Mechanical properties of pure tungsten and tantalum irradiated by protons and neutrons at the Swiss spallation-neutron source

斎藤 滋; 鈴木 和博; 小畑 裕希; Dai, Y.*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 34, p.101338_1 - 101338_9, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.nme.2022.101338

固体ターゲットを用いる核破砕中性子源のターゲット材料及び被覆材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムでは、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からWとTaの引張り試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が130-380C、はじき出し損傷量が10.2-35.0dpaであった。引張り試験の結果、WのうちW-Polyは照射によって脆化し、伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。W-Sinは10.2dpa照射後も全伸び約6%を示し、延性を保っていた。Taは、10.3dpa照射試料が0.7-2.6%の全伸びを示したほかは伸びがほぼ0で、弾性域で破断した。

Neutron irradiation effect on mechanical properties of SS/SS HIP joint materials for ITER shielding blankets

山田 弘一*; 佐藤 聡; 毛利 憲介*; 長尾 美春; 高田 文樹; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.631 - 637, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.012

ITER遮蔽ブランケット製作のためのステンレス鋼同士のHIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を明らかにした。その結果、ITER日本チーム提唱のHIP条件は、ステンレス鋼同士のHIP接合材が中性子照射をうける場合でも、ステンレス鋼母材相当の強度を有するHIP接合材を製作できることを明らかにした。また、HIP接合面における表面粗さRmaxが1mから30mまでならば、ステンレス鋼同士の接合体の機械的特性に変化は無いことから、遮蔽ブランケット製作の際に、接合表面加工工程の簡素化により、製作コスト低減の可能性を見いだすことができた。

Reduced activation martensitic steels as a structural material for ITER test blanket

芝 清之; 榎枝 幹男; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.243 - 247, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.018

低放射化フェライト鋼は日本では核融合炉ブランケット構造材の最有力候補として研究開発が進められている。その開発段階の一つとして、日本のITERテストブランケットは低放射化フェライト鋼F82H鋼を使って製作する予定である。ITERテストブランケットは構造材料は280330Cで約3dpaの中性子照射を受けることになる。またITERはパルス運転となるため、照射下での疲労特性も重要な問題である。さらにテストブランケットはHIPにより製造される予定であることからHIP継手の照射特性についても調べる必要がある。F82H鋼に関してはこれまでに多くの照射,非照射データが取得されており、既にデータベースが構築されている。これらのデータベースからF82H鋼のITERテストブランケット構造材としての適合性を検討するとともに今後どのようなデータを整備する必要があるのかについても議論する。

Development of a remote-controlled fatigue test machine using a laser extensometer in Hot Laboratory for study of irradiation effect on fatigue properties

石井 敏満; 米川 実; 近江 正男; 高田 文樹; 齋藤 順市; 井岡 郁夫; 三輪 幸夫

KAERI/GP-192/2002, p.157 - 166, 2002/00

原子炉構造材料の疲労特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、JMTRホットラボでは、非接触で歪測定が可能なレーザー伸び計を採用した遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。疲労試験では、分解能0.1mm,測定精度0.5%のレーザー伸び計を用いて、小型疲労試験片の平行部の両端部に加工したツバの間隔の変化を測定した。この疲労試験装置を用いて、JMTRにおいて照射温度823Kで110n/m(E1MeV)まで中性子照射した304型ステンレス鋼製試験片を対象に、823Kの真空中で、ひずみ量0.7,1.0,1.4%の軸歪制御による低サイクル疲労試験を行い、中性子照射によるステンレス鋼の疲労寿命低下の定量的データを提供することができた。

ITER真空容器用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,1; 未照射材試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2000-075, 98 Pages, 2001/01

JAERI-Tech-2000-075.pdf:21.85MB

核融合炉実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体であり、トリチウム閉じ込めの第一壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価に当たっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。日本原子力研究所では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。その中の一つに溶接継ぎ手の中性子照射効果があり、JMTRを用いた照射試験を行っているが、有効な照射データを得るためには、未照射材の試験を十分に行っておく必要がある。本報告書では、未照射のSUS316L溶接継ぎ手について金相や硬さ、フェライト分布などの組織観察と、引っ張り、シャルピー衝撃及び低サイクル疲労試験などの機械的特性試験を行い、それらの結果をまとめて報告する。

