Evaluation of residual stress relaxation in a rolled joint by neutron diffraction

林 眞琴*; Root, J. H.*; Rogge, R. B.*; 徐 平光

Quantum Beam Science (Internet), 2(4), p.21_1 - 21_16, 2018/12

AA2018-0259.pdf:2.23MB

https://doi.org/10.3390/qubs2040021

The rolled joint of pressure tube, consisting of three axial symmetric parts, modified SUS403 stainless steel, Zr-2.5Nb pressure tube and Inconel-718, has been examined by neutron diffraction for residual stresses. It was heat treated at 350C for 30, 130 and 635 hours to simulate the thermal aging of the rolled joint over the lifetime of the advanced thermal reactor at 288C for 1, 5 and 30 years. The crystal lattice strains at various locations in the rolled joint before and after the aging treatments were measured by neutron diffraction and the residual stress distribution in the rolled joint was evaluated by using the Kroner elastic model and the generalized Hooke's law. In the crimp region of the rolled joint, it was found that the aging treatment had weak effect on the residual stresses in the Inconel and the SUS403. In the non-aged Zr-2.5Nb, the highest residual stresses were found near its interface with the SUS430. In the Zr-2.5Nb in the crimp region near its interface with the SUS430, the average compressive axial stress was -440 MPa, having no evident change during the long-time aging. In the Zr-2.5Nb outside closest to the crimp region, the tensile axial and hoop stresses were relieved during the 30 hours aging. The hoop stresses in the crimp region evolved from an average tensile stress of 80 MPa to an average compressive stress of 230 MPa after the 635 hours aging, suggesting that the rolled joint had a good long-term sealing ability against the leakage of high temperature water.

Radiation defects in heavy ion-irradiated nickel at low temperature by X-ray diffuse scattering

前田 裕司*; 松本 徳真; 加藤 輝雄; 須貝 宏行; 大塚 英男*; 左高 正雄

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 232(1-4), p.312 - 316, 2005/05

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2005.03.064

本研究は原子力材料での照射効果の機構を理解するために、重要な研究課題の一つであるカスケード損傷の構造を明らかにすることを目的としている。照射欠陥の生成や回復などの過程はこれらを凍結することでその素過程を調べることができるため、極低温での実験が不可欠である。しかし、このような低温での研究の報告例は少ない。また、微小サイズの照射欠陥を調べるには電子顕微鏡でも困難であり、最も有力な測定方法としてX線散漫散乱法がある。X線散漫散乱はブラック角近傍のX線の散乱である。本報告は低温のままで重イオン照射とX線回折ができるクライオスタットを開発し、これを用いてX線散漫散乱の測定による照射欠陥の解析をしたものである。実験はNi単結晶試料にタンデム加速器の127MeVのヨウ素イオン(I)を16Kの温度で照射し、35K以下の温度でX線散漫散乱の測定を行った。その結果、散漫散乱強度はqをブラック角からのずれとして、q乗及びq乗の依存性が観測された。これは、生成された欠陥は点欠陥だけではなく、クラスターも形成していることを示すことから、カスケード損傷の形成を示唆するものである。また、室温までの焼鈍により、クラスターは格子間原子型では成長し、空孔型では変化しないことがわかった。

Data-Free-Way; Attempt at developing distributed database for nuclear materials

衣川 純一*; 藤田 充苗*; 野田 哲治*; 辻 宏和; 加治 芳行; 崎野 孝夫*; 舘 義昭*; 金田 健一郎*; 益子 真一*; 志村 和樹*; et al.

Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.134 - 135, 2000/00

金材技研、原研、サイクル機構及び科学技術振興事業団の4機関が共同して各々の得意分野の材料データを提供し、高速電送回線を介してインターネット上で相互利用が可能な分散型材料データベースシステム(データフリーウェイシステム)の開発を進めてきた。今後、データフリーウェイに基づいた定量的知見の抽出とその抽出した定量的知見の機械可読形式での保存(知識ベースの創製)、オントロジーやXMLの導入によるシステムの高度化を計画している。

Distributed database system for advanced nuclear materials (Data-Free-Way)

辻 宏和; 横山 憲夫; 藤田 充苗*; 加納 茂機*; 舘 義昭*; 志村 和樹*; 中島 律子*; 岩田 修一*

Advances in Science and Technology, 24, p.417 - 424, 1999/00

金材技研、原研及び動燃は、平成2年度から6年度までの共同研究で、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを構築した。このシステムをさらに発展させるため、新たにJSTを加えた4機関で利用技術の開発を柱とした共同研究を平成7年度から11年度までの5年間の計画で開始した。初期のシステムでは特定回線を確保してデータの相互利用を行っていたが、この共同研究では、最近の急速なインターネットの普及と高速電送回線の整備に対応してシステムの充実を図った。データフリーウェイに収録されているステンレス鋼の照射関連のデータを用いて、スウェリング特性、引張特性、疲労特性等に及ぼす中性子照射効果を抽出し、データベースの有用性を示した。

