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物質科学研究部; 核融合工学部(東海駐在)
JAERI-Review 2004-018, 97 Pages, 2004/08
JAERI-Review-2004-018.pdf:18.92MB
低放射化フェライト鋼F82H及び数種の類似鋼を対象に、ここ数年間に渡り照射挙動の評価を精力的に実施してきた。この結果、使用下限温度の明確化と照射による劣化への対策等を得ることを目指す高照射量実験について、(1)弾き出し損傷にして20dpaまで、延性脆性遷移温度(DBTT)の上昇への照射効果の評価を達成し、また、同位体調整したニッケルやホウ素の微量添加手法を用い、(2)DBTT上昇へのHe原子の助長効果についての実験的解析を進め、さらに、(3)高温高圧水中低速引張試験により、環境割れへの照射効果等の概要を得ることができた。加えて、照射後試験装置の開発や関連研究の進捗が得られた。本報告書は、これらの結果をまとめたものである。なお、得られた結果は、低放射化フェライト鋼が核融合炉への使用に対し高い適合性を持つことを示している。
杉本 昌義; 竹内 浩
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.198 - 201, 2004/08
被引用回数：4 パーセンタイル：29.26(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は加速器型中性子源で核融合炉材料開発を行うものであり、安定連続運転の実現が重要である。稼働率向上には、ビーム損失による構成機器の放射化を防ぎ、保守作業開始までの冷却時間の短縮が要である。重陽子及び2次中性子線による放射化を考慮し、1日程度の冷却で保守作業可能な放射線レベルとなるよう、材料選定を行った。加速器には工学的理由から空洞用に銅,ビームダクト用にアルミが使用される。これらが定常的ビーム損失で強く放射化しないよう、損失量を5nA/mまで抑える。その実現にはビームサイズに対し、ビーム通過孔に十分な余裕を持たせるとともに、ビーム径方向に広がる分布のすそ野をカットするためのスクレーパが必要である。候補材としては高Zであるタンタルがよいことがわかり、スクレーパの設置場所や構造,周囲の遮蔽等を決定した。加えて、施設寿命後の放射化量の減衰まで考慮すると、空洞やビームダクトへの低放射化材料コーティング等が重要となる。
小西 哲之*; 木村 晃彦*; 秋場 真人; 中村 博雄; 長坂 琢也*; 室賀 健夫*; 長谷川 晃*; 松井 秀樹*
日本原子力学会誌, 46(5), p.311 - 322, 2004/05
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合中性子照射による材料特性や材料寿命の実証のための核融合炉模擬の高エネルギー中性子照射施設であり、国際エネルギー機関(IEA)のもとで、日本,欧州,米国,ロシアの国際協力により進められている。このIFMIF計画は、平成12年から平成14年に渡り、IFMIFの実現に必要な要素技術の開発のため、加速器・ターゲット・テストセル・設計統合に関する要素技術確証フェーズ活動(IFMIF/KEP活動)を実施した。国内では、大学と原研の密接な連携協力によりIFMIF/KEP活動を実施した。加速器では、ECRイオン源の4週間連続運転、ターゲットでは、14m/sまでのLi流動、テストセルでは、均一な試験片温度制御等、IFMIFの実現に必要で、重要な要素技術はほぼ確証された。今後は、これらの要素技術を基礎とした長時間安定運転に必要な各系の工学実証と建設に必要な工学設計が必要である。
若井 栄一; 菊地 賢司; 山本 春也; 有賀 武夫; 安堂 正巳; 谷川 博康; 田口 富嗣; 沢井 友次; 岡 桂一朗*; 大貫 惣明*
Journal of Nuclear Materials, 318, p.267 - 273, 2003/05
被引用回数：70 パーセンタイル：96.81(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉や核破砕材料のスエリング挙動に及ぼすガス原子の影響を調べるために、He/dpaとH/dpa比をパラメータにしてFeとHeとHまたはFeとHeイオンを同時に照射するシミュレーション実験を行った。照射は500
C
620Cで50dpaまで行い、試料はマルテンサイト鋼のF82Hを用いた。スエリングは530Cまで2重同時照射に比べて3重同時照射によって増加し、水素はキャビティの成長過程に大きな影響を及ぼした。核融合炉条件では500Cで最大3.2%になり、照射温度の上昇とともに減少した。また、50%冷間加工や90appmの炭素予注入法によってそれぞれ1.4%と0.5%に低下した。他方、核破砕条件ではキャビテイが高密度に形成し、スエリングは530C以下で核融合条件に比べて小さく、照射温度とともに減少したが、620Cでは高濃度に存在するHeのガス圧によって増加した。転位密度は温度上昇とともに減少したが、He/dpaとH/dpaには依存しなかった。これらのスエリング挙動はキャビティの成長速度に対するキャビティと転I位の数密度及びキャビティ内のガス圧を考慮した反応速度論によって定性的に説明できた。
山田 禮司; 井川 直樹; 田口 富嗣; 實川 資朗
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1215 - 1220, 2002/12
