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原田 正英; 勅使河原 誠; 前川 藤夫; 二川 正敏
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.93 - 99, 2010/03
被引用回数：8 パーセンタイル：49.23(Materials Science, Multidisciplinary)J-PARCの核破砕中性子源の2台の非結合型モデレータにおいて、MW級核破砕中性子源では世界で初めてとなる、高いデカップリングエネルギー、1eVを実現した。この実現には、デカップラー材として、Ag-In-Cd(AIC)合金を適用することで成し遂げられた。AICデカップラーは、中性子特性には優れているが、Ag-110m(半減期:250日)やAg-108m(半減期:418年)生成に起因する高残留放射能が発生することがデメリットである。この問題を克服するために、AICデカップラーと同程度の高いデカップリングエネルギーを持つ低放射化デカップラー材の可能性について研究した。われわれは、2つの材料、Au-In-Cd(AuIC)合金と炭化ホウ素ベースとする材料について検討した。これらの材料の中性子特性の研究には、ニュートロニクス計算を用いた。結果として、AuICデカップラーと炭化ホウ素ベースデカップラーは、AICデカップラーと同程度の中性子特性を有することがわかった。これらの材料について、中性子特性のみならず、材料特性,照射特性の観点からも比較し、AICデカップラーの代替について決定する。
倉田 有司; 阿部 勇治*; 二川 正敏; 大井川 宏之
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.165 - 171, 2010/03
被引用回数：15 パーセンタイル：70.03(Materials Science, Multidisciplinary)液体鉛ビスマスは、長寿命放射性核種の核変換処理を目的とした加速器駆動システムや高速炉において使用することが検討されている。このシステムでは、酸素濃度をコントロールすることが必要であり、酸素センサーはそのための重要な機器である。本研究では、酸素センサーの特性評価と鉛ビスマス中で正しい起電力を示さなくなったセンサーの再活性化処理を検討した。主として実験に用いた酸素センサーは、固体電解質としてイットリア安定化ジルコニア(YSZ)を使用し、Pt/ガスを参照極としたセンサーである。Pt/ガス参照極センサーは、400あるいは450
C以上で、ガス中及び鉛ビスマス中で、理論値とほぼ等しい起電力を示すことがわかり、6000h以上、鉛ビスマス中で使用された。その後、このセンサーは、正しい起電力を示さない状態になったが、YSZ表面の硝酸洗浄によって、この状態から回復させることはできなかった。しかしながら、センサーのYSZ表面に再活性化処理を施すことにより、このセンサーは、約400C以上の鉛ビスマス中で、理論値に近い起電力を示すようになることがわかった。
C in oxygen-containing flowing lead-bismuth eutecticSchroer, C.*; Konys, J.*; 古川 智弘; 青砥 紀身
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.109 - 115, 2010/03
被引用回数：53 パーセンタイル：95.29(Materials Science, Multidisciplinary)12Cr-2Wフェライト/マルテンサイト鋼P122及び9Cr-2WODS鋼について、ドイツ・カールスルーエ研究所が所有する流動鉛ビスマス試験装置CORRIDAを用いて長時間の腐食試験を実施した。試験温度及び試験部流速は、550C, 2m/secであり、鉛ビスマス中の溶存酸素濃度制御目標値は10
mass%である。溶存酸素濃度制御の初期問題により、一部の試験片は種々の溶存酸素濃度条件に曝され、一時的にではあるが10
mass%を記録したものの、平均の溶存酸素濃度としては1.6
10mass%O
で推移した。1.610mass%O条件下において、P122は最大10,000h, ODS鋼は最大20,000hの浸漬を行った。本試験条件において、両鋼種は、鋼表面に形成されたスピネル型酸化物からなる酸化層と部分的に形成された内部酸化層によって保護されていた。両鋼種の減肉量を評価するために、表面酸化層の厚さを計測した。10mass%の酸素濃度条件下では、浸漬時間に対して対数近似則及び累乗近似則で減肉量をうまく表現することがわかった。
矢野 康英; 山下 真一郎; 大塚 智史; 皆藤 威二; 赤坂 尚昭; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 高橋 平七郎
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.59 - 63, 2010/03
