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Wang, Q.*; Ma, N.*; Huang, W.*; Shi, J.*; Luo, X.-T.*; 冨高 宙*; 諸岡 聡; 渡邊 誠*
Materials Research Letters (Internet), 11(9), p.742 - 748, 2023/09
Cold spray (CS) has emerged as a representative of solid-state additive manufacturing (AM) via supersonic impact. It enables a high deposition rate of solid-state microparticles. Delamination, however, tends to occur when depositing too thick; this remains to be conquered. Here, a CS-like process, warm spray (WS), was presented. Interestingly, it was found that the appropriate increase in particle temperature can effectively reduce the residual stress amplitude, relieving the concentrated tensile stress and safeguarding the additively manufactured components from interfacial delamination even when depositing too thick. The key role of temperature on delamination was identified in solid-state AM via supersonic impact.
山崎 泰広*; 篠宮 啓介*; 奥村 忠晴*; 鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久; 中村 唯我*
Quantum Beam Science (Internet), 7(2), p.14_1 - 14_12, 2023/05
The suspension plasma spray (SPS) technique has attracted attention because of its various microstructures, which can be achieved by mixing submicron spray particles with a solvent to form a suspension. Thermal barrier coatings (TBCs) with a columnar structure, which might achieve high strain tolerance, can be obtained using the SPS technique. In this study, the internal stress distribution of the SPS-TBC with different columnar structures was evaluated by hybrid measurement using high-energy synchrotron X-ray diffraction analysis and laboratory low-energy X-rays. The effect of microstructure on the internal stress distribution of the SPS-TBC was discussed on the basis of the experimental results. In addition, the in-plane internal stress was decreased by decreasing the column diameter. The thin columnar microstructure of the SPS-TBC has superior strain tolerance. The internal stresses in the column of the SPS-TBC are periodic decrements caused by stress relaxation in porous layers.
孫 昊旻; Leblois, Y.*; Gelain, T.*; Porcheron, E.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(11), p.1356 - 1369, 2022/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)PWRのシビアアクシデントシナリオにおいて、格納容器内エアロゾル状放射性物質の除去・保持のために、格納容器スプレイを用いることができる。そのために、高精度な除去効率の予測は安全評価上重要である。PWRの格納容器スプレイでは、84%-95%と高いスプレイカバー率が要求されるのに対して、既往研究では、そのような高いカバー率におけるエアロゾル除去実験はかなり限られている。本論文では、カバー率に着目し、スプレイによるエアロゾル除去現象の理解と除去効率評価モデル高度化のために、大型容器において実機相当のカバー率を有する体系のエアロゾル除去実験を実施し、詳細なエアロゾルと液滴特性の計測結果から除去特性を調査した。また、MELCORの除去モデルと実験結果を比較し、粒子径に対する除去効率の傾向が再現でき、大きい粒子径に対して過小評価となるものの、最小除去効率を有する小さい粒子径(
