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豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 栄一*
Research & Development in Material Science (Internet), 21(5), p.2632 - 2637, 2025/06
316FR steel, a modification of 316 austenitic stainless steel, will be used as a structural material in the sodium cooled fast reactor (SFR), one of the initiatives being developed in Japan to achieve carbon neutrality in order to combat global warming. To withstand the high-temperature operating environment of the SFR, the alloy design of the 316FR steel has been optimized to have high creep strength for a long time with controlled precipitation by optimizing the alloy composition. In order to clarify that 316FR steel can maintain its properties under the high temperature (around 550
C) irradiation environment of the SFR, the authors mainly conducted in-situ observations under electron beam irradiation at high temperatures to investigate in detail the irradiation effects on the precipitates (mainly carbides), which are characteristic of 316FR steel. As a result, it was found that the precipitates in 316FR steel are more stable than those in type 304 stainless steel under irradiation without coarsening at grain boundaries or within grains. The characteristics and attractiveness of 316FR steel, the results obtained, and the mechanism of creep behavior under irradiation are also explained.
大野 修司; 前田 誠一郎; 若井 隆純; 上田 雅司; 上出 英樹
日本機械学会誌, 127(1267), p.29 - 32, 2024/06
新型炉開発の動きが活発化する中、原子力機構で進めるナトリウム冷却高速炉の研究開発について、経緯概要と現状・トピックスを紹介する。
若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 古谷 一幸*; 安堂 正己*; 鎌田 貴晴*; 石田 卓*; 牧村 俊助*
Materials Characterization, 211, p.113881_1 - 113881_10, 2024/05
被引用回数：12 パーセンタイル：84.37(Materials Science, Multidisciplinary)大強度加速器標的や原子力の分野や航空機と自動車の磁気モーターの応用のために、CoおよびNi元素を含まないbcc結晶構造を持つ鉄基高エントロピー合金(HEA) Fe-20Mn-15Cr-10V-10Al-2.5C (at%)の微細構造、機械的特性及び照射硬化挙動を調べた。この合金は、1150Cで2時間焼ならしした後、水焼入れし、800Cで10分間加熱した後、再び水焼入れした。この合金はbcc相を持ち、粒界に沿って2-3
mのバナジウム炭化物が配列していた。また、ビッカース硬度は520Hvで純タングステンよりも硬かいことが分かった。走査型透過電子顕微鏡による位相差コントラスト法により磁区構造を観察したところ、粒子内のミクロサイズの磁区と表面近傍にサブミクロサイズの磁区が形成されており、この磁気特性は魅力的であった。母相中には、ナノスケール(20nm)の元素分布が観察され、原子レベル領域での結晶格子の乱れの存在が見られた。この材料は、300Cおよび500Cで1dpaまで照射硬化が起こらず、非常に高い耐放射線性能が確認された。これは、照射によって引き起こされるナノスケールの濃度変化とHEA内の歪み緩和によるものであると推測された。これらの緒特性は、多分野の応用において非常に魅力的な特性である。
若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 古谷 一幸*; 涌井 隆; 安堂 正己*; 牧村 俊助*; 石田 卓*
Science Talks (Internet), 8, p.100278_1 - 100278_4, 2023/12
