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-rays after neutron capture by 
La for a T-violation search奥平 琢也; 清水 裕彦*; 北口 雅暁*; 広田 克也*; Haddock, C. C.*; 伊藤 維久也*; 山本 知樹*; 遠藤 駿典*; 石崎 貢平*; 佐藤 匠*; et al.
EPJ Web of Conferences, 219, p.09001_1 - 09001_6, 2019/12
原子核が熱外中性子を共鳴吸収する反応において、弱い相互作用起因のパリティ対称性の破れが核子間相互作用の最大10
倍増幅される現象が観測されている。この反応では時間反転対称性の破れにも同様の増幅効果があることが理論的に予言されており、全く新しい手法で未知の時間反転対称性の破れを世界最高感度で探索できる可能性がある。しかし、その増幅率は全ての核種で未知であり、この手法がもつ可能性を具体的に議論できていなかった。本研究ではJ-PARC, MLF, BL04のGe検出器群を用いて、La(n,)反応の角度分布測定を行い、世界で初めてLaで時間反転対称性の破れの増幅率を求めることに成功した。この結果を用いて、実験に必要な測定時間を見積もると、偏極率40%のLa核偏極技術、偏極率70%, 79atm・cmの
He Spin Filterを用意すれば、1.4日の測定で世界最高感度で時間反転対称性の破れ探索実験が可能であることが判明した。現在原子力機構では高性能なHe Spin Filterの開発を行なっており、本発表では線の角度分布測定の結果、及び共用ビームラインに適用するためのHe Spin Filterの開発の現状について発表する。
関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 坂口 紀史*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
改良316オーステナイト鋼(PNC316)のスエリング特性に直接的に影響を及ぼす照射点欠陥挙動(特に空格子の拡散挙動)を定量的に評価することを目的として、異なる温度で中性子照射されたPNC316に対してランダム粒界近傍に形成されたボイド欠乏帯の幅をそれぞれ測定し、温度とボイド欠乏幅の関係からPNC316の空格子移動エネルギーを評価した。その結果、その値は1.46eVと評価され、既存の評価手法である電子線その場観察試験(転位ループの成長速度評価)の結果とよく一致した。このことは、ボイド欠乏帯解析が特に照射中の空格子移動エネルギー評価に有効な方法であり、このエネルギー評価が照射損傷形態が異なる電子線照射からではなく、中性子照射後試験から直接的に評価できることを示している。
関尾 佳弘; 山県 一郎; 山下 真一郎; 井上 賢紀; 前田 宏治
Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10
福島第一原子力発電所では、東日本大震災による電源喪失に伴い、使用済燃料プール内の燃料を冷却するために海水が注入された。これらの燃料集合体の健全性評価に資するため、燃料集合体部材であるジルカロイ-2被覆管の腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等の影響を評価する目的で、ジルカロイ-2燃料被覆管の照射材及び非照射材に対して海水(人工海水及び天然海水)を用いた約1,000時間までの浸漬試験及び浸漬後の引張試験を実施した。これらの結果、照射の有無や海水の違いによらず、材料表面の腐食やジルカロイ-2被覆管の強度特性の劣化が生じなかったことから、腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等(実海水特有成分)の影響は小さいと考えられる。
山県 一郎; 林 長宏; 益子 真一*; 佐々木 新治; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治
JAEA-Testing 2013-004, 23 Pages, 2013/11
JAEA-Testing-2013-004.pdf:8.59MB
東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故において、使用済燃料プールに保管されていた使用済燃料は、瓦礫の落下・混入や海水注入等、通常の運転時ではあり得ない環境に晒された。使用済燃料プール中の燃料集合体の健全性や、共用プール移送後の長期間保管における健全性の評価に資するため、新型転換炉「ふげん」にて使用されたジルカロイ-2燃料被覆管を用い、使用済燃料プールの模擬水として2倍に希釈した人工海水を用いた、液温80
C、浸漬時間約336時間の浸漬試験を実施した。得られた主な結果は以下の通りであり、本試験条件において照射済みジルカロイ-2燃料被覆管への人工海水浸漬による機械的特性への影響はなく、顕著な腐食も生じないことを確認した。(1)浸漬前後の試料表面の外観に明確な変化は見られず、試料外表面近傍の酸化層等においても明確な変化は見られず、浸漬試験による顕著な表面腐食の進行はない。(2)引張強さ及び破断伸びは浸漬前後で有意な変化はなく、浸漬試験による機械的特性へ有意な影響はない。(3)照射済み試料を遠隔操作で浸漬試験及び引張試験を行うための手法を確立した。
矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.
JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11
JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB
安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。
井上 利彦; 山県 一郎; 浅賀 健男
日本原子力学会誌ATOMO
, 53(9), p.638 - 642, 2011/09
高速実験炉「常陽」等において高速炉炉心用材料として使用している改良SUS316鋼について、高速炉特有の使用環境と求められる諸特性とともに改良SUS316鋼の開発の経緯と現状などを紹介する。高速炉炉心材料には、炉心の高出力密度及びFPガスによる内圧に耐えられる高温強度特性,照射損傷による耐スエリング性,冷却材ナトリウム及びFCCIによる耐食性などがおもに求められる。改良SUS316鋼の開発では、高温強度特性と耐スエリング性の改善に重点を置き、冷間加工度及び微量添加元素などが改善に与える影響についてスクリーニング試験を行った。微量添加元素などの最適化によって、高温強度特性と耐スエリング性の改善が両立可能であることを実証するとともに、照射環境下での影響やFCCI等に対する耐食性を評価した。また、改良SUS316鋼は、「常陽」において約44,000本の使用実績を有するとともに、約2.1
10
n/m
までの照射実績を有しており、良好な高温強度と耐スエリング性を実証し、炉心材料としての健全性を示している。
高屋 茂; 山県 一郎; 市川 正一; 永江 勇二; 青砥 紀身
International Journal of Applied Electromagnetics and Mechanics, 33(3-4), p.1335 - 1342, 2010/10
被引用回数：8 パーセンタイル：44.83(Engineering, Electrical & Electronic)中性子照射損傷と磁気特性の相関を調べるために、新たに中性子照射試料用の振動試料型磁力計(VSM)を製作した。高速炉「常陽」と軽水炉「JRR-3M」及びその両者で照射されたSUS316の磁化曲線を測定した。弾き出し損傷量及びHe量の範囲はそれぞれ、0.1
1.8dpa, 0.535appmである。その結果、5kOeを印加した状態での磁化がHe量に関係なく弾き出し損傷量とともに単調に増加することが明らかになった。このことは、サーベイランス試験片に対してVSM測定を実施することにより、構造材料の弾き出し損傷量を非破壊にて評価できる可能性を示すものである。
山県 一郎; 赤坂 尚昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 47(10), p.898 - 907, 2010/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.62(Nuclear Science & Technology)高速炉で照射した改良型316オーステナイト鋼燃料集合体について、ラッピングワイヤとラッパ管のスエリング挙動を調査した。スエリングの温度依存性については、スエリングピーク温度がラッピングワイヤとラッパ管で異なっていた。また、走査型電子顕微鏡及び透過型電子顕微鏡で材料中のボイド分布を観察し、表面からおよそ100
m以内でボイドが成長していることを確認した。この現象は、中性子照射における表面効果によるものであると推察した。
高屋 茂; 山県 一郎; 市川 正一; 永江 勇二; 若井 栄一; 青砥 紀身
保全学, 9(1), p.51 - 56, 2010/04
中性子照射試験片用に遠隔操作式振動試料型磁力計(VSM)を開発した。最大印加磁界範囲は
0.5/
A/m以上であり、磁気モーメントの測定精度は、510
A
m以上である。中性子照射試験片の磁化曲線を本VSMを用いて測定し、代表的な照射損傷指標である弾き出し損傷量と、保磁力等の磁気特性の関係を調べた結果、両者には良い相関があることが示された。このことは、VSMを用いた照射損傷の非破壊評価の可能性を示している。
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。
山下 真一郎; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 鵜飼 重治
まてりあ, 42(12), 878 Pages, 2003/00
本資料は、(社)日本金属学会会報「まてりあ」特集「電子顕微鏡法による材料開発のための微細構造研究最前線(3)」に即した内容で纏めたものである。主内容は、ODSフェライト鋼中に微細分散するナノ酸化物粒子の高分解能(HREM)観察結果である。HREM像、EDS濃度分析およびFFT/IFFTシミュレーションの詳細かつ総合的な解析から、(i) ナノ酸化物粒子はTiとYで構成されていること、(ii)主要な結晶構造がCubicであること、(iii)フェライト母相とは非整合関係にあり、任意の角度で回転していることを報告した。
堂野前 貴子; 赤坂 尚昭; 山県 一郎
JNC TN9400 2001-092, 44 Pages, 2001/03
