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針井 一哉*; 埋田 真樹; 有沢 洋希*; 日置 友智*; 佐藤 奈々; 岡安 悟; 家田 淳一
Journal of the Physical Society of Japan, 92(7), p.073701_1 - 073701_4, 2023/07
被引用回数：1 パーセンタイル：61.99(Physics, Multidisciplinary)Magnetic property modification of an easy-plane magnetic insulator caused by an accumulation of nanocolumnar defects along the film normal was investigated by numerical simulations and heavy-ion beam irradiation experiments. Micromagnetic simulations suggest that depending on the density of the nonmagnetic nanocolumnar defects, the microstructure of the fragmented ferromagnetic domains is formed leading to magnetic coercivity enhancement as well as magnetization reduction. To prove this prediction, gold ions with 300 MeV were used for the irradiation to create amorphous nanocolumnar defects in crystalline bismuth-doped lutetium iron garnet (Bi:LuIG) films. As increasing the ion-irradiation dose, the modifications of the saturation magnetization and magnetic coercivity were observed in an uncorrelated manner; the enhancement of magnetic coercivity exhibits a fluence threshold whereas the decrease of saturation magnetization caused by ion-beam damage is monotonic with increasing beam fluence. These behaviors qualitatively agree with the numerical simulations and the models by continuum percolation theory. Because the irradiation effects are controlled by beam fluences, the present method has the potential to be a microstructuring technique for magnetic insulator.
大村 嘉人*; 土肥 輝美
ライケン, 21(2), p.27 - 28, 2021/04
地衣類研究会誌上にて、最近刊行された地衣類の科学論文を紹介する。「量子化学計算を用いた地衣類における放射性セシウムと他のアルカリ金属の保持機構の推定」Suno, H., Machida, M., Dohi, T. and Ohmura, Y., Quantum chemical calculation studies toward microscopic understanding of retention mechanism of Cs radioisotopes and other alkali metals in lichens. 2021 Scientific Reports 11: 8228.
日高 昭秀
原子力のいまと明日, p.264 - 265, 2019/03
最近の軽水炉の改良のトレンドとして、現時点における最新の原子炉である第3+世代炉(ABWR, APWR等)の先進的な安全対策について紹介した。第3+世代炉は、機器の信頼性や耐震性の向上、受動的安全設備の導入、シビアアクシデント(SA)対策、テロ対策の導入など、第2世代炉(既設のBWR, PWRの大部分)と比較して安全性が飛躍的に向上するとともに、SA時の周辺住民の避難を不要とする設計を目標としている。具体的なSA対策として、欧州加圧型炉(EPR)を例に、燃料が溶融し圧力容器が破損した場合でも溶融した燃料を受け止め冷却水等により冷却することで格納容器の破損を回避することを目的としたコアキャッチャー, 燃料が溶融した場合でも重力落下による注水を行い圧力容器を水没させることで圧力容器を冷却し圧力容器破損を回避することを目的とした原子炉容器内保持システム、及びECCSの信頼性を向上させるため、安全系の多重性を4系統に強化(設計基準事故用2系統, オンラインメンテナンス用1系統, SA用1系統)した設計例について説明した。
廣畑 優子*; 柴原 孝宏*; 田辺 哲朗*; 大矢 恭久*; 新井 貴; 後藤 純孝*; 正木 圭; 柳生 純一; 小柳津 誠*; 奥野 健二*; et al.
