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北垣 徹; 池内 宏知; 矢野 公彦; Brissonneau, L.*; Tormos, B.*; Domenger, R.*; Roger, J.*; 鷲谷 忠博
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.902 - 914, 2019/09
被引用回数：7 パーセンタイル：61.94(Nuclear Science & Technology)Characterization of fuel debris is required to develop fuel debris removal tools. Especially, knowledge pertaining to the characteristics of molten core-concrete interaction (MCCI) product is needed because of the limited information available at present. The samples of a large-scale MCCI test performed under quenching conditions, VULCANO VW-U1, by CEA were analyzed to evaluate the characteristics of the surface of MCCI product generated just below the cooling water. As a result, the microstructure of the samples were found to be similar despite the different locations of the test sections. The Vickers hardness of each of the phases in these samples was higher than that of previously analyzed samples in another VULCANO test campaign, VBS-U4. From the comparison between analytical results of VULCANO MCCI test product, MCCI product generated under quenching condition is homogeneous and its hardness could be higher than that of the bulk MCCI product.
北垣 徹; 星野 貴紀; 矢野 公彦; 岡村 信生; 小原 宏*; 深澤 哲生*; 小泉 健治
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031011_1 - 031011_7, 2018/07
Evaluation of fuel debris properties is required to develop fuel debris removal tools for the decommissioning of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F). In this research, the mechanical properties of cubic (U,Zr)O samples containing 10-65% ZrO are evaluated. In case of the (U,Zr)O samples containing less than 50% ZrO, Vickers hardness and fracture toughness increased, and the elastic modulus decreased slightly with increasing ZrO content. Moreover, all of those values of the (U,Zr)O samples containing 65% ZrO increased slightly compared to (U,Zr)O samples containing 55% ZrO. However, higher Zr content (exceeding 50%) has little effect on the mechanical properties. This result indicates that the wear of core-boring bits in the 1F drilling operation will accelerate slightly compared to that in the TMI-2 drilling operation.
Negyesi, M.; 天谷 政樹
Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.1065 - 1074, 2016/09
This study dealt with oxidation behavior of Zry-4 nuclear fuel cladding under a severe nuclear reactor accident scenario. Influence of the reaction extent on cladding mechanical properties was also treated. Zry-4 fuel cladding segments were exposed to steam atmosphere containing different amount of air in composition ranging from 0 to 100 vol.%. Exposure times covered both pre- and post-breakaway regimes. Metallographic observations along with microhardness testing were carried out to study the effect of air fraction on the material microstructure. Hydrogen pick-up was measured and residual mechanical properties were assessed employing Ring Compression Tests. The results show that the addition of air in steam can lead to more than 300% increase of weight gain in case of 
50% or higher air fraction after the exposure of 60 min., namely, "late post-breakaway regime". Approximately three times thicker oxide scales were observed in such cases, indicating that most of the weight gain was due to the oxide layer increase. Nitride phase was preferentially observed close to the interface between oxide and metal layers. The 
-Zr(O) sublayer thickness decreases with the increasing fraction of air in steam. Microhardness, measured within the prior 
-phase region, slightly depends on the air fraction. Hydrogen uptake, on the other hand, depends strongly on the air fraction in steam. In the case of shorter exposure times, the effect of air addition in steam was suppressed. Eventually, specimen plastic strains drastically reduced in the late post-breakaway regime.
篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
JAEA-Research 2014-025, 34 Pages, 2014/12
JAEA-Research-2014-025.pdf:6.05MB
EDC(Expansion-Due-to-Compression)試験は、燃料被覆管の機械特性試験の一手法であり、反応度事故(RIA)時におけるペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に着目した試験手法である。本研究では、高燃焼度燃料被覆管に見られる"水素化物リム"を模擬するために外周部に水素化物を偏析させた未照射被覆管を使用し、高燃焼度燃料のRIA時に被覆管に負荷される機械的条件を模擬したEDC試験を実施した。試料の水素濃度および偏析した水素化物の厚みが増加すると、試験後試料の周方向残留ひずみが低下する傾向が見られた。また、RIA時に被覆管外面の水素化物に発生するき裂を模擬するため、外面に予き裂を有する被覆管(RAG管)を作製し、この試料を対象としたEDC試験を行った結果、試料の予き裂深さが増加するにつれて破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。さらに、RAG管試料に軸方向引張荷重を負荷することで2軸応力状態とし、EDC試験を実施した。このような2軸応力状態では、単軸引張条件である通常のEDC試験と比較して破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。
山田 弘一*; 河村 弘; 長尾 美春; 高田 文樹; 河野 渉*
Journal of Nuclear Materials, 355(1-3), p.119 - 123, 2006/09
被引用回数：5 パーセンタイル：36.38(Materials Science, Multidisciplinary)ITERの冷却配管材料候補材であるSU316LN-IGを用いて、照射材と未照射材のレーザ溶接による接合材の曲げ特性を調べた。材料は曲げは未照射材を使用している接合材では未照射材部で発生し、照射材同志の接合材では溶融金属部及び熱影響部で発生する。しかしながら、曲げ発生か所が異なっても、溶接材の曲げ特性はほぼ同じような特性を示す。また、照射材と未照射材の組合せパターンや、溶接時の入熱方向と曲げ負荷方向の関係によって、曲げ特性が変化しないことが確認された。
中本 建志*; 出崎 亮; 森下 憲雄; 伊藤 久義; 神谷 富裕; 木村 誠宏*; 槙田 康博*; 荻津 透*; 大畠 洋克*; 山本 明*
AIP Conference Proceedings 824, p.225 - 232, 2006/03
J-PARCニュートリノビームラインにおける超伝導磁石用有機材料について、機械特性の観点から耐放射線性を評価した。液体窒素温度まで冷却した試料に
線を10MGyまで照射し、ガラス繊維強化プラスティック(GFRP)については曲げ試験、ポリイミドフィルムについては引き裂き試験、接着性フィルムについては引張り剪断試験を行った。その結果、これらの有機材料は十分な耐放射線性を有しており、10年間運転後でも機械特性の劣化はほとんど無視できると結論を得た。
天谷 政樹; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1091 - 1099, 2004/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)未照射ジルカロイ被覆管の応力腐食割れ(SCC)感受性に及ぼす吸収水素の影響を調べた。文献から得られたデータは、ジルカロイ-2及び-4の種類によらず、SCCしきい応力(
)に対する0.2%耐力(
)が60ppm以下の水素濃度において水素濃度の増加とともに増加することを示している。ヨウ素ガスと水素を含むジルコニウムとの間に生じる反応について、熱力学計算を行った。その結果、水素濃度が増加すると反応が生じにくくなること、及び水素濃度が90ppm以下でのみジルコニウムとヨウ素ガスとが反応することが示唆された。これらの傾向は、水素濃度に対するとの比の傾向と一致していることから、水素がヨウ素ガスとジルコニウムとの間の反応に影響を及ぼし、ジルカロイ被覆管のSCC感受性を低下させていると考えられる。
本橋 嘉信*; 柴田 大受; Harjo, S.*; 佐久間 隆昭*; 石原 正博; 馬場 信一; 沢 和弘
Proceedings of 14th International Federation for Heat Treatment and Surface Engineering Congress Transactions of Materials and Heat Treatment Vol.25 No.5, p.1032 - 1036, 2004/10
高温で超塑性特性を示す3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)に、日本原子力研究所東海研究所のTANDEM加速器を用いて+11価,130MeVのZrイオンを照射した。照射によるはじき出し損傷はTRIMコードにより解析し、照射による機械的特性及び破壊様式の変化,その後の焼き鈍しの影響,微小硬度計の押込み深さと照射表面からの深さとの関係について検討を行った。その結果、照射直後の試験片では、表面に圧縮応力が生じ、硬さと破壊靭性の増加が観察された。また、その後の焼き鈍しでは温度の増加に伴いこれらの変化が徐々に緩和した。これらの原因としては、照射により粒界間の結合力が弱められたためであると考えられる。
榎枝 幹男
JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07
JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB
本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,LiTiO
等のトリチウム放出挙動のモデリング,LiTiOとLi
SiO微小球の製造技術開発と物性値研究,LiTiOとLiSiO微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。
Sn heat treatment中嶋 秀夫; 濱田 一弥; 高野 克敏*; 奥野 清; 藤綱 宣之*
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 14(2), p.1145 - 1148, 2004/06
被引用回数：33 パーセンタイル：77.62(Engineering, Electrical & Electronic)ITERの中心ソレノイド(CS)コイルの導体ジャケットにステンレス鋼を使用することは、ニオブスズ生成熱処理において、Incoloy908のSAGBO割れを防止するための特殊な環境管理を必要とせず、製作の観点からの合理化が可能となる。原研は、室温からの4KへのJK2の熱収縮がIncoloyとほとんど同じであるJK2を開発した。このため、CSの機械的設計の変更は不要である。しかしながら、熱処理の間、不純物のリンは結晶粒界に炭化物の析出を促進し、脆化させる問題がある。リンの脆性効果を緩和する有効な手段としては、低炭素化とボロン添加が考えられるので、この観点からの研究を開始した。低炭素化及びボロン添加したJK2を製作し、中間的ビレットと最終的形状であるジャケットから切り取られたサンプルを使用して、引張強さ,破壊靭性、及び亀裂生長率の測定を行った。その結果、熱処理後4Kにおける伸びと破壊靭性はジャケットでは33%と91MPam
、中間的ビレットでは31%, 123MPamとなり、ITER目標を満たした。溶着金属についても機械的特性が測定され、目標を満たした。以上により、低炭素化とボロン添加は、延性と靱性の改善に有効であり、ITER CSのジャケット材料にJK2LBを適用することが可能であることを実証した。
本橋 嘉信*; 小林 友和*; Harjo, S.*; 佐久間 隆昭*; 柴田 大受; 石原 正博; 馬場 信一; 星屋 泰二
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 206, p.144 - 147, 2003/05
被引用回数：4 パーセンタイル：33.69(Instruments & Instrumentation)3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)セラミックスに130MeVのZr
イオンを、日本原子力研究所東海研究所のTANDEM加速器を用いて照射した。照射量は3.5
10
及び2.110
ions/m
であった。照射によって生じた残留応力と機械的特性の変化、さらにその後の焼鈍効果について調べた。照射後の試験片表面について、残留圧縮応力の発生及び硬さと破壊靭性の増加が観察された。その後に実施した焼鈍では、これらの物性は焼鈍温度の増加に伴い徐々に低下し、1173K付近では非照射状態の値に戻った。硬さと破壊靱性の増加の主たる原因は、照射表面に生じた残留圧縮応力であると考えられる。
石井 敏満; 大岡 紀一; 星屋 泰二; 小林 英男*; 齋藤 順市; 新見 素二; 辻 宏和
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.240 - 244, 2002/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.41(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉や核融合炉などの構造材料の照射脆化を超音波法で非破壊的に評価する試験技術の開発を進めている。本研究では、原子炉圧力容器用A533B-1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B-1鋼材及びサブマージマーク溶接部から製作した衝撃試験片をJMTRにおいて523K又は563Kで中性子照射した後、遠隔操作による超音波測定を行い、試験片中を伝わる超音波の音速及び減衰率を求めた。その結果、照射材では、未照射材に比べて横波,縦波ともに音速が低下し、縦波の減衰率は上昇する傾向があることがわかった。音速の低下は、中性子照射による鋼材の剛性率及びヤング率の低下に起因することが推測される。また、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度シフト量の照射に伴う増加に対して、超音波の音速は低下し、減衰率は上昇する特性があることを見いだした。
中嶋 秀夫
チタン, 50(2), p.98 - 101, 2002/04
国際熱核融合実験炉(ITER)を目指した超伝導モデル・コイル計画の一環として、トロイダル磁場コイル(TFコイル)用の純チタン管を用いた試験用超伝導コイルの製作・試験が日本原子力研究所及びロシア・エフレモフ電気物理工学研究所の協力で進められた。その結果、この試験コイルは、モデル・コイルが発生する13テスラの磁場中で、電流値4万6千アンペアで通電され、ITER TFコイルで要求される性能を実証した。この試験コイルの特徴は、ジャケットと超伝導線材の熱収縮量の違いで発生する熱ひずみによる超伝導特性の劣化を防止するため、ジャケットとしてチタン管を使用したことである。また、原研と新日本製鐵(株)との共同開発に基づき、酸素含有量0.106%のロシア製チタン管が今回使用された。本報では、超伝導コイルに純チタン管を使用する利点と純チタン応用のために行った研究開発成果について簡単に解説する。
辻 宏和; 藤井 英俊*
Proceedings of 10th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.127 - 130, 2002/00