高エントロピー合金は、その固有の特性により高い強度と良好な延性を併せ持つ傾向にある。本物質はより高性能な将来の一般産業用途だけでなく、原子力や放射線環境下での放射線影響機器の耐久性や適用範囲を高めるためにも、有望な新物質として考えられており、近年、急激に注目がされ始めている。本研究では、高エネルギー加速器ターゲットシステム部品, 原子炉, 核融合炉等の放射線下で使用される新機能材料として応用を目指し、低放射能元素(Ni, Coを含まない)からなる2種類の高エントロピー合金(Fe-Mn-V-Cr-Al-C、Fe-Si-W-Cr-V)の作製とその基本特性評価を行った。本研究で開発中の2つの材料は、次の点でそれぞれユニークな性質を持つ。前者は高強度・低放射化という特徴を共有する新しい構造材料や磁気特性として、ハイパワーモーター系材料の基礎研究として発展することが期待される。一方で、後者は、金属元素の中で最も高い融点を持つタングステンと、かなり高融点のバナジウムを混合して合金の融点を上げ、かつ高強度な合金を設計することで、新しい工学分野での新機能材料としての応用が期待されるものと考えられるものである。
羽賀 勝洋; 粉川 広行; 直江 崇; 涌井 隆; 若井 栄一; 二川 正敏
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 13 Pages, 2022/03
J-PARCではMWクラスの核破砕中性子源を実現するために水銀ターゲットの流路構造としてクロスフロー型ターゲットを開発し、流路構造の改良を継続してきた。高出力の短パルス陽子ビームが水銀ターゲットに入射すると、急激な水銀の発熱と体積膨張により最大40MPaにも達する圧力波が誘起され、ターゲット容器にキャビテーション損傷を生じさせる。このため、水銀流路にマイクロバブル生成器を配置し、バブルの収縮により水銀の体積膨張をクッションのように吸収することで圧力波を低減する技術や、陽子ビームが入射する容器壁に内壁を設けて、狭隘流路に形成される速い水銀流れの大きな速度勾配を利用してキャビテーション損傷を低減する技術などを水銀ターゲット容器の流路構造に導入した。これらの技術開発により、2020年には36.5時間の1MW連続運転を成功させ、2021年4月から最大740kWの高出力で長期の安定な利用運転を達成した。本報告は、主に水銀ターゲット容器の熱流動設計に関して1MW運転を実現するまでの技術開発をまとめたものである。
涌井 隆; 若井 栄一; 粉川 広行; 直江 崇; 花野 耕平*; 羽賀 勝洋; 島田 翼*; 鹿又 研一*
Materials Science Forum, 1024, p.145 - 150, 2021/03
J-PARCの大強度ビーム運転を実現するために、保護容器で覆われた水銀ターゲット容器の新規構造の開発を行ってきた。まず、500kWの安定運転の実現を目的とした第1段階では、初期構造を踏襲した構造で、水銀容器と保護容器の接続方法を改良し、約8か月の500kW利用運転を実現した。1MWの安定運転の実現を目的とした第2段階では、容器の後端のみで接続した新規構造を検討した。新規構造では、熱応力を低減するための水銀容器冷却や内圧に対する保護容器の剛性を増加するための板厚の増加を実施した。その結果、各容器に発生する応力は、日本産業規格の圧力容器規格の許容応力以下となり、1MWビーム運転が可能であることを確認した。
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
Materials Science Forum, 1024, p.111 - 120, 2021/03
J-PARCの核破砕中性子源に設置されている水銀標的容器は、水銀中に生じる陽子線励起圧力波が引き起こすキャビテーションによって損傷を受ける。キャビテーションによる壊食損傷を低減する方策として、キャビテーションを誘発する圧力波を低減するための水銀中への微小気泡注入に加えて、ビーム窓先端に狭隘流路を有する2重壁構造容器を採用した。損傷低減化策の効果を確認するために、使用後の標的容器先端部を切断し、内部に形成された損傷を観察した。その結果、積算出力1812MWh(平均強度434kW)で微小気泡を注入して運転した2重壁構造容器で観測された損傷は、積算出力1048MWh(平均強度181kW)の気泡を注入しない従来型容器で観測された損傷と同等であった。さらに、狭隘流路に接する側では、気泡が注入された水銀に接する側より著しく損傷が少ないことを確認した。
石田 卓*; 若井 栄一; 牧村 俊助*; Casella, A. M.*; Edwards, D. J.*; Prabhakaran, R.*; Senor, D. J.*; Ammigan, K.*; Bidhar, S.*; Hurh, P. G.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 541, p.152413_1 - 152413_12, 2020/12
被引用回数：27 パーセンタイル：91.79(Materials Science, Multidisciplinary)ブルックヘブン研究所のリニアックアイソトープ製造施設において、ビーム窓材料としてのチタン合金を含む加速器ターゲット用の様々な材料試料に対して、181MeVのエネルギーを持つ高強度陽子ビーム照射を行った。引張試験では、
+
相のTi-6Al-4VのGrade-5及びGrade-23 ELI(侵入型固溶元素の不純物が低い)合金では硬さの増加と延性の大幅な低下が見られたが、相単相に近いTi-3Al-2.5VのGrade-9合金では照射後も数%の均一な伸びを示した。Ti-6Al-4Vに関する透過型電子顕微鏡による解析では、相の各結晶粒に2nm以下のサイズの欠陥クラスターが高密度に存在することが明らかになった。また、相粒には転位ループやブラック・ドットのような照射欠陥は観察されなかったが、回折パターンからは、形成が進んだ段階のオメガ相の析出が確認された。相における放射線誘起の
相変態は、相が少ないTi-3Al-2.5V合金と比較して、Ti-6Al-4V合金の延性の損失を大きくさせている可能性がある。
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
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。
涌井 隆; 若井 栄一; 粉川 広行; 直江 崇; 花野 耕平; 羽賀 勝洋; 高田 弘; 島田 翼*; 鹿又 研一*
JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.081002_1 - 081002_6, 2020/02
