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大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03
被引用回数：4 パーセンタイル：78.52(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700
Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。
鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08
Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05
酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 加藤 章一; 古川 智弘; 皆藤 威二
Journal of Nuclear Materials, 505, p.44 - 53, 2018/07
被引用回数：2 パーセンタイル：20.93(Materials Science, Multidisciplinary)高温流動Na中での燃料被覆管からのCr溶出挙動に及ぼす各種試験パラメータ(Na中溶存Cr濃度、試験温度、軸方向温度勾配、Na流速)の影響を系統的に把握するための計算モデルを構築し、数値計算を行った。Cr溶出挙動が液体Na中の溶存Cr濃度の微量の変化に大きく影響される計算結果を得た。Na中のCr濃度は、Na冷却高速炉(SFR)内における燃料被覆管からのCr溶出挙動の予測・制御のため、注目すべき重要なパラメータであると考えられる。Na中溶存Cr濃度を0.07wtppmmとした場合の本モデル計算で得たODS鋼被覆管肉厚方向のCr濃度プロファイルは、BOR-60照射試験データとよく一致した。
鵜飼 重治*; 大塚 智史; 皆藤 威二; de Carlan, Y.*; Ribis, J.*; Malaplate, J.*
Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors, p.357 - 414, 2017/00
被引用回数：71 パーセンタイル：99.33(Energy & Fuels)酸化物分散強化型(ODS)鋼は、第四世代炉の被覆管として有望視されている。本稿では、日本およびフランスで進められてきたODSフェライト/マルテンサイト鋼の開発状況の概要を述べる。まず、ODSフェライト/マルテンサイト鋼の化学組成を示す。次にフェライト系ODS鋼およびマルテンサイト系ODS鋼について、それぞれ再結晶および
/
相変態を利用した製管・組織制御技術について述べる。最適化された製造技術は基本的に両国共通である。端栓接合技術としては、加圧抵抗溶接法の開発が進められている。ODSフェライト/マルテンサイト鋼が優れた高温強度と耐照射性を有することが確認されている。
西 宏
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.269 - 274, 2006/02
被引用回数：4 パーセンタイル：30.68(Nuclear Science & Technology)拡散接合継手のシャルピー衝撃試験の吸収エネルギーが小さい原因を明らかにするため、ステンレス鋼とアルミナ分散強化銅の直接拡散接合継手と金インサートを用いた拡散接合継手について、接合界面部に切欠きを付けた試験片の計装化シャルピー衝撃試験と静的3点曲げ試験を行い、その破壊挙動を比較した。また、有限要素法により引張りとシャルピー試験片の弾塑性解析を行い、両試験片の変形特性の相違を検討した。その結果次の結果を得た。衝撃試験と静的曲げ試験結果は等しく、接合継手の吸収エネルギーの低下は、最大曲げ荷重の低下により起こる。これは、接合継手曲げ試験片の切欠き底では両材の応力-ひずみ特性が異なるため、低強度部材のアルミナ分散強化銅界面近傍に変形が集中するためであり、シャルピー吸収エネルギーの低下は切欠き底の変形が一様でなく、局部的に集中するために起こる。
山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 佐藤 聡; 毛利 憲介*
Journal of Nuclear Materials, 335(1), p.33 - 38, 2004/10
被引用回数：8 パーセンタイル：48.81(Materials Science, Multidisciplinary)分散強化銅(DSCu)とステンレス鋼はITER遮へいブランケットのヒートシンク材や構造材の候補材料であり、これらは高温静水圧(HIP)法により接合される。本研究では、照射損傷量が約1.5dpaの材料を用いて引張試験や衝撃試験を行い、HIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を調べた。引張試験の結果、HIP接合材の引張強度はDSCu母材の引張強度と同等であり、中性子照射後も同様の特性を示した。一方、接合界面における主要元素の拡散による影響で、HIP接合材の衝撃特性はDSCu材の衝撃特性より小さかった。衝撃特性の低下は、中性子照射効果の影響より、接合による影響のほうが大きかった。
斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義
Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12
被引用回数：37 パーセンタイル：89.18(Materials Science, Multidisciplinary)現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000
・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。
秦野 歳久; 黒田 敏公*; Barabash, V.*; 榎枝 幹男
Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1537 - 1541, 2002/12
被引用回数：4 パーセンタイル：29.25(Materials Science, Multidisciplinary)ITER第一壁においてベリリウムとアルミナ分散強化銅の冶金的に接合した構造体が必要である。そこで熱伝導がよく、高い接合強度が得られる高温等方加圧接合法を適用することにした。しかし、直接接合すると熱膨張率の差及び接合面での脆い金属間化合物の生成により十分な性能を有する接合体が得られない問題があった。これらの問題を解決するために、応力緩和及び反応抑止を目的として第3金属を中間層として挿入する方法を考案した。中間層材質,中間層成膜方法,HIP条件等をパラメータに機械試験と金相観察により評価することによって、これらを最適化し良好な性能を発揮する二種類の接合方法を選定した。選定した条件は中間層にアルミ/チタン/銅、接合温度555と中間層に蒸着した銅、接合温度620である。さらにそれら接合体の熱負荷試験により性能を比較し、熱機械特性について考察した。
内田 宗範*; 石塚 悦男; 秦野 歳久; Barabash, V.*; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1533 - 1536, 2002/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.41(Materials Science, Multidisciplinary)ITER第1壁の開発を目的として、Al,Ti,Cuから成る中間層及びCu中間層を用いて製作したベリリウム/銅合金接合体の熱負荷試験を実施し、試験体の健全性を調べた。除熱性能を確認した後に、接合部温度が約200Cとなる熱負荷条件(5MW/m
)で15秒加熱,15秒冷却で1000回の熱サイクル試験を実施した。Al/Ti/Cu中間層の試験体は、1000回まで良好な除熱性能を維持したが、Cu中間層を用いた試験体は除熱性能の低下が見られた。試験後、接合部の断面を調べた結果、接合体のコーナー部の接合界面において剥離が確認され、これが熱伝導の低下を招いたものと推定された。
西 宏; 荒木 俊光*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1234 - 1237, 2000/12
被引用回数：17 パーセンタイル：72(Materials Science, Multidisciplinary)ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅(DS Cu)とステンレス鋼の接合継手は熱応力や電磁力を受けるため、疲労強度の評価が重要である。そこで両材の直接拡散接合継手と金インサート拡散接合継手について低サイクル疲労試験を行い、次の結論を得た。(1)直接拡散接合継手では試験片は低ひずみ範囲で接合界面より破断し、疲労強度はDS Cuより低下する。これは界面にできた再結晶層や金属間化合物が原因である。(2)金インサート継手では界面破断はなくなり、直接接合継手に比べ疲労強度は大きく増加し、DS Cu母材の疲労強度が得られた。(3)ステンレス鋼とDS Cuの変形抵抗の大小関係はひずみ範囲により異なるため、疲労試験片のひずみ分布もひずみ範囲により異なる。このため試験片の破断箇所はひずみ分布に依存し、ひずみ範囲により異なる。
鈴木 哲; 江里 幸一郎; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.343 - 348, 2000/11
