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C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
被引用回数：8 パーセンタイル：77.55(Materials Science, Multidisciplinary)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.
Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*
Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03
被引用回数：6 パーセンタイル：48.40(Materials Science, Multidisciplinary)Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with 
Ni and 
Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.
谷川 博康; Gaganidze, E.*; 廣瀬 貴規; 安堂 正己; Zinkle, S. J.*; Lindau, R.*; Diegele, E.*
Nuclear Fusion, 57(9), p.092004_1 - 092004_13, 2017/06
被引用回数：145 パーセンタイル：99.21(Physics, Fluids & Plasmas)低放射化フェライト鋼の開発および評価の現状について、その製作技術適用性も含めてレビューする。さらに、低放射化フェライト鋼を炉内機器の構造材料として利用するうえでの技術的課題についての議論を紹介する。現状ではDT核融合中性子照射影響に起因する不確定性は安全率のカバーする範囲内で扱われるであろうことが議論から示された。この安全率は、未開発の照射影響および高温での現象を考慮した工学設計基準によって定義され、炉内機器寿命は照射影響に起因する不確定性が受容不可能と判断される条件、または14MeV核融合中性子照射効果が核分裂照射効果から有意に乖離し始める条件で定義されると考えられることを示した。
加藤 太一朗; 大畑 充*; 野上 修平*; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1631 - 1636, 2016/11
被引用回数：13 パーセンタイル：70.53(Nuclear Science & Technology)一般的に材料は硬化や脆化することにより塑性変形能が低下する。また塑性拘束の評価パラメータである応力三軸度が高くなるにつれて、塑性変形能が低下する傾向がある。それゆえ、核融合炉原型炉ブランケット構造設計評価のために低放射化フェライト鋼の延性喪失限界を正確に理解しておくことは重要である。本研究では様々な試験片形状及び条件において低放射化フェライト鋼の塑性変形能に及ぼす応力三軸度の影響を評価した。その結果、破断定義としてマクロクラック発生時ではなく、ミクロクラック発生時として整理したところ、ミクロクラック発生前後で真歪速度が顕著に上昇することが確認された。また、フルサイズ試験片及びミニチュア試験片における破断延性と応力三軸度の関係は試験片サイズに関わらず1本の曲線で整理することが可能であった。
河村 繕範; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 榎枝 幹男; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 枝尾 祐希; 林 巧; 星野 毅; et al.
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1637 - 1643, 2016/11
被引用回数：28 パーセンタイル：90.18(Nuclear Science & Technology)水冷却セラミック増殖テストブランケットモジュール(WCCB-TBM)の開発は、日本の原型炉ブランケットに向けた最も重要なステップの1つである。TBM試験と原型炉ブランケット開発に向け、モジュール製作技術、トリチウム増殖材並びに中性子増倍材ペブルの製作技術、トリチウム生成率評価ならびに構造設計活動に関する研究開発が行われている。本報告は日本の水冷却セラミック増殖ブランケット開発の最近の成果の概要について記述したものである。
酒瀬川 英雄; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 109-111(Part B), p.1724 - 1727, 2016/11
被引用回数：13 パーセンタイル：68.05(Nuclear Science & Technology)核融合炉原型炉の建設のためには11,000トン以上の大量の低放射化フェライト鋼が必要となり、ブランケット構造部材として要求される適切な機械的特性をもった低放射化フェライト鋼の大量製造開発技術開発が重要である。本研究は低放射化フェライト鋼のひとつであるF82H鋼板の機械的性質の厚さ依存性を調査した。一般的に機械的性質は製造規模や部材の大きさに影響を受ける場合が多いからである。調査の結果、F82H鋼板の機械的性質の均質性や異方性に対する厚さの影響は認められなかったが、質量効果がシャルピー衝撃特性に認められ100mm厚さ鋼板には延性脆性遷移温度の上昇が認められた。しかしながら、遷移温度は0C以下であり、従来鋼と比較しても遜色ないものであった。
渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*
Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06
水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。
渡辺 淑之; 岩切 宏友*; 村吉 範彦*; 加藤 太治*; 谷川 博康
Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1205086_1 - 1205086_2, 2015/12
材料中の水素は、格子欠陥(転位,欠陥集合体,析出物,粒界など)と強く相互作用して材料の特性・形状変化を促進させることが懸念されているが、そのメカニズムについてはいまだ十分に明らかになっていない。本発表の内容は、F82H鋼の主要析出物であるクロム炭化物(Cr
C
)を対象とし、同炭化物中の水素の存在状態を電子論的に評価した内容をまとめたものである。解析より、同炭化物中の水素原子の安定構造はCrに囲まれた三方両錐体中心位置であり、各原子の電荷に起因した構造であることを明らかにした。また、算出された水素の形成エネルギーは-0.48eV(発熱型反応)であった。ここで、純鉄中の水素原子の形成エネルギーが+0.25eV(吸熱型反応)であることから、F82H鋼中において水素原子は、Feベースの母相よりもCrCベースの析出物に捕獲されている方がよりエネルギー的に有利である可能性が示唆された。これらの知見は、照射下材料の水素効果を予測するための要素技術開発に重要となる。
廣瀬 貴規; 酒瀬川 英雄; 中島 基樹; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1982 - 1985, 2015/10
