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下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二
JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03
JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB
発電用原子炉である軽水炉において、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と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム,炭化ホウ素,ステンレス鋼,ニッケル合金,低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率,比熱,密度)や材料特性(熱膨張係数,ヤング率,ポアソン比,引張,クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。
Lam, T.-N.*; Chin, H.-H.*; Zhang, X.*; Feng, R.*; Wang, H.*; Chiang, C.-Y.*; Lee, S. Y.*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; Liaw, P. K.*; et al.
Acta Materialia, 245, p.118585_1 - 118585_9, 2023/02
被引用回数：8 パーセンタイル：80.32(Materials Science, Multidisciplinary)The present study investigates the crystallographic-texture effects on the improved fatigue resistance in the CoCrFeMnNi high-entropy alloys (HEAs) with the full-size geometry of the ASTM Standards E647-99. We exploited X-ray nano-diffraction mapping to characterize the crystal-deformation levels ahead of the crack tip after stress unloading under both constant- and tensile overloaded-fatigue conditions. The crack-tip blunting-induced much higher deformation level was concentrated surrounding the crack-tip which delays the fatigue-crack growth immediately after a tensile overload. The predominant deformation texture orientation in the Paris regime was investigated, using electron backscatter diffraction and orientation distribution function analyses. The twinning formation-driven shear deformation gave rise to the development of the Goss-type texture within the plastic deformation regime under a tensile-overloaded-fatigue condition, which was attributed to enhance the crack deflection and thus the tensile induced crack-growth-retardation period in the CoCrFeMnNi HEA.
菅野 未知央*; 町屋 修太郎*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美*; 梶原 堅太郎*; 中本 達志*
Superconductor Science and Technology, 33(8), p.085003_1 - 085003_10, 2020/08
被引用回数：5 パーセンタイル：33.01(Physics, Applied)REBa
Cu
O
-delta (REBCO) composite tapes are candidate conductors for future accelerator magnets. Given that REBCO is a brittle oxide film, stress/strain management is important in the mechanical design of a magnet. Therefore, the strain state of a superconducting film should be predicted under various operating conditions. A quantum beam is a useful tool in evaluating the strain state of a superconducting material in a composite conductor. Although various cryogenic tensile testing machines, in combination with neutron beam and synchrotron radiation, have been developed, they are not necessarily optimized for measuring highly textured materials such as REBCO films. This study reports a novel cryogenic tensile testing apparatus that can be used at the beamline of a synchrotron radiation facility. In this system, a superconducting tape is cooled using a Gifford-McMahon (GM) cryocooler through 2.5 m long thermal links made of 5 N high-purity aluminum. This enables a compact cryogenic loading system that can be mounted on the goniometer of a beamline. Lattice strain measurements using synchrotron radiation were conducted at 40 K, 77 K, and 300 K for a commercially available (Y,Gd)BCO coated conductor at BL28B2 in SPring-8. The onset strain of film fracture determined from the lattice strain measurement at 77 K agreed well with the irreversible strain of critical current at the same temperature. The residual and fracture strain of the (Y,Gd)BCO film at 77 K was evaluated as well.
Aghamiri, S. M. S.*; 曽和 貴志*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Materials Science & Engineering A, 771, p.138636_1 - 138636_12, 2020/01
被引用回数：32 パーセンタイル：90.98(Nanoscience & Nanotechnology)酸化物分散強化型FeCrAlフェライト鋼は、高温までの優れた機械特性とアルミナ皮膜形成による水蒸気酸化特性の著しい改善により、軽水炉用事故耐性燃料被覆管候補材料として開発されてきている。本研究では、被覆管成型プロセスにおいて、1100
Cと1150Cの異なる引き抜き温度で成型した時のFeCrAl-ODS被覆管の微細組織特性及び引張特性を調査した。温間引き抜き成型した試料では、
110
方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの
繊維であったのに対し、冷間ピルガ-圧延で成型した微細組織では、結晶の回転を経由し、110方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの繊維と{111}面に沿った集合組織を有するサブミクロンサイズの
繊維が確認された。次に、最終アニーリングを行うことで、これらの組織は約810-850Cで再結晶化した大粒径の再結晶組織に変化した。再結晶被覆管材において、これら2つの異なる集合体組織発達が生じた。すなわち、引き抜き温度を1100Cにして成型した時に形成した(110) 211集合組織を有する大きな伸張粒と、より高い温度の1150Cで引き抜き成型した時に見られた(110) 211集合組織と{111} 112集合組織である。1100Cで引き抜き加工を施した被覆管において生じた異なる集合組織の発達と再結晶の遅延は、酸化物粒子の高密度分散に起因していると考えられる。
neutron diffraction tensile testKim, J. G.*; Bae, J. W.*; Park, J. M.*; Woo, W.*; Harjo, S.; Chin, K.-G.*; Lee, S.*; Kim, H. S.*
Scientific Reports (Internet), 9, p.6829_1 - 6829_7, 2019/05
被引用回数：14 パーセンタイル：51.32(Multidisciplinary Sciences)Synergetic strengthening induced by plastic strain incompatibility at the interface, and the resulting extra geometrically necessary dislocations (GNDs) generated during plastic deformation, were investigated to understand the origin of extra strength in heterogeneous structured (Hs) materials. The mechanism of extra GND generation in twinning-induced plasticity (TWIP)-interstitial free (IF) steel layered sheet was quantitatively analyzed by conducting neutron scattering tensile test. The extra GNDs can be correlated with the back-stress evolution of the HS materials, which contributes to the strength of layered materials. Because of the back-stress evolution caused by load partitioning, the strength of TWIP-IF layered steel is higher than the strength estimated by the rule-of-mixtures.
