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論文

R&D of invar duct for fabrication of 2nd JSNS moderators

原田 正英; 勅使河原 誠; 前川 藤夫; 大井 元貴; 春日井 好己; 高田 弘

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.104 - 109, 2014/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.45(Materials Science, Multidisciplinary)

JSNS/J-PARCには、3台の多層構造を有する超臨界水素モデレーターがある。モデレータ1号機の製作において、室温層及び極低温層での熱収縮の違いが、製造プロセスを困難にさせることがわかった。そこで、モデレーター2号機の製作のために、配管材料として低熱収縮材料、インバーを使用することを提案した。製造性を確認するためのインバー配管に関する曲げ試験,溶接試験,異材継手試験を行った。まず、直径22mmの配管を曲げ半径44mmでの曲げ試験を行い、液体窒素で予備冷却し低速なら問題なく曲がることを確認した。TIG溶接では、溶接開先を変えて、適切な開先形状を決定した。そして、接合部分を含む摩擦圧接による異材継手インバー-A6061製とインバー-SS316L製のロッドから、サイズ60mm、直径4または6mmの試験片を切り出し、2温度(室温と77K(液体窒素温度)で、引張試験を行った。その結果、どの接合材も、接合強度(0.2%耐力)が母材よりも大きいことがわかった。以上より、インバー配管は、モデレーター2号機に使用可能であることを確認できた。

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

Development of Au-In-Cd decoupler by a Hot Isostatic Pressing (HIP) technique for short pulsed spallation neutron source

大井 元貴; 勅使河原 誠; 原田 正英; 直江 崇; 前川 藤夫; 春日井 好己

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.117 - 122, 2014/07

大強度陽子加速器施設(J-PARC)の物質・生命科学実験施設(MLF)の中性子源では、短パルス中性子ビームを生成するために、デカップラーと呼ばれる中性子吸収材を使用している。従来のAg-In-Cdデカップラーは放射化量が高いという問題があり、われわれは次世代デカップラーとして放射化量の少ないAu-In-Cd合金の開発を行っている。これまでの開発においてAu-In-Cd合金の製造には成功した。デカップラーは冷却のためにアルミ合金製のモデレータ容器と接合することが必要である。本研究ではHIP接合によるアルミ合金とAu-In-Cd合金の接合試験を行った。HIP接合は、高温高圧により異種材料を接合するため、曲面で構成されるデカップラーの接合に適している。接合試験の結果、温度535$$^{circ}$$C,圧力100MPa,保持時間1時間の場合に、設計上必要な接合強度30MPaを上回る86.6MPaの接合強度が得られた。今回の結果では、接合部の拡散層が500$$mu$$mと広いため、今後はより最適な接合条件探しを行うとともに、Au-In-Cd合金接合材の中性子照射の影響について調べる。

論文

Damage inspection of the first mercury target vessel of JSNS

直江 崇; 勅使河原 誠; 涌井 隆; 木下 秀孝; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 二川 正敏

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.123 - 129, 2014/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.1(Materials Science, Multidisciplinary)

J-PARCの核破砕中性子源施設では水銀ターゲットシステムを採用している。SUS316L製の水銀ターゲット容器は高強度の陽子及び中性子に曝される。特に、水銀と接する容器内壁は、圧力波によって励起されるキャビテーションによる損傷を受ける。2011年3月の東日本大震災の影響により、水銀ターゲット容器の一部が故障したため、2011年11月にこれを新しい容器に交換した。このとき、使用済みのターゲット容器先端部をホールソーを用いて切り出し、内部に形成されているキャビテーション損傷及び水銀流動によるエロージョンを観察した。その結果、構造健全性に影響を与えるような流動によるエロージョンは観測されなかった。また、ターゲット容器内壁中心部及び15mm程度離れた位置に、キャビテーションによる損傷が集中している箇所が見られた。詳細な分析の結果、中心部では、深さ約250$$mu$$mの損傷が形成されていることが明らかとなった。

論文

Small gas bubble experiment for mitigation of cavitation damage and pressure waves in short-pulse mercury spallation targets

Riemer, B. W.*; Wendel, M. W.*; Felde, D. K.*; Sangrey, R. L.*; Abdou, A.*; West, D. L.*; Shea, T. J.*; 長谷川 勝一; 粉川 広行; 直江 崇; et al.

Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.192 - 203, 2014/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Materials Science, Multidisciplinary)

水銀ターゲットにおいて陽子線が入射して励起される圧力波と、それによって発生する容器のキャビテーション損傷に対するマイクロバブル注入の効果を調べるために、水銀ループを製作し、ロスアラモス研究所のWNR施設にて、パルス陽子線入射実験(米国中性子源の2.5MW相当)を行った。実験に先駆けて12種類の気泡発生装置の性能(半径150$$mu$$m以下の気泡半径分布と気泡含有率)を評価し、原子力機構が開発した旋回流型気泡発生装置及びオークリッジ研究所が開発したオリフィス型気泡発生装置を選定した。水銀流動条件、気泡注入条件、陽子線強度を系統的に変化させた19条件でそれぞれ100回の陽子線入射を実施し、陽子線入射に励起されるループの音響振動をレーザードップラー振動計とマイクロホンで計測すると共に、試験片の損傷を評価した。その結果、気泡含有率の増加と共に形成される損傷痕の深さが浅くなり、気泡含有率5$$times$$10$$^{-4}$$では、気泡無し時の約1/3になることを確認した。また、音響振動には損傷痕深さに対応した高周波数成分の減少が観測された。

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。

口頭

Mechanical properties of W alloys and pure Ta irradiated at SINQ target 4

斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 鈴木 和博; 遠藤 慎也; 小畑 裕希; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; 川合 將義*; Yong, D.*

no journal, , 

固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、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W合金とTaの引張り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130-380$$^{circ}$$C、はじき出し損傷量が6.5-19.5dpaであった。引張り試験の結果、W合金のうちW-TiC, W-poly, W-SUSは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-sinは7.1dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、7.3 dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。

口頭

Cavitation damage in narrow channel

直江 崇; 二川 正敏

no journal, , 

キャビテーション損傷は、核破砕中性子源において水銀ターゲット容器の構造健全性を著しく低下させることから、安定な高出力運転を行ううえで重要な課題である。次期の水銀ターゲット容器は、ビームが入射する先端部を内壁と外壁から成る2重壁構造とする計画である。2壁構造とすることによって、内壁の冷却効率が向上し、内壁厚さを増加できるため、許容できるキャビテーションによる壊食量が増加し、交換寿命を延長できる。加えて、内壁と外壁の間の狭隘部では、キャビテーション損傷の低減効果が期待できる。本研究では、壁面のギャップ及び圧力波の条件を系統的に変化させた損傷実験を実施し、狭隘部でのキャビテーション損傷について調べるとともに、狭隘部でのキャビテーション気泡の挙動について可視化実験と数値シミュレーションにより評価した。その結果、キャビテーション気泡の成長崩壊が壁の影響を受けて変化し、ギャップが狭いほど損傷が低減されることを明らかにした。

口頭

A Personal view on Japanese fuel cycle related to ADS in the post Fukushima era

大井川 宏之

no journal, , 

加速器駆動システム(ADS)は、高レベル廃棄物において長期の放射能毒性を支配するマイナーアクチノイドを核変換する強力な装置として認識されてきた。福島第一原子力発電所での事故は、使用済燃料を安全に管理することの必要性を再認識させるものであった。もし、我が国が原子力から撤退することを選んだとしても、我が国にはおよそ17,000トンもの使用済燃料が蓄積されていることを忘れてはならない。使用済燃料の環境負荷を最小化する究極的な方法は、すべての超ウラン(TRU)元素を安定又は短寿命な核分裂生成物に核変換することである。ADSはTRU元素の核変換のための装置の候補であるが、大量のプルトニウムを燃焼させることの成立性について確認する必要がある。

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