J-PARCの水銀ターゲット容器は、水銀容器と二重容器構造の保護容器(内側及び外側容器)からなる三重容器構造である。2015年の500kWビーム運転時、水銀ターゲット容器の保護容器からの微小な水漏れが2回発生した。この容器破損から得られた知見を基に、設計, 製作及び試験検査過程の改善を行った。ワイヤ放電加工を用いて、1つのステンレスブロックから切り出した一体化構造を採用することにより、水銀ターゲット容器前方の溶接線の長さは約55%まで大幅に減らすことができた。放射線透過試験や超音波探傷試験による徹底的な溶接検査を実施した。2017年の9月に水銀ターゲット容器8号機が完成し、8号機を使用したビーム運転が開始された。500kWの安定的なビーム運転が実現でき、ビーム試験時には、1MWの最大ビーム強度を経験することができた。
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
被引用回数：4 パーセンタイル：16.99(Materials Science, Multidisciplinary)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、1.3
1.32.5m
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(110
Pa・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。
涌井 隆; 若井 栄一; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 高田 弘; 新宅 洋平*; Li, T.*; 鹿又 研一*
超音波Techno, 30(5), p.16 - 20, 2018/10
J-PARCの核破砕中性子源の水銀ターゲット容器(幅1.3m、長さ2.5m)は、水銀容器と二重壁構造を持つ保護容器からなる薄肉(最小厚さ3mm)の多重容器構造で、溶接組立による複雑な構造を持つので、溶接部の検査が重要である。溶接検査の精度を向上することを目的として、欠陥を有する試験片(厚さ3mm)を用いて、新たな超音波法の適用性を検討した。50MHzの探触子を用いた水浸超音波法計測では、直径約0.2mmの球状欠陥を検出できた。その大きさは、目標とする最小検出欠陥寸法(0.4mm)より十分小さい。また、フェーズドアレイ超音波法で評価した未溶接部長さは、断面観察より得られた結果(0.8
1.5mm)と良く一致した。
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。
涌井 隆; 若井 栄一; 直江 崇; 新宅 洋平*; Li, T.*; 村上 一也*; 鹿又 研一*; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 高田 弘; et al.
Journal of Nuclear Materials, 506, p.3 - 11, 2018/08
被引用回数：4 パーセンタイル：30.47(Materials Science, Multidisciplinary)J-PARCの核破砕中性子源の水銀ターゲット容器は、水銀容器と二重壁構造を持つ保護容器からなる薄肉(最小3mm)の多重容器構造で、TIG溶接により組み立てられる複雑な構造を持つ。容器の健全性を評価するためには、溶接部等の欠陥を正確に測定することが重要である。溶接部の非破壊検査方法として、放射線透過試験では検出が難しい欠陥形状等もあるので、超音波探傷試験の併用が有効である。JISで規定されている非破壊の超音波探傷試験方法では、厚さが6mm以上のものを対象としているため、薄肉構造の本容器の検査には適用できない。そこで、より有効な検査方法を開発するため、寸法が分かっている微小な欠陥を持つ試料に対して、様々な超音波探傷法による測定を試みた。その結果、最新のフェーズドアレイ法(FMC/TFM)では、計測値(約1.3mm)と実寸法(約1.2mm)とほぼ同じであり、これまで、欠陥測定が困難であった薄肉構造においても、正確な欠陥検知が可能であることが初めて分かった。
近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041005_1 - 041005_11, 2017/10
高真空中(10
Pa)を高速(15m/s)で流れる液体金属Liの壁面噴流を強力中性子源のビームターゲットとして用いる。Liターゲット下流配管でキャビテーションに似た騒音が発生することが実証試験で認められた。AEセンサーによる音響計測を行い、CWTによる時間-周波数分析、および、音響発生個所の特定を行った。その結果、音の間欠性、周波数特性、キャビテーション数依存性から、発生した音はキャビテーションであり、発生個所はLiターゲットが配管に衝突する箇所である、との結論を得た。
近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*
Nuclear Fusion, 57(6), p.066008_1 - 066008_10, 2017/07
被引用回数：21 パーセンタイル：69.45(Physics, Fluids & Plasmas)核融合中性子源IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下Liターゲット)を採用し、リチウムターゲットは真空中(10Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、リチウムターゲット施設の実証として、リチウムターゲットの安定性をレーザープローブ法により定期的に評価した結果、運転期間を通してリチウムターゲット厚みは要求値1mmを満足し、リチウムターゲット施設の実証を果たした。
Knaster, J.*; Garin, P.*; 松本 宏*; 奥村 義和*; 杉本 昌義*; Arbeiter, F.*; Cara, P.*; Chel, S.*; Facco, A.*; Favuzza, P.*; et al.