被引用回数：5 パーセンタイル：37.66(Nuclear Science & Technology)サドル型及び平板型断面をもつダイバータ試験体の熱疲労実験について報告する。試験体の冷却管はアルミナ分散強化銅(DSCu)を使用しており、従来の無酸素銅製冷却管に比べ、強度に優れている。実験はITERダイバータ板の熱負荷条件を模擬して、熱負荷5MW/mの下でくり返し加熱を実施した。この結果、試験体の冷却管は約400サイクルの加熱で一部が破損し、冷却水の漏洩が認められた。SEMによる観察では、冷却管内外層にクラッドした無酸素銅皮膜には疲労破面に特有のストライエーションが認められたが、DSCu層には顕著な疲労の痕跡は観察されなかった。DSCu層の破面は無特徴であり、脆性的な破壊の様相が認められたため、冷却水バウンダリを構成する部材としてDSCuを使用するには、特に応力集中部の寿命評価に十分な注意を払う必要があることがわかった。
秦野 歳久; 後藤 正宏*; 山田 哲二*; 野村 雄一郎*; 斉藤 正克*
Fusion Engineering and Design, 49-50, p.207 - 212, 2000/11
被引用回数：3 パーセンタイル：26.42(Nuclear Science & Technology)核融合実験炉においてプラズマ対向機器の一つであるブランケットの使用材料はヒートシンクにアルミナ分散強化銅、構造材にステンレス鋼を冶金的に接合することが提案されている。その接合部は多くの研究から機械的な強度が低下することがわかっているが、解析的に接合部に集中する応力を解くことは非常に困難である。本研究は異材料接合体の破壊挙動評価としてASTMの規格をもとにき裂進展試験を実施した。試験片は接合部にき裂を入れたものと接合部に垂直にき裂を入れたものを用意し、破壊力学からモードIによる挙動を評価した。試験結果より、接合部のき裂は各母材よりも速く進展し、接合部に対して垂直なき裂は接合部に到達したときの応力拡大係数により異なる挙動を示した。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 秋場 真人
JAERI-Research 2000-006, p.57 - 0, 2000/02
JAERI-Research-2000-006.pdf:20.86MB
現在、ITER等の大型トカマク炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてタングステン合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたタングステンと銅合金の接合技術の開発に着手し、現在までにタングステンと無酸素銅の直接接合は母材強度を達成している。今回はタングステンと、ITERのヒートシンク材候補材であるアルミナ分散強化銅との接合試験を行った。その結果、残留応力や酸化物の形成などの理由により、直接接合は困難であることがわかった。しかし、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合に成功した。引っ張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要であることがわかった。このときの強度はタングステン/無酸素銅接合体や1000で処理した無酸素銅の強度をやや上回ることがわかった。
土谷 邦彦; 中道 勝; 河村 弘
Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366), p.988 - 999, 2000/00
核融合炉ブランケット構造において、異材接合が必要であり、各種材料とステンレス鋼との接合技術開発が行われている。接合方法のうち、摩擦圧接法が配管接合部における異種材接合に有望な方法の一つである。本研究において、耐スエリング性、高強度を有するアルミナ分散強化銅(Al-15)に着目し、Al-15/SUS316接合材を摩擦圧接法により製作し、中性子照射における接合材の機械的特性の影響を調べた。中性子照射は、JMTRにて中性子照射量:6.5~10
10
n/cm、照射温度:290~500Cの条件で行った。引張試験の結果、Al-15/SUS316接合材はAl-15母材部で破断したが、引張強度は、Al-15母材と比較して約15%低下していた。また、銅合金母材の引張試験結果は、ほかの機関で得られた結果と比較し、照射効果を明らかにするとともに、接合材の照射特性について考察した。
秦野 歳久; 佐藤 聡; 橋本 俊行*; 喜多村 和憲*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(10), p.705 - 711, 1998/10
被引用回数：1 パーセンタイル：15.03(Nuclear Science & Technology)核融合炉における遮蔽ブランケットの第一壁は、アルミナ分散強化銅の熱シンク層とステンレス鋼の冷却管を拡散接合の一種であるHIP接合により一体化する複合構造を有する。このような異材接合複合構造体の疲労寿命を評価するため、第一壁部分モデルをHIPにより製作し、低サイクル疲労試験を行った。全ての試験片において初期き裂はステンレスの冷却管内部に発生し、これは解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。試験及び解析結果の比較より第一壁HIP構造体の疲労寿命はステンレス母材の疲労データよりも長寿命側であることが明らかとなった。また、第一壁構造体のHIP接合部の疲労寿命も材料試験で得られた疲労データよりも長寿命側であった。このことは、材料試験で得られる設計疲労曲線に基づいた第一壁疲労寿命が十分な安全率を有することを示唆しているものと考えられる。