笠原 茂樹; 橘内 裕寿*; 知見 康弘; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝
Journal of Nuclear Materials, 480, p.386 - 392, 2016/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)BWR炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射温度は、炉の起動時に室温近傍から約290Cに遷移するのに対し、近年のJMTRを用いたBWR模擬照射では、150C程度まで昇温した後に照射を開始する制御方法が採用されている。このような温度履歴の違いがステンレス鋼のミクロ組織変化と機械的特性に及ぼす影響を検討するため、BWR起動時の温度履歴を模擬したJMTR照射材と昇温後に照射を開始した材料に対して、290Cでの引張試験、室温でのビッカース硬さ試験、及びFEG-TEMを用いたミクロ組織観察を行った。その結果、温度履歴の相違は格子間原子クラスターの形成に影響し、特にBWR温度履歴模擬材のフランクループ径は昇温後に照射した場合に比べて大きいことが判った。また温度履歴の相違の影響は、0.2%耐力と硬さの上昇よりもひずみ硬化能と延性低下において明確に観察された。以上の結果から、原子炉起動時の温度履歴の相違は損傷量1 dpa以上のステンレス鋼においても認められ、特にフランクループとマクロな変形挙動の関係を考慮する必要性が示唆された。
柴田 大受; 角田 淳弥; 馬場 信一; 山地 雅俊*; 石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*
Key Engineering Materials, 297-300, p.728 - 733, 2005/11
熱・機械的特性に優れるセラミックス材料は、高温ガス炉の炉内構造物への適用が期待されている。結晶粒径を微細化した3モル%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体(3Y-TZP)セラミックスは、高温での超塑性現象を利用した圧延加工が可能であり有望な材料であるが、強度に関するデータは炉内構造物へ適用するために必要な設計基準を作るうえでは十分でない。本研究では、3Y-TZPセラミックスについて、室温で引張り,曲げ,圧縮試験を実施し、得られた強度データに基づき設計基準の概念検討を行った。その結果、平均の引張り強度は曲げ強度よりかなり小さく、応力条件下での正方晶から単斜晶への相変体機構を考慮することが重要であることを示した。また、得られた強度データをWeibull理論により確率論的に検討し、ジルコニア製構造物に対する設計基準の概念を提案した。
鈴木 裕士; Holden, T. M.*; 盛合 敦; 皆川 宣明*; 森井 幸生
材料, 54(7), p.685 - 691, 2005/07
本研究では、高張力鋼の一つであるNi-Cr鋼を用いて製作したX開先突合せ溶接試験片の残留応力分布を中性子回折法により測定し、残留応力発生メカニズムを検討した。始めに、無ひずみ状態における格子定数を測定するために、溶接試験片から幾つかの小片試料を切り出した。小片試料を用いて格子定数を測定した結果、溶接過程において生じたマルテンサイト変態などの相変態が影響して、溶接部近傍で格子定数の増加が認められた。次に、Fe110, Fe200, Fe211の三種類の回折により溶接試験片の残留応力分布を測定した。塑性ひずみの影響が無いために、それぞれの回折により評価した残留応力分布はほとんど同様な傾向を示していた。また、溶接部近傍における残留応力はNi-Cr鋼の降伏強さの半分程度の引張残留応力であった。高張力鋼では軟鋼と比べて相変態による膨張量が大きいこと、また、引張残留応力がかなり低い温度となってから発生し始めるために、残留応力が降伏応力に至らなかったと考えられる。したがって、高張力鋼の中性子応力評価では、塑性ひずみの発生を考慮する必要の無いことを確認した。
若井 栄一; 田口 富嗣; 山本 敏雄*; 富田 英樹*; 高田 文樹; 實川 資朗
Materials Transactions, 46(3), p.481 - 486, 2005/03
被引用回数：7 パーセンタイル：51.67(Materials Science, Multidisciplinary)F82H鋼の照射硬化に関するヘリウム生成量依存性を照射温度の関数として調べた。照射量は約2dpaである。本研究に用いた試料はアイソトープ調整したボロン、すなわち
B, 
B及びBとBを50%ずつ混合させた3種類をそれぞれ60wtppm添加したものである。照射によって生成されたヘリウム量は約15から330appmであった。照射後、引張り試験を行った結果、いずれの照射温度においても照射硬化が生じたが、B添加による硬化の増加は300C照射材のみでわずかに生じたが、150C照射材では観察されなかった。B添加による硬化の促進効果は照射温度に依存して生じると考えられる。他方、焼もどし時間に対する照射硬化の変化は、150Cで2dpa照射したF82H鋼の引張り特性から解析し、照射による硬化量は焼き戻し時間と温度の増加に伴って増加することがわかった。また、延性脆性遷移温度と降伏応力の照射による変化を解析した結果、照射後のF82H鋼の強度特性は照射前に行う焼き戻し時間や温度の調整によってその性能を向上させることができることがわかった。