被引用回数：24 パーセンタイル：80.63(Materials Science, Multidisciplinary)SiC繊維強化SiC/SiC複合材料(SiC/SiC)は、核融合炉の先進的ブランケット構造材料と目されている。構造設計の点から、最大熱応力を設計強度以内に抑えるため、材料には高熱伝導性が要求されている。最近開発された焼結SiC繊維は高熱伝導率を有しており、それを用いたSiC/SiC複合材料もまた高熱伝導性を示すことが期待される。ここでは、CVIとPIP法により焼結SiC繊維を用いて複合化し、それらの熱伝導率を評価した。その結果、CVI及びPIPによる複合材では、室温でそれぞれ、60W/mK,25W/mKの値をえた。これらの値は、非焼結SiC繊維の複合材の熱伝導率と比較すると、非常に大きく開発材料の有望性を示している。焼結及び非焼結SiC繊維のSiC/SiC複合材の熱伝導解析を有限要素法で行い、実験結果を裏付ける計算結果を得た。
中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出男*; Loginov, N.*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1675 - 1679, 2002/12
本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の要素技術フェーズ(KEP)として、日本,欧州,ロシアの国際分担で実施中の液体リチウム(Li)ターゲット系の要素技術確証試験とその設計の現状について述べる。Liターゲット系の重要課題は、10MW入熱による超高熱負荷(1GW/m
)の除熱のための最大20m/sの自由表面Li流の長時間安定維持の実現である。そのため、日本ではLi流を模擬したジェット水実験により、2段絞りノズル形状の妥当性を明らかにし、ターゲットノズルの設計及びLi流実験計画に反映させた。また、Liループの過渡解析を行い、制御系の運転条件を定めた。なお、欧州では、流動中の泡測定,不純物制御実験,安全解析等を実施中である。ロシアは、Liループ実験計画を検討中であり、これらの3極の活動の進展について総合的に報告する。
Ehrlich, K.*; Bloom, E. E.*; 近藤 達男
Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.79 - 88, 2000/12
被引用回数：86 パーセンタイル：97.75(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉材料開発20年を経た時点で実験炉,実証炉の段階に合わせた材料開発のあり方を国際ワークショップ(平成10年10月、デンマーク)で論じた結果を踏まえてまとめたものである。第1章では核融合開発における材料研究の意義と役割、第2章では材料に要求される課題の解決と開発目標、第3章は開発上の問題点と実現性の考察、第4章では具体的な候補材料についての開発戦略とそれらの評価,選択、第5章は開発の鍵をにぎる強力中性子源施設の建設実現の戦略と材料開発の整合、第6章はこれらの活動の基盤となる国際協力の進め方、そして結論から成っている。本報告はICFRM-9の招待講演に指名されている。
石井 敏満; 近江 正男; 齋藤 順市; 星屋 泰二; 大岡 紀一; 實川 資朗; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1023 - 1027, 2000/12
被引用回数：12 パーセンタイル：62.16(Materials Science, Multidisciplinary)国際エネルギー機関(IEA)が概念設計した加速器型中性子源を用いた国際核融合材料照射装置(IFMIF)は、核融合炉材料開発に不可欠な照射装置である。しかしながら、照射体積に制限があるため微小試験片試験技術(SSTT)の確立が必要となる。そこで、大洗ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発し、照射済フェライト鋼試験片のSP試験を行った。本報では、照射後SP試験方法、装置概略及び試験結果について述べる。SP試験片は、10mm角で長さ0.25mmの平板型、及び直径3mmで厚さ0.25mmのTEMディスク型である。また試験は、真空又は不活性ガス中で93K~1123Kの範囲で実施できる。フェライト鋼の試験の結果、SP試験で求めた中性子照射に伴う延性ぜい性遷移温度の変化量は、シャルピー衝撃試験で求めた遷移温度の変化量に良く一致した。
中村 博雄; 森本 裕一*; 落合 謙太郎; 杉本 昌義; 西谷 健夫; 竹内 浩
JAERI-Review 2000-016, 47 Pages, 2000/10
JAERI-Review-2000-016.pdf:3.15MB
本研究計画は、第三段階核融合研究開発基本計画における核融合中性子工学に関する研究の具体化を目的としている。核融合原型炉実現までの核融合中性子工学における研究開発の全体像を明らかにして、効率的な研究開発の推進に資する。また、ブランケット・材料開発計画での核融合中性子工学の役割を明確にする。本計画書では、研究開発として、ブランケット・材料開発での遮蔽・増殖性能、種々の材料に関する核特性の研究評価、センサー材料・絶縁材料等の機能性材料、構造材料の照射基礎過程の研究、炉内計装技術の開発研究について述べた。また、その研究開発に必要な照射装置については、現在の主力装置の核融合中性子源施設(FNS)の利用法と改造計画、今後の主力となる国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発研究についての記述した。