0.52
m)において良好な一致が得られることを示した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2022-010, 155 Pages, 2022/06
JAEA-Review-2022-010.pdf:9.78MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時に発生する放射性微粒子を着実に閉じ込めるために、気相及び液相における微粒子の挙動を明らかにするとともに、微粒子飛散防止技術を開発することを目的としている。具体的には、微粒子飛散防止技術として、(1)スプレー水等を利用して最小限の水で微粒子飛散を抑制する方法、及び(2)燃料デブリを固化して取り出すことで微粒子飛散を抑制する方法について、実験及びシミュレーションにより評価し、実機適用可能性を評価した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2020-043, 116 Pages, 2021/01
JAEA-Review-2020-043.pdf:7.74MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和元年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」の令和元年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、微粒子飛散を効果的に抑制する技術を開発しており、実験の結果、水ミストを使ってスプレイする方法がエアロゾル除去効率と除去率を改善する上で効果的かつ適用可能な手法であることが分かった。また燃料デブリを固めて切断時に微粒子飛散を抑制する手法として、ジオポリマーによる固化手法に注目し、同材の強度、熱伝導率や切断粉の特徴を把握するとともに、RPV施工時における温度分布や流動に関するシミュレーションを実施した。
廃炉国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03
JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB
日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。
小沢 和巳; 谷川 博康; 森貞 好昭*; 藤井 英俊*
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2054 - 2057, 2015/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.74(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト鋼(F82H)は先進核融合炉の構造材料候補である。第一壁ならびにダイバータではプラズマスパッタ抑制のため、タングステン被膜が必須とされている。F82H鋼に、真空プラズマ溶射法でタングステン(W)を皮膜し、その後摩擦攪拌処理(FSP)にて強化した試料に対しイオン照射実験を実施し、WとF82Hの各要素のイオン照射後の硬さと微細組織に及ぼす細粒化の影響を調べた。これまでの結果からは、800
C、5.4dpaでイオン照射したFSP-W皮膜の顕著な照射硬化は認められていない。
金成 守康; 阿部 哲也; 古作 泰雄; 丹澤 貞光; 廣木 成治
日本原子力学会誌, 43(12), p.1228 - 1234, 2001/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)プラズマ溶射法によってステンレス鋼基材表面に析出させたアルミナ電気絶縁膜の繰り返し衝撃力に対する電気絶縁破壊耐久特性を実験的に調べた。衝撃試験は、アルミナ膜同士及びアルミナ膜とステンレス鋼基材の2種類の組み合わせについて行い、それぞれの組み合わせに対して、平均衝撃圧力,640,1,130及び2,550MPaを印加した。衝撃試験中に行った耐電圧測定から、アルミナ膜同士の衝突における衝撃耐久性は平均衝撃圧力640MPaで76,000サイクルを示し、平均衝撃圧力の増加とともに減少した。他方、アルミナ膜とステンレス鋼基材の衝突におけるアルミナ膜の衝撃耐久性は、アルミナ膜同士の場合と比較して約2.7倍に改善された。衝撃試験後のSEM観察から、アルミナ膜の厚さは、衝撃サイクル数が増加するにしたがって逆比例関係で減少し、バルク材に見られるような脆性破壊はなかった。
大野 修司; 松木 卓夫*; 石川 浩康; 三宅 収
JNC TN9520 2000-001, 196 Pages, 2000/01
JNC-TN9520-2000-001.pdf:5.13MB
高速増殖炉プラントにおけるナトリウム漏えい燃焼事故の熱的影響を解析するための計算コードとして、ASSCOPS(Analysis of Simultaneous Sodium Combustion in Pool and Spray)が開発された。本報告書は、ASSCOPS version 2.1の使用マニュアルとして、同コードで扱われる計算モデル、インプット、アウトプットについて取りまとめたものである。ASSCOPSコードは、米国Atomics International社で開発されたナトリウムのプール燃焼計算コードSOFIREIIと米国Hanford Engineering Development Laboratoryで開発されたスプレイ燃焼計算コードSPRAYの二つのコードを結合したものである。ナトリウムの漏えい条件(流量、温度)、部屋の形状(容積、構造物の面積・厚さ)、雰囲気初期条件(温度、圧力、ガス成分濃度)などを計算条件として、雰囲気圧力、温度や酸素濃度変化ならびに構造物の温度変化などの時刻歴が計算結果として得られる。