JNC-TN9400-2001-092.pdf:1.36MB
従来、高速炉炉心材料用SUS316相当鋼(以下PNC316鋼)のスエリング挙動は材料照射材の結果をもとに評価されてきた。しかし平成 8年以降に得られた20E(+26)n/㎡(E
0.1MeV)を超える高照射量の燃料集合体照射材の結果から材料照射材とのスエリング挙動の差異が明らかとなった。 高照射量領域で同等の温度と照射量条件下で比較すると、燃料集合体照射材のスエリングは材料照射材に比べて大きい値を示し、スエリング速度も燃料集合体照射材の方が大きな値を示している。それぞれの場合の照射条件をさらにをさらに詳細に比較すると、温度変動や応力などの条件が大きく異なることから、照射条件がこれらのスエリング挙動の違いに影響を及ぼしている可能性が示唆され、それらの因子の同定分析を行った。例えば、燃料集合体照射の場合では照射中の温度が変動するが、材料照射の場合はほぼ一定温度にて照射される。 本報告書では、燃料集合体照射されたPNC316鋼被覆管のスエリング挙動の分析に重点を置き、これまでの知見を統合した当該スエリング挙動の相違の因子分析とスエリング挙動実験式について報告する。得られた結果を以下に示す。 (1)燃料集合体照射材と材料照射材のスエリング挙動の相違に最も大きな影響を与える因子は、温度効果(温度変動・温度勾配)であると考えられる。 (2)PNC316鋼被覆管のスエリング挙動実験式(燃料集合体照射)は以下に示すとおりである。S=R{
t+(1/
)ln{1+exp((
-t)))/(1+exp()}} 但し、R=1%/dpa, =-0.29282tanh(T-508.31)/15.502)-0.40981tanh((T-469.07)/32.627)+0.28304, =127.08tanh((T-340.16/461.44)-147.14tanh((T-350.75)/82.422)+118.2 上記の適用範囲は、照射温度430C 550Cである。これによると、燃料集合体照射の場合2310
n/m (E0.1MeV, 550C付近)において最大約14%のスエリングを有すると推測される。
赤坂 尚昭; 山県 一郎; 鵜飼 重治
20th Symposium on Effects of Radiation on Materials, p.443 - 456, 2001/00
PNC316被覆管のスエリング挙動及び組織変化挙動が、材料照射の場合と燃料集合体照射の場合で大きく異なることが明らかとなった。この挙動差は両照射試験における中性子照射環境が異なることに起因すると考えられる。中性子照射環境の相違点として、照射中の温度履歴、被覆管肉厚方向に温度勾配の有無、照射中に発生する一次及び二次応力の有無、冷却材であるNaへの溶質元素の溶出の有無、燃料ペレットから被覆管に打ち込まれるHeの有無があげられる。これら相違点がスエリング挙動に及ぼす影響を個々に考察し、材料照射試験と燃料集合体試験で被覆管のスエリング挙動が異なる原因を検討した。個々の相違点を検討した結果、温度勾配、応力効果、冷却Naの影響及びペレットからのHeの影響は、燃料ピンのスエリングが材料照射材に比べ早期に発生する原因とは考えずらい、もしくはその影響は少ないものと評価された。一方、両照射試験の組織変化挙動を詳細
神田 北斗; 山県 一郎; 堂野前 貴子; 赤坂 尚昭
JNC TN9400 2000-046, 24 Pages, 2000/02
オーステナイトステンレス鋼では照射により、溶質原子が表面や結晶粒界等に偏析し、合金組成が局所的に変化する事が知られている。粒界偏析挙動を詳細に調べ、理解するために高速炉炉心材料として開発中であるPNC1520の基本合金系であるFe-15Cr-20Ni合金に、原子サイズの違いを考慮したSi,Moを各々添加したモデル合金について照射誘起偏析を検討した。高速実験炉「常陽」により476
、3.510の26乗n/mの2乗(E0.1MeV)の条件で照射された試料を、透過型電子顕微鏡(TEM)とエネルギー分散型X線分光分析装置(EDS)により微細組織の観察および溶質濃度を測定した。照射誘起結晶粒界偏析挙動は概ね溶質原子のサイズ効果に従っており、Feよりサイズの大きな(oversize)原子は結晶粒界で枯渇し、小さな(undersize)原子は濃化した。またボイド表面における偏析は結晶粒界とほぼ同等であり、析出物界面における偏析はこれらよりも大きい傾向を示した。また粒界によっては粒界近傍にボイドの存在しないボイド欠乏帯が存在していた。その生成理由の一つとして粒界移動現象によりボイドが掃き出されたことが考えられる。
堂野前 貴子; 勝山 幸三; 鵜飼 重治; 赤坂 尚昭; 山県 一郎; 金成 孝志; 大森 雄
JNC TN9400 2000-075, 374 Pages, 1999/08
JNC-TN9400-2000-075.pdf:18.85MB