近江 正男; 齋藤 順市; 石井 敏満; 星屋 泰二; 實川 資朗
JAERI-Conf 99-009, p.151 - 162, 1999/09
核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得る装置は、d-Liストリッピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢である。この中性子源の計画は、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限され、微小試験片技術の開発が必須である。また、本技術は軽水炉寿命延長に必要とされる。ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。本装置は、ホットセル内への装置完了後、SP試験法の能力確認と標準化を目的としたラウンドロビン試験を実施した。本発表では、装置の概要及びラウンドロビン試験の結果を報告する。
實川 資朗; 内藤 明; 瀬川 潤*
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.87 - 91, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.57(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉材料開発のための中性子照射には核分裂炉が用いられることが多いが、必要な損傷速度が極めて高いため使用できる炉や照射体積は限られる。このため試験片の微小化は重要な照射試験技術である。破壊特性に対する試験片寸法や形状の影響は比較的大きい。試験片形状の最適化と微小化のために、J
値やJ-R曲線に対するこれらの影響を評価した。試験片には大きさと形状を変えた7075-T6アルミニウム合金の3点曲げ試験片を用いた。試験片の幅と厚さは1.25~20mmの範囲で、a/W値は0.125~0.6の範囲で変化させた。JやCODには試験片寸法や形状の効果は強く現れなかったが、J-R曲線やJ値の範囲はリガメント長さに強く依存した。これは測定できるJ値の範囲はリガメント長さに依存することを示す。
野田 健治; Ehrlich, K.*; 實川 資朗; Moeslung, A.*; Zinkle, S.*
Journal of Nuclear Materials, 258(263), p.97 - 105, 1998/10
被引用回数：20 パーセンタイル：81.49(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の役割は、(1)核融合材料の開発、(2)核融合DESO炉の設計用材料データベースの取得等である。ここでは、IFMIFの概念設計活動(IFMIF-CDA)のためのユーザー要求を試験すべき材料、試験の形式、微小試験片技術、照射条件等について示される。試験すべき材料としては、フェライト鋼、V合金、SiC/SiC複合材料等の構造材料、Li
O及びLiTiO
等の増殖材料、炉内構造物絶縁及びRF窓等の絶縁セラミック材料等であり、試験の形式としては、照射後試験と運転条件下での材料特性を調べるための照射下その場実験がある。また、照射条件としては、必要な中性子束、照射試験体積、中性子束勾配、中性子スペクトル、材料損傷パラメータ等についてふれる。
芝 清之; 菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 74(5), p.436 - 441, 1998/05
低放射化フェライト鋼は、これまでの候補材料であるオーステナイト系ステンレス鋼に比べて熱的特性に優れ、より高熱流束での使用に耐えることから、熱効率に優れた核融合炉が実現できる。また誘導放射能が低いなどの利点も多いことから、低放射化フェライト鋼は原型炉以降の核融合炉の第一壁・ブランケット材料の最も有力な候補材料とされている。原研で設計を進めている原型炉(SSTR)でも低放射化フェライト鋼(F82H鋼)を第一候補としている。低放射化フェライト鋼の研究・開発は主にIEA協定下の多国間協力により行われており、既に多くの照射・非照射データが蓄積されている。ここでは、現在、各国で多く行われている低放射化フェライト鋼研究の現状と、現在までに得られている照射・非照射データについて述べる。また現在認識されている問題点と今後の開発計画についても述べる。
荒井 長利; 伊藤 久義; 寺井 隆幸*; 石野 栞*
ECN-R--98-005, p.113 - 124, 1998/00
HTTRを用いた先端的基礎研究は高温照射環境を利用する応用理工学研究を対象とする。提案された研究テーマは新素材開発、放射線化学、核融合研究及び高温計測技術開発などの分野における様々な科学技術的に興味深い課題を含んでいる。HTTR照射試験の可能性と優先性を確かめるため、幾つかのテーマについて予備試験を実施している。本論文では先端的基礎研究の全体的な意義と範囲、予備試験テーマの研究方法とこれまでの試験結果の概要及びHTTR実照射試験に向けての今後の準備計画などを報告する。この報告は、将来的にHTTR照射試験研究の一部を国際共同研究として計画する考えに基づいて、海外の高温ガス炉関連研究機関との最初の情報交換のため、OECD/NEA/NSC主催のワークショップにて行うものである。