金成 守康*; 阿部 哲也; 榎枝 幹男; 豊田 真彦*; 馬越 俊光*; 清水 克祐*; 森 順二*; 高津 英幸
JAERI-Research 98-029, 23 Pages, 1998/06
JAERI-Research-98-029.pdf:2.51MB
プラズマ溶射によってステンレス鋼基材上にNi-Cr中間層を介し形成されたアルミナ電気絶縁コーティング膜(アルミナ膜)の繰り返し衝撃荷重(638MPa)に対する電気絶縁耐久性(耐電圧1kV)を、アルミナ平端面の接触を伴う落錘試験を用いて評価した。繰り返し衝撃荷重に対するアルミナ膜の電気絶縁耐久性は、70,000回以上だった。絶縁破壊に至るまでのアルミナ膜の経時変化を調べるために、所定の回数だけ落錘試験を行った試料について、アルミナ膜表面及び断面のSEM観察を行った。その結果、アルミナ膜厚は、落錘試験開始時228mであったが、衝撃回数に比例して直線的に減少し、その速度は2.43nm/回だった。絶縁破壊時のアルミナ膜厚は落錘試験開始時の約21%であり(約50m)、その断面はアルミナ膜とNi-Cr中間層との混在相を示していた。
石川 浩康; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 大野 修司; 三宅 収; 前田 清彦
PNC TN9410 97-030, 93 Pages, 1997/04
高速炉の安全評価におけるナトリウム漏えい燃焼の解析において、スプレイ燃焼とプール燃焼をお互いの影響を考慮しながら同時に取り扱うことが可能なようにするため、スプレイ燃焼解析コードSPRAY-IIIMとプール燃焼解析コードSOFIRE-MIIを結合させた新たなナトリウム燃焼解析コードASSCOPS(Analysis ofSimultaneous Sodium Combustions in Pool and Spray)を開発した。開発したASSCOPSコードの妥当性を検証するため、内容積21mSUP
3/SUPの試験容器を用いて実施したナトリウムスプレー燃焼の実験結果を解析し、以下の結論を得た。(1)窒素雰囲気においては、SPRAY-IIIMコードでガスから壁への熱移行量が過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当評価をする (2)空気雰囲気においても、SPRAY-IIIMコードで全般的に過小評価であった点について改善され、ガス圧力・温度に関してほぼ妥当な評価をする (3)ガスと壁との間の輻射伝熱とプール燃焼を考慮しない「もんじゅ」パラメータを用いた場合には、窒素雰囲気および空気雰囲気ともにガス圧力・ガス温度に関して保守的な評価をする これらの結論から、SPRAY-IIIMコードを用いた従来の解析における課題を解決できたことを確認した。
小野塚 正紀*; Tsujimura, Seiji*; 豊田 真彦*; 井上 雅彦*; 阿部 哲也; 村上 義夫
Fusion Technology, 29(1), p.73 - 82, 1996/01
被引用回数：9 パーセンタイル：62.07(Nuclear Science & Technology)核融合実験装置へ適用可能な電気絶縁性および導電性を有する膜の大面積コーティング技術の開発を行った。ここでは、コーティング手法として、大面積コーティングが可能な溶射法をとりあげた。電気絶縁膜としては、Al
O
(アルミナ)膜を、導電性膜としては、CrC-NiCrおよびWC-NiCr膜をそれぞれ選択した。これらの電気絶縁性および導電性膜をSUS基板上にコーティングし、膜の密着性, 耐熱衝撃性, 電気抵抗, 絶縁耐電圧および熱伝導率を測定した。その結果、核融合装置用として使用できる充分な電気絶縁性および導電性を有していることがわかった。
小野塚 正紀*; 辻村 誠一*; 豊田 真彦*; 井上 雅彦*; 阿部 哲也; 村上 義夫
Fusion Technology 1994, Vol.1, p.803 - 806, 1995/00
核融合装置では、真空容器に発生する電磁応力を低減するため、あるいは接触電位を安定化するために炉内構造物等に電気絶縁性や導電性を付与する必要がある。ここでは、上記性質を付与する方法として、プラズマ溶射法による絶縁膜および導電膜のコーティングを試みたので、その結果を報告する。電気絶縁および導電材として、それぞれAlOおよびCrC膜をSuS基板上にコーティングし、電気的性質や耐摩耗性等を調べた。その結果、これらコーティング膜および手法によって大型構造物に電気絶縁性および導電性を付与することが充分に可能であることがわかった。
superconductors峰原 英介; 永井 良治*; 竹内 学*
Proc. Surface Engineering Int. Conf., p.249 - 254, 1988/00
高温超伝導体の薄膜作製技術の開発の為6種類の薄膜作製技術の評価を実際に薄膜を作製して行い、YBaCuO系、CaSrCuO系、BiSrCaCuO系の3種類の高温超電導体を再現性良く、任意の形状の母材に高結合強度で付ける方法としてプラズマ溶射法を開発した。この方法を用いて、この3種類の材料で数十から五百ミクロンの膜を均一に作る事ができる。YBaCuO系で母材表面に付けた状態で95-85k程度のTcが得られている。
八木 敏明; 日馬 康雄; 伊藤 政幸; 岡田 漱平; 吉川 正人; 吉田 健三
JAERI-M 83-072, 35 Pages, 1983/05