被引用回数：10 パーセンタイル：56.06(Materials Science, Multidisciplinary)11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)についてFFTF/MOTAで炉内クリープ破断試験を823Kから943Kで実施した。また、引張及び急速加熱バースト試験用の被覆管は照射温度693から1013K、照射量3.5から102dpaで高速実験炉「常陽」を用いて照射された。引張及び急速加熱バースト試験では、照射温度873K以下での強度低下は確認されなかったが、照射温度903K以上では顕著な強度低下がみられた。一方、炉内クリープ破断強度は、すべての照射温度で炉外のクリープ強度と同等あるいはそれ以上の強度を示した。このクリープ破断特性は、短時間強度と異なる挙動を示すことが明らかとなった。
直江 崇; 粉川 広行; 山口 義仁; 二川 正敏
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.199 - 206, 2010/03
被引用回数：5 パーセンタイル：35.52(Materials Science, Multidisciplinary)水銀をターゲット材に用いた核破砕中性子源では、圧力波に励起されるキャビテーションによるピッティング損傷が、ターゲット容器の健全性を著しく低下させるとして問題となっている。また、ターゲット容器には、ピッティング損傷に加えて、溶接による残留応力や陽子線入射に伴う熱応力により引張り応力が負荷される。本研究では、水銀中でのピッティング損傷形成に及ぼす引張り応力の影響を超音波振動法による損傷試験から調査した。引張り応力負荷時に形成される損傷は、無負荷時と比較して増加することを明らかにした。また、ピット形成時の衝撃力負荷を準静的に模擬したインデンテーション試験を行い、引張り応力負荷時には、表面硬度が低下することを確認し、変形に要する応力の下限値、すなわち、ピット形成に要する衝撃力が引張り応力負荷により低下することを示唆した。
菅原 隆徳; 菊地 賢司; 西原 健司; 大井川 宏之
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.246 - 250, 2010/03
被引用回数：3 パーセンタイル：23.88(Materials Science, Multidisciplinary)加速器駆動未臨界システム(ADS)の成立性にかかわる課題の1つであるビーム窓の健全性確保について、有限要素法による構造解析を行い、成立性の高い設計概念の検討を行った。これまでの研究から、座屈防止が最も重要であることが確認されていたので、座屈防止を図るため、ビーム窓の板厚について、有限要素法コードによるパラメトリックサーベイを行い、ビーム窓形状の最適化を行った。解析の結果、先端部の板厚を2.0-2.4[mm]とし、遷移部の板厚を2.0-4.0[mm]の範囲とする長円型の概念が、現在のADS設計概念に対して最も成立性が高いことがわかった。一方、この評価は非照射環境での評価であり、照射の影響を考慮していない。本検討では、SINQターゲット照射プログラム(STIP)で得られた最新の知見に基づき、照射の影響を考慮した座屈解析も併せて行った。解析の結果、照射による材料の硬化により座屈圧力が上昇するものの、延性脆性遷移温度の上昇による脆化の影響が、ビーム窓の寿命に影響することがわかった。
高屋 茂; 古川 智弘; 井上 賢紀; 藤澤 敏治*; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 木村 晃彦*
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.132 - 138, 2010/03
被引用回数：59 パーセンタイル：96.12(Materials Science, Multidisciplinary)ODSフェライト鋼は、優れた高温強度を有し、燃料被覆管の候補材であるが、LBEとの共存性がADS及びLBE冷却FBRにおける一つの課題である。Al添加とCr増加は、共存性に良い影響を与えると考えられるが、Al添加は高温強度の低下を招き、Cr増加は時効脆化が懸念される。そのため、耐食性と高温強度をバランスさせる最適なAl添加量とCr増加量を求める必要がある。本研究では、LBE中溶存酸素濃度10
wt%, 650Cの条件で3000時間,LBE中に浸漬された試験片の断面観察をSEM及びオージェ電子分光法により実施した。その結果、複合酸化物/内部酸化層と母材の間に連続的に非常に薄いAl酸化膜が形成され、そのようなAl酸化皮膜がさらなる複合酸化物/内部酸化層の成長を抑制していることがわかった。Al濃度が2から4wt%に増加することにより酸化皮膜の平均厚さが、薄くなる傾向があった一方、Cr濃度への依存性はほとんど確認できなかった。さらに、5000時間の腐食試験を実施した。これらの材料は、10wt%, 650Cの条件でも優れた耐食性を示した。3.5wt%のAl添加は耐食性の向上に大変有効である。
濱口 大; 菊地 賢司; 斎藤 滋; 遠藤 慎也; Yong, D.*
no journal, ,
JPCAは316オーステナイトステンレス鋼ベースのTi微量添加改良鋼であるが、ADS構造材料の候補材として検討されている。本研究では、ポールシェラー研究所のSINQ加速器を用いたターゲット部材料照射試験プログラムSTIPの第一期及び第二期照射試験で580MeVプロトン照射された試料を用い、その内部組織を詳しく解析した。照射量は5.7dpaから19.5dpaであり、照射温度は摂氏150度から400度である。形成された主な照射欠陥は、高密度の転位ループ及びブラックドット欠陥,ヘリウムバブルであった。形成された転位ループの密度は710