Fusion Science and Technology, 48(1), p.557 - 560, 2005/07
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)JT-60Uで重水素と水素放電に曝されたダイバータタイル中の水素同位体保持特性を昇温脱離法と二次イオン質量分析法で測定した。JT-60Uのタイルから放出する主な気体はH2, HD, D2とCH4であった。内側ダイバータタイルの水素同位体保持量は、再堆積層の厚さに比例して増加した。この直線の勾配より求めた再堆積層中の水素濃度は約0.02で、JT-60で水素放電に曝されたタイルの値に類似し、他のプラズマ実機装置に比べて極めて低かった。この理由として、JT-60Uの運転温度が300
Cであったこと、再堆積層がポーラスで基板との熱接触が劣化し、放電中にタイル表面の温度が上昇したものと考えられる。損耗を受けていた外側ダイバータタイルは、内側ダイバータタイルに比べてH保持量が少なく、バッフル板でも同様な傾向が見られた。ドームトップタイルは外側バッフル板とほぼ同程度の保持量であった。タイル中に保持されたDとHの比(D/H)はほぼ0.4であり、放電回数が少なかったHの方がむしろ多く保持されており、表面近傍に保持されていたDが水素放電中に交換されていたことを示唆している。同じことは水素同位体の深さ分析の結果でも示されている。再堆積層直下にも重水素が保持されていた。
小川 宏明; 山内 有二*; 都筑 和泰; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 河西 敏; 草間 義紀; 山口 薫*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.678 - 682, 2004/08
被引用回数：4 パーセンタイル：29.26(Materials Science, Multidisciplinary)JFT-2Mでは原型炉の構造材として有力視されている低放射化フェライト鋼(F82H)を段階的に真空容器内に設置して高性能プラズマとの適合性を試験する「先進材料プラズマ適合性試験」を実施している。フェライト鋼はその化学的特性(錆びやすい)から酸素不純物の増加が懸念されている。また、重水素保持特性に関してはこれまで十分なデータの蓄積がない。そこで、フェライト鋼を真空容器内壁の20%に設置した場合と全面に設置した場合の不純物挙動を分光診断で測定した。その結果、真空容器内壁全面に設置した場合であっても、プラズマが直接相互作用をしない位置に設置した場合では、不純物放出が大きな問題とならないことを示す結果を得た。また、フェライト鋼の重水素保持特性では、重水素はおもに酸化層に吸蔵され、機械研摩等により酸化層を除去した状態では、構造材として広く用いられているSUS-316Lと同様であることを示す結果を得た。
Ti岩切 宏友*; 安永 和史*; 吉田 直亮*; 内田 宗範*; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part A), p.880 - 884, 2004/00
被引用回数：8 パーセンタイル：48.81(Materials Science, Multidisciplinary)核融合ブランケット用中性子増倍材として検討されているBeTiについて、安全性に影響を与えるトリチウム保持特性について、重水素イオン打込みと昇温脱離実験により明らかにした。
5mm
10mm
1mmのBeTi試料に8keVで210
ions/m
の重水素を打込んだ後、1K/secの昇温速度で1700Kまで加熱した。室温打込の場合、10%の重水素が保持され400Kで全て放出した。Beの場合は、室温照射では83%の重水素が保持し、全て放出するのは960Kであった。これらの結果から、BeTiはBeに比べて良好なトリチウム保持特性を有することが明らかになった。
川島 寿人; 仙石 盛夫; 都筑 和泰; 小川 宏明; 木村 晴行
Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.1338 - 1342, 2003/03
被引用回数：3 パーセンタイル：25.79(Materials Science, Multidisciplinary)JFT-2Mでは閉ダイバータ形状(CD2)において、Hモードと低温高密度ダイバータの両立性を示した。今回、閉ダイバータを構成する遮蔽板をすべて撤去し(開ダイバータ化:OD)、CD2と比較して、CD2の結果がダイバータ部の粒子保持力なら生じていることを明らかにした。ODでは、定常的Lモード中にダイバータ部に協力ガスパフした場合、中性粒子の主プラズマ側への逆流が2倍増大するとともに主放射損失域が主プラズマ側に移動して、CD2の場合とは対照的になった。Hモード中の強力ガスパフにおいても放射損失割合が急増し、早期にしきい値(Pred/Pin=0.6)を越えH/L遷移して、CD2のような低温高密度ダイバータとHモードの両立は困難だった。この後、JFT-2Mの放射損失レベルを低減するためボロナイゼーションを導入した。ジュール加熱の初期実験では、放射損失割合が50%低減された。今後の高密度高閉じ込め実験が期待される。