日本原子力研究所東海研究所における材料研究

勝田 博司; 中島 甫

まてりあ, 37(11), P. 960, 1998/11

https://ci.nii.ac.jp/naid/10002546637

原研、東海研究所における材料研究のこれまでの経緯と、これからの展開予定についての概要の記述である。平成10年に、東海研究所の材料研究の中心的役割を果たしてきた材料研究部と燃料研究部を再編して、物質科学研究部とエネルギーシステム研究部を発足させた。前者では、原子力エネルギー利用で遭遇する種々の放射線場において、水素からアクチニドまでの化合物を対象に、その物理的及び科学的特性を原子核からマクロスケールに亘って研究し、原子力環境に優れた新素材及び材料の開発に貢献する。一方、後者では、多様なエネルギー戦略のシナリオに柔軟に対応できる将来型原子力システムの構築を材料の面から支える研究を展開する。

原子力用材料データフリーウェイのWWW用インターフェイスの作成

志村 和樹*; 中島 律子*; 藤田 充苗*; 栗原 豊*; 辻 宏和; 横山 憲夫; 舘 義昭*; 加納 茂機*; 岩田 修一*

JAERI-Tech 97-047, 22 Pages, 1997/10

JAERI-Tech-97-047.pdf:2.39MB

金材技研、原研及び動燃は、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを構築した。これをさらに発展させるため、新たにJSTを加えた4機関で利用技術の開発を柱とした共同研究を始めた。初期のシステムでは特定回線を確保してデータの相互利用を行っていたが、この共同研究では、最近の急速なインターネットの普及と高速電送回線の整備に対応してシステムの充実を図った。この共同研究の活動を、平成9年3月24日~26日に、東大で開催された日本原子力学会「1997年春の大会」において報告した。本報は、その発表記録として、学会発表要旨集に収録された要旨及び発表に用いたViewgraphを示すとともに、その各々のViewgraphに対する説明を収録したものである。併せて、学会発表会場における質疑応答も収録した。

原子力開発の技術基盤としての材料R&D

近藤 達男; 菱沼 章道; 野田 健治; 衛藤 基邦; 辻 宏和; 中島 甫; 木内 清; 大野 英雄; 小川 徹; 大道 英樹; et al.

原子力工業, 39(8), p.1 - 80, 1993/08

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001074218

来世紀に向けた新しい原子力システムには、材料はその実現の鍵の一つと考えている。本論文は原研の材料研究のうち、基盤技術研究のカテゴリーの活動成果及び今後の方向をまとめたものである。I.原子力材料基盤強化のための材料研究。II.新型原子炉材料研究の最前線(1)核融合,(2)高温ガス炉。III.原子力プラント材料耐久性挙動の予測とデータベース。IV.新しい素材設計と物質探索。V.エネルギービームを利用した機能性材料の開発。VI.原子力システム環境対応耐久性新素材の開発。VII.新しい材料照射試験施設と材料試験技術開発。(1)照射試験施設,(2)材料試験技術開発

原子力材料研究における第一原理計算・分子動力学シミュレーションと実験的エビデンス

鈴土 知明

no journal, , 

原子力機構・システム計算科学センターでは長年にわたって原子力材料の照射や経年による劣化現象のモデリング研究を行っている。本発表では、原子力材料モデリング研究分野全体を俯瞰して解説するとともに、最近の我々の研究活動や成果について述べる。

原子力材料開発におけるミニチュア試験技術の重要性と課題

丹野 敬嗣

no journal, , 

原子力材料は、炉の運転中あるいは停止中に要求される性能(強度、形状、密閉性等)が担保されていることが必要であり、照射の影響を評価するための照射後試験が欠かせない。しかしながら、他の産業界での試験と異なり照射後試験には、照射スペースや試料のハンドリングなど様々な制約があり、ミニチュア試験が重要となる。これまでに実施したミニチュア試験の紹介として、被覆管のリング引張試験、イオン照射試験片を用いた不均一変形評価、ミニチュア破壊靭性試験を取り上げる。今後、限られた照射場や機会を最大限生かすためには、各研究機関の強みを生かしたミニチュア試験技術開発を進める必要があり、相互交流を深めて役割分担を図っていくことが必要である。