日米燃料材料共同開発計画の一環として、米国のFFTF炉で照射した「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1の照射後試験を行った。MFA-1燃料集合体はPNC316の被覆管、ラッパ管、ワイヤ、及び85%低密度燃料ペレットで製造されており、ペレットピーク燃焼度は147.1GWd/t、最大高速中性子照射量は21.410の26乗n/mの2乗に達している。本集合体の照射後試験結果に基づき、燃料集合体、要素の照射挙動を評価した。得られた結果は以下の通りである。 (1)「もんじゅ」型燃料集合体の伸びやラッパ管の変形量は小さく、燃料要素の外径増加率は最大で約4%(サンドブラスト加工材を除く)であった。また顕著なバンドルーダクト相互作用も発生していないことを確認した。(2)製造途中で内面傷を削除するためサンドブラスト加工した被覆管では、通常のPNC316に較べて大きなスエリングが測定された。このサンドブラスト材でのスリング促進は通常のPNC316と比較して大きな残留応力と低い冷間加工度に起因していると考えられる。(3)被覆管とワイヤのスエリングは異なる温度依存性を示し、スエリングピーク温度は被覆管で495、ワイヤで475であることを確認した。一方ラッパ管については、スエリングの温度依存性を明確には評価できなかった。
赤坂 尚昭; 山県 一郎; 鵜飼 重治
9th International Conference on Fusion Reactor Materials, 192 Pages, 1999/00
温度勾配を有する材料のスエリング挙動を検討することを目的として,高速炉燃料被覆管の組織観察及び有限要素法による応力とスエリング挙動の解析を行った。スエリング遷移期初期のボイドの形成は被覆管外表面側より始まり,次に内表面側で発達していく。しかし,遷移期末期では被覆管肉厚方向での特異的なスエリング分布は消失し,肉厚方向各部位の温度に依存したようなボイド組織となる。有限要素法による解析の結果,スエリング発生の極初期に二次応力が発生し,応力誘起スエリングが発生するが,発生した応力は照射クリープにより緩和されるため,スエリングが促進し続けることはないことが明らかとなった。
山県 一郎; 林 長宏; 佐々木 新治; 益子 真一; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治
no journal, ,
海水が注入された福島第一原子力発電所の使用済み燃料プールにおける燃料集合体の健全性評価に資するため、照射後のジルカロイ-2被覆管を用いた、高温の人工海水への浸漬試験及び引張試験を行った結果について前報で報告した(日本原子力学会2012秋の大会)。本報告では、より腐食環境が厳しくなる人工海水濃度及び浸漬時間で同様の試験を実施することで、人工海水濃度等がジルカロイ-2被覆管の腐食挙動や強度特性に及ぼす影響を評価した。
林 長宏; 佐々木 新治; 益子 真一*; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 山下 真一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋に海水が注入された。本試験は海水を注入したSFPに保管されている燃料集合体の長期健全性評価に資するため、SFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調製し、使用済ジルカロイ-2燃料被覆管による浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後における表面近傍の組織観察の結果、浸漬試験による腐食の進行は認められず、浸漬試験による強度特性への有意な影響は確認されなかった。
林 長宏; 山県 一郎; 益子 真一*; 佐々木 新治; 山下 真一郎; 井上 賢紀; 前田 宏治
no journal, ,
福島第一原子力発電所では、東日本大震災に伴い、使用済燃料プールを冷却するために海水の注入が行われた。海水に浸漬された燃料集合体の健全性評価に資するため、本試験では、これまでに実施してきたジルカロイ-2燃料被覆管の浸漬試験について追加試験し、リング引張試験及び組織観察を実施することで浸漬時間に対する腐食挙動や強度特性変化の傾向を把握することとした。
井上 利彦; 山下 真一郎; 山県 一郎; 吉武 庸光; 皆藤 威二; 関尾 佳弘; 林 長宏
no journal, ,
高Ni鋼は、良好な耐スエリング特性を有していることから燃料被覆管材料として開発されており、代表的な商用鋼の一つであるNimonic PE16('(Ni
(Ti,Al))析出型)は、英国の高速原型炉(PFR)にて約148dpaまでの照射実績を有している。その一方、高Ni鋼は、照射や高温熱時効に伴う延性の低下が課題であり、'析出物の粗大化や粒界での再析出がその要因の一つとされている。そこで、PE16の課題を克服するため、PE16で利用している'析出型とは異なる炭窒化物析出型の高Ni鋼(15Cr-35Ni鋼)と、'よりも安定と考えられる"(NiNb)を加えた'/"析出型の高Ni鋼(15Cr-43Ni鋼)の2鋼種を新たに開発し、各種材料特性評価を進めている。本研究では、系統的な条件での照射試験が可能な原子力機構高崎量子応用研究所イオン照射研究施設(TIARA)にてイオン照射を行い、新規に開発した高Ni鋼の照射下における微細組織安定性(耐スエリング性など)を評価し、相対比較材であるPNC316鋼よりも耐スエリング特性に優れることを確認した。