河村 繕範; 小西 哲之; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.389 - 394, 2001/11
被引用回数：26 パーセンタイル：85.07(Nuclear Science & Technology)核融合炉燃料サイクルの研究開発において、水素同位体の分離分析は必要不可欠である。低温ガスクロマトグラフは、感度や再現性においてほかの分析手段に勝るが、分析時間が長く、急激な組成変化をともなう系や分析結果をもとにプロセス制御を行う場合には対応できない。その解決方法として、小型高速ガスクロマトグラフの低温仕様への改造を提案し、既に良好な結果を得ている。今回は分離カラムを充填カラムからキャピラリーカラムにかえて分離分析性能を調べた。キャピラリーカラムの使用でさらに分析時間を充填カラムの半分以下に短縮できた。また低温吸着の知見をもとに実際には分析を行っていないトリチウムを含む成分の出現位置も予測できるようになり、水素同位体全6成分の実用レベルでの短時間分離分析への見通しを得た。
河村 繕範; 岩井 保則; 山西 敏彦; 小西 哲之; 西 正孝
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.855 - 861, 2000/11
被引用回数：28 パーセンタイル：84.32(Nuclear Science & Technology)核融合炉燃料サイクル及びその研究開発において、水素同位体の分離分析は必要不可欠である。有効な分析手段の一つとして低温ガスクロマトグラフの使用が挙げられるが、試料の保持時間が長いため、急激な組成変化を追跡する場合や、分析結果をプロセス制御に使用する場合に適していないという欠点がある。そこで、市販の小型高速ガスクロマトグラフを水素同位体分離用に改造し、保持時間短縮が可能であるか試験を行った。試験の結果、保持時間の大幅な短縮が確認され、分解能も実用レベルであったが、検出限界濃度が若干高く、さらなる改良が必要と思われる。
藤咲 和彦*; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 竹内 正行; 大橋 和夫*
PNC TN8410 98-115, 50 Pages, 1998/09
再処理用機器の構造材料であるステンレス鋼およびバルブメタルの微量な減肉を機器の運転中に連続的に測定する、連続モニタリング技術の開発の一環として、超音波パルス法を測定原理とする水ジェット型および高温型連続モニタリング技術について、連続肉厚モニタリング技術としての適用性を評価した。評価の結果、水ジェット型連続モニタリング技術の測定誤差は
0.01mm程度であり、約1800時間の測定が可能であった。しかし、水ジェットの連続供給に起因した測定部の温度低下による腐食環境の緩和や、実環境への採用に際し、受槽の取り付けや廃液発生を伴うといった問題があり、連続モニタリング技術として適用するにはいまだ解決すべき課題が多く残されている。一方、高温型連続モニタリング技術は0.01mm以下の測定誤差により、直線性に優れたデータが取得できることおよび探触子保持用治具を準備することでさまざまな測定部に対応できることなどから、実環境への適用性が高い技術と判断される。今後、高温型連続モニタリング技術の実用化を図っていくには、探触子の接触状態の長期安定性が求められ、探触子保持用治具の改良や測定器の機能向上が必要となる。さらに、モニタリングデータの検証、探触子の寿命評価、耐放性などモニタリングシステムに求められる機能および性能を明確にし、連続モニタリングシステムの構築を図る必要がある。
田所 孝広*; 大平 茂; 西 正孝; 磯部 兼嗣*
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1092 - 1096, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.85(Materials Science, Multidisciplinary)プラズマ対向壁候補材の一つであるCX2002Uにおけるトリチウム保持量測定実験を実施した。異なる表面状態の試料における測定結果が表面開細孔の大きさ及び量に依存していること及びトリチウム保持量の深さ方向分布より導き出した拡散係数が、従来のバルク拡散における拡散係数に比べて10
