍の差異がある。(2)放射線利用項目のうち経済規模が大きい順に並べると、(a)画像診断(X線,CT,核医学),(b)医療機器,(c)造影剤,(d)放射線医薬品,(e)前立腺がん(粒子線治療を含む),(f)RI,(g)EDGPET等の順となる。(3)日米の放射線利用経済規模は、米国5.9兆円に対して日本は1.4兆円である。両者で約4倍の差異がある。医療費総額に対する割合は、米国5.9/117100=5%、我が国は1.4/29100=4.8%となる。即ち、医学・医療における放射線利用率は日米ほとんど変わらず約5%となっている。

再処理施設における溶媒火災事象の安全性実証試験,III

高田 準一; 小池 忠雄; 塚本 導雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎

JAERI-M 92-048, 332 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-048.pdf:5.41MB

本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内容媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の燃焼状況、煤煙の発生・移行・沈着の挙動、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載されたデータは、溶媒火災時の安全性解析コード(FACE)の検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。