佐藤 聡; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 古谷 一幸; 戸上 郁英*; 高津 英幸
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.609 - 614, 1998/00
被引用回数：10 パーセンタイル：63.67(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)の基本性能段階(BPP)において設置される遮蔽ブランケットは、高熱負荷を受ける第一壁と熱シンクである銅合金の中にステンレス鋼製冷却管を配する構成とし、これらをステンレス鋼製の遮蔽ブロックに接合する構造となっている。原研では、この遮蔽ブランケットの製作方法として、高温静水圧(HIP)法を用いて銅合金/銅合金及び銅合金/ステンレス鋼、ステンレス鋼/ステンレス鋼の接合を同時に行う手法を提案しR&Dを進めてきた。本稿では、ブランケット構造体開発の一環として行ってきた製作技術開発に関し、HIP条件の最適化及びHIP継手の機械強度試験、小規模及び中規模モックアップの製作・熱負荷試験等をまとめて報告する。
西 宏; 荒木 俊光*; 衛藤 基邦
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.505 - 511, 1998/00
被引用回数：27 パーセンタイル：87.41(Nuclear Science & Technology)ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の拡散接合について、インサート材として金、無酸素銅、ニッケル箔を用いて、インサート材や接合条件が接合強度に及ぼす影響を明らかにした。(1)金インサート材の引張強度は銅やニッケルインサート材より高く、アルミナ分散強化銅母材の強度が得られる。(2)直接接合材のシャルピー強度は母材の20%であるが、金インサート材では衝撃強度を50%まで上昇させることができる。(3)金、銅インサート材ではインサート材中に金属間化合物が生成する。ニッケルインサート材ではカーケンダルボイドが生成し、接合材はこのボイド部より破壊する。(4)銅インサート材では分散強化銅と銅インサート材の界面より破壊する。これは銅同士の拡散速度が小さいため、接合性が悪いためと考えられている。
秦野 歳久; 黒田 敏公*; 岩立 孝治*; 大崎 敏雄*; 榎枝 幹男; 高津 英幸
Fusion Technology 1998, 1, p.97 - 100, 1998/00
核融合炉内構造物はプラズマ対向壁として銅の熱シンク上にベリリウムアーマを接合することが提案されている。本研究ではアーマと熱シンクの接合において熱間静水圧法(HIP)の適用を試みた。ベリリウムとアルミナ分散強化銅接合体のHIP条件を選定するために行ったスクリーニング試験では、金相観察と機械試験の結果より接合条件としてTi/Cu中間層でHIP温度580CとAl/Ti/Cuの中間層でHIP温度550Cを選定し、その結果をもとに小型第一壁モックアップを試作した。製作したモックアップは10mm厚さのベリリウムタイル4個と肉厚1mmのステンレスの冷却管をもつ20mm厚さの銅の熱シンクで構成される。HIP後の外観検査よりベリリウムと銅の接合部は健全であった。
斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 和義; 秋場 真人
Fusion Technology 1998, Vol.1, p.113 - 116, 1998/00
現在、ITER/EDAを始めJT-60SU等の大型トカマク炉の設計ではプラズマ対向材料として高融点タングステン合金の検討が行われている。特にダイバータのアーマ材にタングステンの適用が考えられており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。そこでわれわれは高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing:HIP)法を用いたタングステンと銅合金との接合技術の開発に着手した。その結果、最適接合条件は1000C2h98MPa~147MPaであり、強度はHIP処理した無酸素銅母材とほぼ同じであった。破断箇所は接合界面又は無酸素銅母材側であった。一方、タングステンとアルミナ分散強化銅との接合試験の結果は、アルミナ分散強化銅中に含まれる酸素のために、接合界面にタングステン酸化物が形成されることがわかった。