程度大きいことから、原子・分子の細孔内拡散が保持量に重要な役割を果たしていることがわかった。また、トリチウムプラズマ照射試料に空気プラズマを照射することによって、保持量が1/20程度に低減されたことから空気プラズマ照射が、トリチウム除去に有効であることを確認した。しかし、酸素は、トカマクプラズマに対して悪い影響を与えることから、実用化にあたっては試料中の酸素量の変化を調べる必要がある。
揖場 敏; 小池 通崇; 浅田 隆; 菊池 晧; 亀井 満
PNC TN9410 94-052, 251 Pages, 1994/01
新型転換炉実証炉の圧力管ロールドジョイント部は,残留応力軽減のため「ふげん」から一部構造を変更している。このため,実機模擬運転条件下で圧力管ロールドジョイント部の健全性を確認するため低温保持試験及び熱サイクル試験を行った。また,高温での圧力管ロールドジョイント部の強度を確認する高温強度試験のための試験体製作を行った。(1)定温保持試験実機模擬試験条件下(圧力:約75Kg/cm2,温度:約280度C)で,2033時間(JP-3試験体通算試験時間:430時間,JP-4,JP-5試験体通算試験時間:9533時間)迄の耐久試験を行ったあと,ヘリウムリーク試験を行い十分な気密性が保持されていることを確認した。このことより,運転初期に大きくあらわれるリラクゼーションによって生じる残留応力の低減は,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。(2)熱サイクル試験 試験前(累積60回の熱サイクル負荷)及び80回(累積140回)の熱サイクルを加えたあと,ヘリウムリーク試験と超音波深傷試験を行い十分な気密性の保持及び顕著なき裂の進展の無いことを確認した。このことより,供用期間中に想定されている熱サイクル回数:140回は,供用期間中に想定されている水素濃度200ppmの圧力管においても,き裂の進展に影響を与えず,また,圧力管ロールドジョイント部の気密性に影響を与えないことが確認できた。
辻 宏和; 中島 甫
Journal of Nuclear Materials, 208, p.293 - 299, 1994/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)高温工学試験研究炉の高温構造用部材として開発したハステロイXRを供試材料として、一連の軸ひずみ制御高温低サイクル疲労試験を700~950C域の高温ガス炉1次冷却材模擬ヘリウムガス中で行い、この合金のクリープ・疲労特性を調べた。ひずみ波形は、三角波及び引張り側最大ひずみ時に保持を伴う台形波とした。ひずみ保持中のクリープ損傷を累積損傷和則と延性消耗則で評価した。引張り側に、わずか6秒のひずみ保持を与えた場合でさえ疲労寿命の低下が生じた。また、高温ほどひずみ保持導入に伴う疲労寿命低下の飽和が短時間側に移行した。累積損傷和則によるクリープ損傷評価は過度に安全側の寿命予測を与えるのに対して、延性消耗則によるクリープ損傷評価は寿命予測精度が優れていた。
本田 明; 井上 邦博*; 小畑 政道*
PNC TN8410 93-299, 26 Pages, 1993/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリアシステムの構成要素であるオーバーパックの腐食挙動を評価するために、腐食メカニズムに基づく腐食挙動評価モデルを開発している。本資料は、現状での炭素鋼オーバーパックの腐食挙動評価モデルの構成と評価例についてまとめたものである。全面腐食については、金属表面での電気化学反応速度と溶存酸素の輸送を考慮したモデルを開発した。このモデルでは皮膜の効果を無視するという保守的な仮定を置いていることから1000年で74mmという過大な腐食量が算定された。また局部腐食が進展しうるのは不動態保持電流以上のカソード電流が酸素還元反応によって供給されうる期間であるとして、局部腐食が進展しうる期間を、ベントナイト中の酸素の輸送に基づき評価した。その結果、局部腐食が実質的に進展しうるのは、ベントナイトが地下水で飽和されるまでの期間と考えられた。開発中の局部腐食進展モデルについては、その構成について示した。
辻 宏和; 中島 甫
JAERI-M 93-187, 20 Pages, 1993/10
高温工学試験研究炉の高温構造用部材として開発したハステロイXRを供試材料として、一連の軸ひずみ制御高温低サイクル疲労試験を700~950C域の高温ガス炉1次冷却材模擬ヘリウムガス中で行い、この合金のクリープ・疲労特性を調べた。ひずみ波形は、三角波及び引張り側最大ひずみ時に保持を伴う台形波とした。ひずみ保持中のクリープ損傷を累積損傷和則と延性消耗則で評価した。引張り側に、わずか6秒のひずみ保持を与えた場合でさえ疲労寿命の低下が生じた。また、高温ほどひずみ保持導入に伴う疲労寿命低下の飽和が短時間側に移行した。累積損傷和則によるクリープ損傷評価は過度に安全側の寿命予測を与えるのに対して、延性消耗則によるクリープ損傷評価は寿命予測精度が優れていた。