Nuclear Fusion, 57(10), p.102016_1 - 102016_25, 2017/06
被引用回数：92 パーセンタイル：97.99(Physics, Fluids & Plasmas)The International Fusion Materials Irradiation Facility (IFMIF) is presently in its engineering validation and engineering design activities phase. The engineering design phase was successfully accomplished. The engineering validation activity has focused on validating the Accelerator Facility, the Target Facility and the Test Facility by constructing prototypes. The EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) at JAEA successfully demonstrated the long-term stability of a Li flow under the IFMIF's nominal operational conditions keeping the specified free-surface fluctuations below 
1 mm in a continuous manner for 25 days. A full-scale prototype of the high flux test module was successfully tested in the Helium Loop Karlsruhe (HELOKA), where it was demonstrated that the irradiation temperature can be set individually and kept uniform. LIPAc Accelerator, designed and constructed in European labs under the coordination of F4E and JAEA, presently under installation and commissioning in the Rokkasho Fusion Institute, aims at validating the concept of IFMIF accelerators with a D
beam of 125 mA continuous wave and 9 MeV. The commissioning phases of the H/D beams at 100 keV were progressing and should be concluded in 2017; in turn, the commissioning of the 5 MeV beam was due to start during 2017. The D beam through the superconducting cavities is expected to be achieved with the superconducting cryomodule being assembled in Rokkasho.
若井 栄一; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 平川 康; 伊藤 譲*; 東 拓真*; 鈴木 晶大*; 深田 智*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.278 - 285, 2016/12
被引用回数：11 パーセンタイル：64.76(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ活動の下で、世界最大のリチウム流量率を持つEVEDAリチウム試験ループを建設し、リチウムターゲット施設の工学実証試験を実施した。幅100mm、厚さ25mmのリチウムターゲットとして、片側に自由表面を作り、湾曲した背面壁に沿って高速のリチウム流(15m/s)を250Cにて1300時間以上の時間、安定に流動させることに成功した。また、高速液体リチウムターゲット表面の3次元分布を計測するために新しい波高計測法としてレーザープローブ法を開発し、リチウムターゲットを実測した結果、その表面の波の変動値は要求値である1mmを十分に満足していることを明らかにした。その他、リチウム純化などを含めた工学実証試験やリチウムターゲット施設の工学設計を評価し、それらを纏めた。
若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11
The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.
金村 卓治; 近藤 浩夫; 杉浦 寛和*; 吉橋 幸子*; 帆足 英二*; 室賀 健夫*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; 堀池 寛*
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.1405117_1 - 1405117_13, 2016/10
本論文では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)のLiターゲット開発のために研究されてきた液体Li壁面噴流の自由表面特性を包括的にレビューする。IFMIF-Liターゲットの開発において、自由表面波特性の科学的理解と、同特性を計測する診断機器の開発は、重要な課題であった。核融合工学分野における他の液体金属応用研究、例えば液体第1壁や液体ダイバーター概念でも、共通の課題がある。現時点で、われわれは全ての波の特性(波長, 周期, 波速(自由表面速度)、波高(振幅))と平均噴流厚さを測定する機器・手法を開発し、同特性に適用しうる確率分布および統計値を明らかにし、安定なIFMIF-Liターゲットの実証に至った。我々の研究成果は、IFMIF-Liターゲットのみならず、革新的な液体ダイバーターや第1壁概念へと適用可能である。