Compression properties of neutron irradiated beryllium pebbles

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.123 - 126, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00304-5

ベリリウム微小球は、核融合炉ブランケットの中性子増倍材として検討されているが、これまでに中性子照射データがほとんど取得されていない。このため、回転電極法及びMg還元法で製造した2種類のベリリウム微小球を中性子照射し、機械的特性を調べた。照射条件は、ヘリウム生成量が約500appm、dpaが約8、照射温度が400,500,600Cである。この結果、2種類のベリリウム微小球の強度はほとんど変わらないことが明らかになった。また、回転電極法で製造したベリリウム微小球に関して、これまでのデータと比較したところ、ヘリウム生成量が約500appmの場合、dpaが4から8になると強度が約7割に低下することが明らかになった。

Present status of PIEs in the department of hot laboratories

古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美

JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-99-009.pdf

ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。

シングルサイト触媒重合ポリエチレンの照射特性

緒方 昭雅*; 仁田 真*; 谷 恒夫*; 八木 敏明; 森田 洋右

電気学会;誘電・絶縁材料研究会資料DEI-97-147155, p.13 - 18, 1997/12

シングルサイト触媒ポリエチレン(S-PE)の原子力施設用ケーブル絶縁材としての可能性を評価するために、結晶化度の異なる種々のS-PEについて、電子線及び線(空気中、酸素加圧下)照射を行った。これら絶縁材の耐放射線性は機械的特性の変化より調べた。結晶化度の高いS-PEの耐放射線性は電子線及び線照射とも従来のPEと同じ程度であったが、結晶化度の低いS-PEは優れた耐放射線性を示した。特に結晶化度が、約20~30%のS-PEは酸素加圧下照射(原子炉環境の低線量率を模擬する照射)での耐放射線性が従来のPEの約3倍高いことがわかった。

低誘導放射化フェライト鋼F-82HのHIP接合技術の開発及び接合体の機械的特性

小田 将広*; 倉沢 利昌; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 高津 英幸

JAERI-Tech 97-013, 141 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-013.pdf:16.98MB

核融合原型炉のブランケット構造材料として低放射化フェライト鋼F-82Hが開発された。それを用いた構造体製作技術を確立することが必要である。原研ではブランケット構造体製作手法として高温静水圧接合(HIP)法を採用している。そこで、本研究ではF-82HをHIP接合させるための接合条件の選定及び接合材の機械的特性を取得することを目的とした。その結果、十分な接合を得ることのできるHIP条件及び後熱処理を見出した。また、適切なHIP処理による接合材は未処理母材と同程度の機械的特性を持つことを確認した。さらに、構造体製作を想定した溶接部の接合模擬試験では、溶融-再研磨面のHIP接合は最適接合条件に従えば十分な接合が得られることが示された。

Low temperature gamma-ray irradiation effects on polymer materials,2; Irradiation at liquid helium temperature

工藤 久明; 笠井 昇; 貴家 恒男; 瀬口 忠男

Radiation Physics and Chemistry, 48(1), p.89 - 93, 1996/00

https://doi.org/10.1016/0969-806X(95)00432-W

極低温ガンマ線照射試験装置を用いて、ポリテトラフルオロエチレン、ブチルゴム、ポリエチレンにCo-60ガンマ線を4K(液体ヘリウム温度)、77K、室温で照射し、引張り試験、分子量(ゲル分率)測定などを行い、照射効果の温度依存性を調べた。室温~77Kでは劣化が1/2~1/5に少なくなったが、77Kと4Kでは同一の劣化挙動を示した。室温と77Kの間にはガラス転移やガンマ転移があるために劣化が温度依存性を示し、77Kと4Kの間には高分子の分子運動性の転移点が無いために同一の照射効果を与えると解釈した。