O sintered pellets八巻 大樹; 谷藤 隆昭; 野田 健治
Fusion Engineering and Design, 39-40, p.723 - 729, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.49(Nuclear Science & Technology)本研究では、中性子照射した酸化リチウム単結晶試料からのヘリウム放出挙動を観測した。熱中性子照射試料に対する等速昇温測定実験においては、いずれの試料も単一の放出ピークを観測した。このピーク温度は、単結晶粒が大きくなるほど、また中性子照射量が多くなるほど高くなった。このピークは単結晶粒内拡散律速によるものと考えられる。このことは、以前に行われた、酸化リチウム焼結体試料からのヘリウム放出挙動との比較からも裏付けられる。また、高速中性子で重照射(Li燃焼度5%)を行った試料からのヘリウム放出曲線は、大きな放出ピークの上に、いくつもの細かいピークが重なって観測された。このことは、重照射によって、試料中に細かいクラックが多数入っていることを示唆していると考えられる。
滝沢 真之; 木内 清; 石塚 秀俊*; 岡本 眞實*; 藤井 靖彦*
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1066 - 1072, 1998/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)原子・イオン状態の水素が金属を容易に透過するPDP現象は、核融合炉を開発する上でトリチウム漏えいの観点から重要な問題である。PWIの研究に際して考慮する必要のあるスクレイプオフ層のプラズマでは、低エネルギーの原子、イオン、さらには電子が存在するため、これら粒子を同時に取り扱うことの可能なECR放電プラズマ発生装置を使用してPDP実験を行っているが、プラズマ放電による透過実験では入射流量の把握は難しい。本研究ではプラズマ中の原子及びイオン状態の水素密度を計算により求め、入射がプラズマ中の水素原子・イオンの相互拡散及び両極性拡散により生じると仮定して、流量の評価を行った。ここでは密度計算に必要な電子温度、電子密度、プラズマ電位の他、Hのスペクトルを測定し、透過流量から別途求めた入射流量と、計算により求めた原子、イオン密度との関係を評価した。
March 1996放射線高度利用センター
JAERI-Review 96-017, 277 Pages, 1997/01
JAERI-Review-96-017.pdf:12.81MB
本年次報告は、高崎研究所イオン照射研究施設(TIARA)で、1995年4月から1996年3月までの間に実施された研究活動をまとめたものである。1)宇宙用半導体、2)バイオテクノロジー、3)放射線化学及び有機材料、4)無機材料、5)材料解析、6)核化学及びラジオアイソトープ製造、7)加速器施設の放射線遮蔽、8)加速器技術の8部門にわたる84編の研究報告と、施設の運転・利用状況、公表された文献、企業・大学との研究協力関係、研究開発・施設運営組織を収録する。
工藤 久明; 笠井 昇; 貴家 恒男; 瀬口 忠男
Irradiation of Polymers; Fundamentals and Technological Applications (ACS Symp. Series 620), 0, p.313 - 322, 1996/00
核融合炉用超電導磁石の有機絶縁材料として用いられる繊維強化樹脂のガンマ線照射に対する耐放射線性の照射温度依存性を調べた。77K照射では、室温照射に比べて、3点曲げ試験による曲げ強度の低下が著しく少なく、曲げ強度を初期の1/2にする線量は室温照射の25倍であった。照射による分解ガスを分析すると、水素の発生量は余り変わらなかったが、CO、CO、メタンの発生量が77Kでは著しく少なくなっていた。水素原子の引き抜き反応はC-H結合が77Kでも動けるために照射温度依存性が小さく、CO、COが放出される反応は主鎖や側鎖の分子運動が77Kでは抑制されるために照射温度依存性があると解釈された。
杉本 昌義; 北條 義文*; 金正 倫計; M.A.Chernogubovsky*; 前川 洋
NUP-A-96-10, 0, p.89 - 91, 1996/00
国際核融合材料照射試験(IFMIF)の概念設計活動が後半の2年目にはいり、他のサブシステムとのインターフェースに考慮しつつ加速器系参照設計パラメータの改訂が進められている。日本が分担している入射部の検討、超電導リニアックオプションの検討、100kW級全固体素子化高周波源の検討を中心に、コスト評価、スケジュール策定の現況について報告する。
M.A.Chernogubovsky*
NUP-A-96-10, 0, p.325 - 327, 1996/00
国際核融合材料照射施設(IFMIF)概念設計活動の加速器系における重要課題のひとつであるリニアックのRFシステムに関する検討を報告する。(1)セグメントRFQの高周波特性の解析、(2)伝送ラインに異種のフィーダーを用いず、大電流加速時に不要なモードが立たず、高周波源とのマッチング、制御信号の取出しに有利な高周波のフィード方式。