Davies, A. R.*; Field, J. E.*; 高橋 幸司; 羽田 一彦
Diamond and Related Materials, 14(1), p.6 - 10, 2005/01
被引用回数：20 パーセンタイル：60.46(Materials Science, Multidisciplinary)化学気相成長(CVD)法で合成する人工ダイヤモンドは、近年、特に電子デバイス分野への応用が期待されている。核融合分野では高周波加熱装置の真空窓材として使用する。その真空窓は、真空容器と同じ境界をなすことから、安全性及び構造健全性を示す必要がある。そのためのデータを得るべく3点曲げによる強度試験及び疲労試験を行った。その結果、基盤側及び成長側の強度は、それぞれ690
90MPa及び28030MPaであることが判明した。また、疲労強度は、破壊強度の89%で10
回の繰り返し荷重を加えても破壊することは無く、健全性を示した。
宇賀地 弘和; 加治 芳行; 中野 純一*; 松井 義典; 川又 一男; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.319 - 325, 2005/00
ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は軽水炉炉内機器の高経年化における重要な問題となっている。IASCCは中性子照射,応力及び高温高圧水環境が同時に作用して発生する現象であり、IASCCの機構解明のためにはその重畳効果を評価する必要があるが、炉内でのIASCC試験の実施が技術的に困難であるため、従来のIASCC研究は主として中性子照射を受けた材料を用いて炉外における照射後試験により実施されてきた。本研究では、原研大洗研の材料試験炉(JMTR)を用いて、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した水質,温度及び圧力を高度に制御できる高温高圧水供給装置及び荷重負荷機構を有する照射下試験用キャプセルを開発するとともに、同キャプセルに照射済試験片を再装荷する技術を開発して、日本国内で初となる照射下SCC試験(き裂発生試験及びき裂進展試験)を実施している。本会議では、照射下試験のための技術開発及び照射下試験の現況について報告する。
田口 富嗣; 實川 資朗; 佐藤 道隆*; 松川 真吾*; 若井 栄一; 芝 清之
Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.457 - 461, 2004/12
被引用回数：11 パーセンタイル：58.51(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉用構造材料の候補材料である、F82H鋼及び2%Ni添加F82H鋼の照射後引張試験を室温で行った。F82H及び2%Ni添加F82Hは、米国オークリッジ国立研究所のHFIR炉において、300Cで最大20dpaまで照射された。引張試験中、継続して試料のネッキング部分の画像をビデオカメラで記録した。これら画像及び荷重変位曲線から、試料の真応力-真歪曲線を求め、中性子照射による試料の硬化挙動を評価した。その結果、欠陥導入型の硬化が照射によりおもに生じたが、300Cで照射されたF82Hにおいては、同じflow stressレベルでは、歪硬化に対して強く影響を及ぼさないことを明らかにした。しかしながら、2%添加F82Hでは、照射が歪硬化に強く影響を及ぼすことがわかった。
菊池 誠*; 本橋 嘉信*; 伊藤 勉*; 佐久間 隆昭*; 柴田 大受; 馬場 信一; 石原 正博; 沢 和弘; 北条 智博*; 辻 延昌*
日本機械学会関東支部茨城講演会(2004)講演論文集(No.040-3), p.57 - 58, 2004/09
将来の高温ガス炉への応用が期待されている超塑性3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)について、その超塑性変形特性を調べ、SEM観察により微細構造の変化による影響を検討した。その結果、高ひずみ速度での超塑性変形では、加工軟化が生じ、その原因として超塑性変形時に生成するフラットキャビティが実断面積を低下させるためであることを明らかにした。また、フラットキャビティは超塑性変形中に荷重を除くことで消滅させることができ、その場合2倍以上の伸びを達成できることがわかった。
高橋 周一*; 吉田 勝; 浅野 雅春; 埜富 光男*; 仲川 勤*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 217(3), p.435 - 441, 2004/05
被引用回数：15 パーセンタイル：68.2(Instruments & Instrumentation)重イオン照射したフィルムの物性変化を動的粘弾性測定(DMA),DSC,FT-IR,AFM,接触角測定,引っ張り試験などを用いて検討した。サンプルとしてはポリエチレンテレフタレート(PET)フィルムを用いた。イオン照射はXeイオン(450MeV)を3
10
から310