m
で、照射量及び照射温度上昇に伴う密度の変化はあまり大きくなかったが、一方、摂氏150度で5.7dpa照射された試料では見られなかったヘリウムバブルの形成が、7.9dpa,摂氏200度以上の照射試料で確認された。そのサイズは2から3nmと微細で、密度は1から410
mと非常に高密度に形成されていた。JPCAにおけるヘリウムバブルの形成は、同様の条件で照射された316LN鋼に比べてその形成温度及び照射量が低くなっており、これは微量添加されたTiの影響によるものと考えられる。また、19.5dpa,摂氏400度での照射では、双晶境界等にヘリウムバブルが高密度に集積しているのが確認され、高温,高照射量ではこのようなヘリウムバブルの局所集積による材料強度の低下が懸念される。
菊地 賢司; 斎藤 滋; 濱口 大; 手塚 正雄
no journal, ,
JLBL-1の運転時間は18000時間を超えた。運転の目的は、J-PARC施設でLBEの核破砕標的を設計するためのデータ取得にあった。選んだ材料はオーステナイト鋼で、その理由は電磁ポンプを使用するに際し、非磁性体を必要としたためである。ループ構成材料はおもにSS316とした。これは閉ループ内における質量の移行情報を得るためである。LBEの試験温度差は50, 100Cとし、高温部における流速は毎秒1mである。LBE中酸素濃度の積極的制御はせず、ArガスでLBEを外気から遮蔽した。酸素濃度計による測定はあとで実施した。経験した事象は、ポンプの目詰まり、高温部から低温部への質量移行、溶解成分の析出、LBEの総入れ替え、電磁流量計の不安定性解消を目指す新型の開発である。このループで経験した重要なことは狭隘部で生じたエロージョンであった。これらの経験は、実際の設計に教訓として生かされるであろう。
大山 幸夫
no journal, ,
The Japan Proton Accelerator Research Complex, J-PARC, has been progressed last a few years. Since a commissioning of the first stage accelerator, Linac, was successfully started on November of 2006, in October of 2007 the 3 GeV synchrotron also successfully accelerated protons up to 3 GeV with 5 kW beam power by a single shot. Based on these successes, on May of 2008, the first neutron beam has been observed from a spallation neutron source at Materials and Life Science Facility.
斎藤 滋; 菊地 賢司; 濱口 大; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 遠藤 慎也; 川合 將義*; Yong, D.*
no journal, ,
核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、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。本プログラムは1996年に始まり、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。本発表では照射後試験の結果からF82H鋼溶接材の引張り試験及び曲げ疲労試験の結果を報告する。引張り試験結果より、F82H鋼TIG及びEB溶接材は10dpa以上照射後も延性を保っていた。曲げ疲労試験の結果、F82H鋼母材は照射前後で疲労寿命はほとんど変化しなかった。F82H鋼溶接材は、疲労寿命が増加するものと10の7乗サイクル内で破断しないものがあった。
中村 博雄; Agostini, P.*; Groeschel, F.*
no journal, ,
本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体Liターゲットの最近の活動について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。総電流250mAでエネルギー40MeVの二本の重陽子ビームを液体リチウム(Li)流に照射して、中性子を発生させる。ターゲット系は、ターゲットアセンブリ,Li主ループ及びLi純化系等から構成される。Liターゲットの設計要求は、最大流速20m/sで、安定Li流を実現することである。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下に制御する。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、60dpa/yの中性子照射を受けるため、延性脆性遷移温度の上昇などを考慮した寿命評価が必要である。背面壁は、遠隔交換可能な構造が不可欠であり、切断・再溶接方式とバイオネット方式の2つを検討中である。幅広い取組みの工学実証・工学設計活動では、液体Liターゲットの工学実証を行い、工学設計に資するため、液体Liループを製作し2011年度から実験開始予定である。