S.Chi*; 鈴木 雅秀; 西 宏; 衛藤 基邦; I.Kim*
ISIJ International, 32(4), p.545 - 552, 1992/04
被引用回数：3 パーセンタイル：42.64(Metallurgy & Metallurgical Engineering)21/4Cr-1Mo鋼の焼ならし焼もどし材(NT材)の低サイクル疲労挙動に及ぼす保持時間効果を明らかにする目的で、900s、1800s、3600sの3段階の引張保持を含む低サイクル疲労試験を723Kで実施した。保持時間が増すにつれて、繰返し破断寿命(Nf)が低下し、同時に、応力幅(
)の低下と塑性ひずみ範囲(
)の増加が観察された。OM,SEM,TEMによる破面、組織の観察結果と併せ解析した結果、引張保持による寿命低下は、クリープ効果ではなく、くり返しひずみによる破損レベルの差として説明できることが分った。
實川 資朗; 海野 明; 高橋 五志生; 飯田 省三; 足立 守; 鈴木 建次*; 菱沼 章道
Effects of Radiation on Materials, p.1083 - 1094, 1992/00
照射した冷間加工材の316ステンレス鋼について、疲労亀裂の成長速度に対する保持時間及び荷重の周波数の効果を評価した。照射は高速炉にて400Cで20dpaまで行った。その結果、高温域での保持時間効果は、保持時間の0.7乗に比例し、またヘリウム量に比例することがわかった。この結果、1023Kで50秒の保持時間を与えると、照射量が20dpaの材料では亀裂成長速度が40倍近くに増加するのである。一方、荷重の周波数効果は低温度域で大きく、これは低周波数域では照射材に特徴的なチャンネル破壊現象が生じたためである。チャンネル破壊は、疲労亀裂の発生を助けるため変化が生じたのである。
寺門 嗣夫; 住野 公造; 安 哲徳; 川原 誠二; 伊藤 芳雄; 郡司 泰明; 照沼 誠一
PNC TN9410 91-376, 79 Pages, 1991/11
機器台帳は,運転サイドの観点から系統設備に関する運転・保守履歴,運転経験及び研究開発成果について記録,整理及びめお蓄積を行い,設備保全,プラントの安全・安定運転の確保に役立てる事を目的としている。機器台帳の整備は,さらに「常陽」運転保守経験報告書(JOMEC)を初めとする各種技術資料の作成や系統担当者の交替時における引継の面において必要不可欠なものである。本報告書は,原子炉台1種運転台2グループの担当統計である1次Na純化系,1次Nsサンプリング設備,1次系ガスクロマトグラフ,1次AArガスサンプリング設備,1次Na充填・ドレン系,1次Naガス系,圧縮空気供給に関する平成2年度の機器台帳を総括したものである。主な特記事項は次の通りである。1・電気品不良による簡単な故障は数回発生したが,特記すべき不具合を無く順調な運転を継続した。2・炉容器V/TラインNaドレン,1次CTバイパス運転中におけるCT余熱予熱保持等において貴重な運転データを習得した。又,1次系ガスクロマトグラフの保守基準を確立した。3・1次CTバイパス運転によるNa系内への不純物混入量評価,偏析特殊サンプラの閉発等研究の面においても数多くの成果が得られた。
横堀 寿光*; 加治 芳行; 栗山 卓*; 横堀 武夫*
日本機械学会論文集,A, 57(542), p.2349 - 2354, 1991/10
本研究では、高温疲労条件に応力一定保持時間が重畳された時のき裂成長速度特性とき裂先端近傍の損傷領域成長過程を調べ、これに及ぼす応力保持時間効果の力学的効果を検討し、繰返し速度効果と比較した。その結果、応力保持時間の効果は、損傷領域を相似的に大きくし、疲労の効果にクリープ効果を線形和的に加えるもので、疲労効果、クリープ効果をimplicitな形で同時に含む高温疲労条件の応力上昇過程、下降過程とは機械的に異なることがわかった。
河村 弘; 石塚 悦男; 相良 明男*; 鎌田 耕治*; 中田 宏勝; 斎藤 実; 二村 嘉明
Journal of Nuclear Materials, 176-177, p.661 - 665, 1990/00
被引用回数：24 パーセンタイル：88.55(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉において、ベリリウムは中性子増倍材や低Z被覆材として用いられようとしている。このような環境下においてベリリウムが使用される場合、ベリリウム中のトリチウムインベントリーが大きいか否か、すなわちトリチウムを保持しやすいか否かは、燃料のリサイクリング(トリチウム回収等)の観点から重要な事項になる。今回は、最も一般的な製作方法であるホットプレス法によって製作されたベリリウムに重水素を打ち込み、反跳粒子検出法によって求めたベリリウム中の重水素深さ分布及び加熱時の重水素保持特性について報告する。