ions/cm
のフルエンスの条件で行った。引っ張り試験とDMAの結果から、イオン照射によりPETフィルムは架橋することがわかった。しかし、310ions/cmのフルエンスで照射したPETフィルムは引っ張り強度は増大したが、破断強度は低下した。このことから、高いフルエンスで照射することにより、ポリマーの主鎖切断が起こり、分解構造が形成されると結論した。また、DSCとFT-IRの結果は、イオン照射によってフィルムが非晶化することを示した。
菊地 賢司; 斎藤 滋; 西野 泰治; 宇佐美 浩二
Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.874 - 880, 2004/00
SINQ加速器照射材の照射後引張り及び疲労試験を行った。580MeVの核破砕反応を伴う照射を2年間実施した後、試験片を原研に輸送し、試験を行った。材料はオーステナイトステンレス鋼のJPCAである。一様歪みは250C試験でも8%以上あり、従来のAPTハンドブックデータとは異なる結果を得た。疲労は高サイクル領域の試験であり、従来報告されていない低応力域の試験である。照射により、ファクターで5から10寿命が低下した。このデータは大強度陽子加速器ターゲット設計に役立つ。
實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12
被引用回数：160 パーセンタイル：99.28(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。
中野 純一; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 根本 義之; 辻 宏和; 實川 資朗
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1568 - 1572, 2002/12
被引用回数：12 パーセンタイル：60.82(Materials Science, Multidisciplinary)316LN-IGステンレス鋼が国際熱核融合実験炉(ITER)の第一壁/ブランケットの候補材料として考えられている。その製造においては熱間静水圧(HIP)法を用いることが計画されている。HIP接合された316LN-IGステンレス鋼の健全性及び応力腐食割れ(SCC)に対する感受性を評価するために、真空中での引張試験及び高温水中での低ひずみ速度引張試験(SSRT)を行った。HIP接合材は引張強度の低下及び溶存酸素を含む水中でのSCC感受性を示さなかった。熱鋭敏化したHIP接合材はクレビス条件下でわずかにSCC感受性を示した。これらのことから、接合部位での強度は母材合金と同等であると言える。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12
被引用回数：5 パーセンタイル：34.58(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288
でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。
鈴木 隆之*; 宇佐美 三郎*; 木村 孝江*; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Proceedings of 55th Annual Assembly of International Institute of Welding (IIW2002), 16 Pages, 2002/06
二重壁構造の核融合装置真空容器の外壁とリブ間を溶接するために新しい溶接継手を開発した。本継手は、外壁の外側より電子ビーム溶接を行う板厚貫通電子ビーム溶接(TW-EBW; Through-Wall Electron Beam Welding)で製造される。単軸負荷下の1本ビード試験片と曲げ負荷下の2本ビード試験片において静的及び疲労試験を行い、実験結果は有限要素法により解析的に検討した。本継手は不溶着部を有するけれども、溶着部の応力が3軸引張状態となる塑性拘束効果により継手の降伏応力が上昇する。この3軸引張状態が平均塑性相当応力を低下させ、継手母材断面あたりの強度を完全溶接継手の強度に近づける。本継手の低サイクル破断寿命における疲労強度減少係数は4より幾分大きい。また、継手部き裂の最大主応力拡大係数とASME Code XIで与えられている疲労き裂進展抵抗値より計算した継手部の疲労き裂進展速度は、実験結果を保守側に評価する。
石原 正博; 高橋 常夫*
材料, 51(4), p.425 - 430, 2002/04
本論文においては、気孔とき裂の相互作用を考慮した脆性破壊モデルを提案している。提案モデルは、黒鉛材料の引張強度を予測することが可能で、気孔を初期き裂として仮定して、き裂を破壊力学と確率論的に扱っている。強度試験データと提案モデルを用いた予測値との比較検討により、提案モデルは平均引張強度のみならず強度分布もかなりよく一致し、提案モデルの妥当性を確認した。さらに、解析的検討により、気孔サイズが大きく気孔率の高い黒鉛ほど気孔とき裂の相互作用効果が大きいことを明らかとした。また、提案モデルを用いた強度の粒径依存性の予測値は、いろいろなセラミックスで得られている挙動とほぼ同じ挙動を示した。