304ステンレス鋼照射材のクリープ破断特性を予測することを目的として、原研で整備した材料データベースをもとに、ベイズ推定とニューラルネットワークを組み合わせたモデルを構築した。応力水準を、クリープ破断時間,クリープ試験温度,材料の化学組成(10元素),熱処理温度,熱処理時間,中性子照射温度,高速中性子照射量,熱中性子照射量,照射時間の関数としてモデル化した。モデル化に用いたのは材料データベースに格納されている347クリープ破断データセットである。ベイズ推定を適用することでエラーバーを含めた予測が可能となり、個々の条件因子の重要度がわかるようになった。
加治 芳行; 崎野 孝夫*; 辻 宏和
Proceedings of 10th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.67 - 70, 2002/00
原子力材料データの有効活用を目的として原子力材料総合データベース(JMPD)を開発した。JMPDには11500件以上のデータが入力されている。ユーザーインターフェイスの改良の一環としてグラフ機能と重複データ修正機能を追加した。JMPDの今後の方針として、(1)コア部分と周辺部分のデータの追加,(2)ユーザーインターフェイスの改良,(3)データネットワークの拡充,(4)知識ベースの作製,が挙げられる。
大島 明博; 宇田川 昂; 森田 洋右
Radiation Physics and Chemistry, 60(1-2), p.95 - 100, 2001/01
被引用回数：8 パーセンタイル：52.36(Chemistry, Physical)本報告は、放射線プロセスによる炭素繊維強化ポリテトラフルオロエチレンの開発について述べたものである。連続した炭素繊維を強化繊維とし、ポリテトラフルオロエチレンが均一に分散した系で含浸させた後、350
で焼成した一方向のプリフォームを準備した。用意したプリフォームをArガス中で高温電子線照射を行うことで、マトリクスを架橋させて、複合材料を得た。得られた材料の諸特性を評価した結果、曲げ強度370MPa、曲げ弾性率64GPa、耐放射線性12MGyの良好な値を示した。したがって、放射線環境下で使用可能な、フッ素系複合材料を開発できた。
Johnson, W. R.*; Trester, P. W.*; 仙石 盛夫; 石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; Tsai, H.*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.622 - 627, 2000/12
被引用回数：2 パーセンタイル：19.44(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化材料であるバナジウム合金は核融合炉の構造材として有望であるが、水素(あるいはその同位体)を吸蔵してもろくなる(脆化)性質がある。そこで、実際のトカマク環境下ではどうなるか試験するために、約9ヶ月間JFT-2Mのダイバータ室に置いた後、機械的、化学的特性変化を調べた(300昇温)。(GAが試料を提供し、原研・北大・ANLで分析を分担した。)9ヶ月の間約200回のダイバータ放電を行ったが、もともとあった水素は半減し、燃料ガスである重水素は1.3ppm程度しか吸蔵されなかった。これは表面に酸化物/炭化物が生成されたためと考えられる。その結果、機械的特性はほとんど変化せず、心配された水素脆化は見られなかった。
中野 純一; 藤井 貴美夫; 山田 禮司
Journal of the American Ceramic Society, 80(11), p.2897 - 2902, 1997/00
被引用回数：7 パーセンタイル：47.73(Materials Science, Ceramics)CVD SiC被覆層、SiC/C傾斜層、及び黒鉛基材を有する開発SiC/C傾斜組成黒鉛材料の機械的性質を室温での曲げ、圧縮、及び硬さ試験により調べた。SiC/C傾斜層は作製することにより、曲げ及び圧縮強度に及ぼす影響は、小さいものであったけれども、その比表面積は、SiC/C傾斜層中のSi濃度の増加とともに増加した。CVD SiC被覆層を有する試料では、SiC/C傾斜層の有無と無関係に曲げ強度を黒鉛の約2倍の値に向上させた。良好な耐酸化特性を有する開発SiC/C傾斜組成黒鉛材料の機械的性質を表面状態、気孔率、及び硬さの項目で検討した。
加藤 輝雄
低温工学, 30(11), p.510 - 518, 1995/00
核融合炉用超電導磁石の絶縁材料は熱絶縁と電気絶縁に分けられ、加工性の良い有機材料が有望視される。磁石はプラズマで発生する高速中性子と線の照射を受けるが、絶縁材料の照射劣化は核融合炉システムの致命的な損傷になるため、耐照射性の良好な材料を選択しなければならない。本実験は5Kで原子炉照射後、温度を上げることなく電気的及び機械的試験を行った。照射効果は電気的特性よりも機械的特性に大きく影響することが分かった。実験に用いた材料は28種類であり、プラスチックフィルム、樹脂のみ、繊維強化樹脂(FRP)で分類し、5Kでの原子炉照射効果について総括した。本実験で機械強度が明らかに増加した材料がいくつか見られたが、この現象は極低温照射では考えにくいことである。この発現理由に関して、編集委員会のすすめから、「サロン」欄に仮説を挙げて問題提起として同時投稿した。
中嶋 秀夫; 辻 博史
プラズマ・核融合学会誌, 70(7), p.733 - 739, 1994/07
核融合炉用超電導コイルの開発において、材料技術はひとつの重要な開発項目である。構造材料においては、耐力1200MPa以上、破壊靱性200MPa√m以上という優れた特性を有する極低温材料を開発し、実用化してきた。また、超電導材料においては、次世代を担う、ニオブ・アルミの開発が急ピッチで進められている。ここでは、原研が進めてきたこれらの材料技術の開発と実用炉の成立に向けての展望について記述する。