ゴム材料を、LOCA模擬環境に暴すと著しく吸水膨潤し、それが原因となって機械的性質、電気的性質が低下することがある。この現象には、放射線、熱、スプレイ液組成、ゴムの種類、配合など、種々の因子が関係している。本報は、組成、配合の判った各種のゴム材料を沸騰しているスプレイ液(水または薬液)に浸潰した際の、吸水膨潤率を測定し、あらかじめゴム材料に与えて置いた放射線劣化および熱劣化との関係を明らかにしたものである。試験した8種類のゴム材料は、放射線量が増すと、顕著な膨潤を示すようになる。また、薬液中にくらべ、沸騰水中の膨潤は約2倍大きい。ネオプレンとハイパロンのあるものは、膨潤率が最大になる線量が存在し、それ以上照射すると逆に膨潤率が減少する。真空中で照射した試料の膨潤は著しく低くなり、酸化劣化反応が膨潤現象に密接に関連していることをうかがわせている。
元木 保男; 成冨 満夫; 田中 貢; 西尾 軍治; 橋本 和一郎; 木谷 進
Nuclear Technology, 63, p.316 - 329, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.36(Nuclear Science & Technology)PWR格納容器スプレイの格納容器熱除去・減圧効果を明らかにするため、JAERIモデル格納容器にPWR用スプレイノズルを用いた、格納容器スプレイ熱除去試験を実施した。この試験結果から、スプレイ水滴の熱吸収率に関しては、隣接ノズルからスプレイされる水滴の相互干渉作用による影響は小さいことが判った。また、水滴周囲条件(水蒸気と空気の存在比)と熱吸収率との関係を水滴落下距離をパラメータとして整理した。スプレイの格納容器全体の熱除去効率である総括スプレイ熱吸収率に関しては、スプレイ流量とノズル取付け高さの熱吸収率に及ぼす影響を格納容器内の気相条件(水蒸気と空気の存在比)で整理した。また、減圧効果に影響する格納容器内壁熱伝達係数については、壁面流下スプレイ流量をパラメータとして熱伝達係数と気相部条件との関係を示した。これ等の試験データを計算コードCONTEMPT-LT/022の計算と比較して、試験結果が計算コードの使用上に有効な知見である事も確認した。
馬場 信一; 長松谷 孝昭; 村岡 進; 青山 功; 伊藤 尚徳
JAERI-M 82-196, 29 Pages, 1982/12
多目的高温ガス実験炉の制御棒は、被覆管材にハステロイ-XR、中性子吸収体には30wt%ホウ素組成の炭化ホウ素と黒鉛の混合粉末焼結体を使用する予定である。本報はこれらの材料の高温下両立性試験の第二報で、(1)第一報と同一条件で、ハステロイ-X及びこれを改良したハステロイ-XRと混合粉末焼結体との両立性の比較、(2)長時間加熱試験及び(3)反応障壁効果確性試験について報告する。得られた結果を要約すると次のとおりである。(1)ハステロイ-XRはハステロイ-Xと同様な挙動を示し、有意な差は観察されなかった。(2)750C-3000時間の条件でハステロイ-X表面からの浸食深さは74mで、850C-2000時間では156mであった。(3)ハステロイ-Xの表面に反応障壁としてアルミナまたはジルコニアの粉末をプラズマ溶射した試料と混合粉末焼結体との両立性は、1000C-20時間
5サイクルおよび1000C-100時間の試験条件でいずれも合金自身の反応は全く観察されなかったが、被覆層の剥離あるいはクラックなどの損傷が見られたものもある。
吉田 一雄; 田辺 文也; 松本 潔; 下桶 敬則
JAERI-M 9394, 65 Pages, 1981/03
RELAP4/MOD6/U4/J3コードは、RELAP4/MOD6/UPdate4コードの原研改良版のうちで、最も新しい改良版である。この改良版に含まれている主要な改良、修正は、軽水炉の小破断LOCA解析および、沸騰水型炉のLOCA解析において炉心スプレー系作動中の熱水力解析のために行なわれたものである。たとえば、沸騰水型炉のLOCA解析のためにCCFL計算モデルあるいは、スプレー熱伝達モデルが、組み込まれている。このモデルを使うことにより沸騰水型原子炉のLOCA解析の一貫計算か可能になった。また、トリップ・リセット機能の追加により、異状過渡変化の解析が容易になった。本報告書には、改良・修正の説明、新しいモデルの説明変更・追加になった入力データの説明、およびサンプル問題の入力と結果の説明が含まれている。
傍島 真
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(8), p.629 - 639, 1981/00
被引用回数：3 パーセンタイル：45.64(Nuclear Science & Technology)冷却材喪失事故の実験現象をよりよく理解し、解析コードの改良に必要な知識を得るために、ROSA-III試験装置の圧力容器を用いて、BWRのスプレー冷却に関する個別効果実験を定常状態の比較的高圧条件で実施した。その結果、種々のスプレー条件に対するエントレインメント率または溢水率が得られた。また上部タイプレートにおける対向流抑制(CCFL)について得たデータを既存の関係式と比較した。対向流抑制が発生すると炉心冷却は著しく劣化すること、落下流による燃料棒冷却は全く不規則で不安定なものであることが実証された。下部からの冠水による炉心冷却についても調べた。
傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼
JAERI-M 9080, 77 Pages, 1980/09
BWRのLOCA試験装置であるROSA-IIIの炉心1チャネルを用いて、スプレー冷却の個別効果実験を行った。本報は、そのうち発熱実験で炉心再冠水を行わせた実験についての報告である。実験の結果、次のことが明らかにされた。(1)実施した条件下でのスプレー水の蒸発蒸気流のみでは、上部タイプレートのCCFLは生じなかった。(2)落下流による炉心冷却は不規則・不安定なものであって、これに冷却を頬る考え方は取れないが、炉心水位のスウェルによる冠水が行われた場合は、十分な冷却が得られた。(3)スプレー水温が高いと凝縮が少なく、キャリーオーバーが多くなった。