被引用回数：5 パーセンタイル：34.70(Nuclear Science & Technology)ITER計画・幅広いアプローチ活動における核融合炉原型炉ブランケット用の構造材料研究開発の一環として、TIGおよび電子ビーム溶接により製作した低放射化フェライト鋼F82Hの溶接継手を対象とした強度特性評価を実施した。TIG溶接の溶加材には共金を用いた。溶接後熱処理条件としてASME基準に規定されるGrade91鋼(P-No.15Em Group No.1)の条件を適用した。TIGより低入熱の電子ビーム溶接継手では狭小な溶接部を得た。溶接部における硬さ試験の結果、最弱部は両継手とも過時効を受けた熱影響部(180Hv)だったが、最高の高度はTIGでは変態点を超えた熱影響部(280Hv)、電子ビームでは溶接金属(260Hv)となり、硬度の分布に違いが認められた。更に、ブランケット筐体構造の溶接方法検討の一環として、電子ビーム溶接により二重溶接部を作製し硬さの評価を行った結果、二重溶接による軟化は溶接金属部(260Hv)において顕著であったが、熱影響部における軟化は極めて軽微であることを得た。
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
被引用回数：15 パーセンタイル：72.09(Nuclear Science & Technology)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。
酒瀬川 英雄; 谷川 博康; 他2名*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2068 - 2071, 2015/10
被引用回数：31 パーセンタイル：88.69(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉のためには約11,000トンの低放射化フェライト鋼が必要となる。このためには問題のない機械的性質をもった低放射化フェライト鋼を大量製造するための技術開発が必要である。ここでは20トン電気炉にて溶解されたF82H-BA12ヒート鋼の機械的性質に注目した。このヒートの溶解、鍛造、熱間圧延の後、熱処理最適化のための4種類の熱処理を施して引張やシャルピー衝撃試験を実施した。そして電気炉溶解による影響を明らかとするため、これまでに真空誘導炉で溶解された5トン以下のF82Hヒート鋼の結果と比較した。
小沢 和巳; 谷川 博康; 森貞 好昭*; 藤井 英俊*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2054 - 2057, 2015/10
被引用回数：1 パーセンタイル：8.33(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト鋼(F82H)は先進核融合炉の構造材料候補である。第一壁ならびにダイバータではプラズマスパッタ抑制のため、タングステン被膜が必須とされている。F82H鋼に、真空プラズマ溶射法でタングステン(W)を皮膜し、その後摩擦攪拌処理(FSP)にて強化した試料に対しイオン照射実験を実施し、WとF82Hの各要素のイオン照射後の硬さと微細組織に及ぼす細粒化の影響を調べた。これまでの結果からは、800C、5.4dpaでイオン照射したFSP-W皮膜の顕著な照射硬化は認められていない。
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
被引用回数：8 パーセンタイル：49.95(Nuclear Science & Technology)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。
中村 誠; 渡邊 和仁; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*; et al.
Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2015/06
水冷却方式の核融合原型炉の事象シナリオ解析についての最近の進展を報告する。とりわけ(1)第1壁冷却管の複数破断による真空容器内冷却材喪失事象(in-VV LOCA)、(2)1次冷却管ギロチン破断による真空容器外冷却材喪失事象(ex-VV LOCA)、(3)ブランケット内冷却材喪失事象(in-box LOCA)、(4)真空喪失事象(LOVA)を研究した。本研究により、これらの事象に対する原型炉システムの過渡応答特性と放射性物質閉じ込め障壁への圧力荷重が明らかになった。この解析結果に基づき、各事象に対する放射性物質(トリチウム, 放射化ダスト)の閉じ込め方策を検討した。
染谷 洋二; 飛田 健次; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05
出力1.5GWの核融合原型炉において達成目標であるトリチウムの自給自足性並びに発電実証に係わる増殖ブランケット概念を明確にするため核熱解析によるトリチウム増殖比(TBR)及び冷却配管の検討を行った。原型炉でのブランケット概念は大量生産の観点から内部構造がシンプルな概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。3次元中性子輸送計算の結果、隣り合うブランケット間のギャップ幅は2cm程度ではTBRの減少は見られないが、NBIポートのような大型ポートの場合には占有率以上にTBRが減少することが分かった。形状依存性があるTBRを正しく評価するために最新の原型炉設計に基づく3次元計算モデルによる評価を行い、トリチウム自給を満足できる事を明らかにした。また、ブランケット前方では核発熱が大きく、冷却配管の5mm程度のずれ(誤差)で運転中の材料温度が100C程度変化する。これより、配管設計には裕度を持って設計する必要があるが、TBR向上のために材料の許容温度近くで設計していた。本研究の結果より、低出力炉の場合はブランケット内部の冷却配管の配置がTBRに大きく影響しないことが分かり、ブランケット内の配管設置精度に対して裕度があることを見いだした。最後に炉内機器であるブランケット及びダイバータの交換周期に係る弾き出し損傷値、並びに保守工程及び安全性に係る運転終了後の線量率及び残量熱に関して報告する。
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
被引用回数：19 パーセンタイル：76.99(Materials Science, Multidisciplinary)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。
榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10
被引用回数：22 パーセンタイル：81.23(Nuclear Science & Technology)我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：18 パーセンタイル：73.70(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
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
被引用回数：13 パーセンタイル：64.60(Nuclear Science & Technology)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。
廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10
被引用回数：53 パーセンタイル：96.06(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。
