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報告書

PASCAL信頼性向上ワーキンググループ活動報告; 平成28及び29年度

Li, Y.; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 山本 真人*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 宮本 裕平*

JAEA-Review 2020-011, 130 Pages, 2020/09

JAEA-Review-2020-011.pdf:9.31MB

日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、原子炉圧力容器(Reactor Pressure Vessel、以下「RPV」という。)の構造健全性評価手法の高度化を目的として、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、複数の機関によりPASCALの機能確認を実施し、その確認過程や確認結果を取りまとめておくことにより、コードの信頼性を向上させることが不可欠である。こうした背景を踏まえ、原子力機構では開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上ワーキンググループを設立し、PASCALのソースコードレベルの確認を含む機能確認を行ってきた。本報は、PASCAL信頼性向上ワーキンググループの平成28及び29年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。

論文

Structural change of borosilicate glass by boron isotope composition

永井 崇之; 岡本 芳浩; 秋山 大輔*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 関本 俊*

KURNS Progress Report 2019, P. 257, 2020/08

中性子照射及びホウ素同位体組成によるホウケイ酸ガラスの構造変化を理解することを目的に、2019年度に京都大学研究炉KURにて照射実験を行い、2020年度に照射後のラマン分光測定によるSi-O架橋構造への影響を評価する予定である。2019年度は、照射実験に供したガラス試料の照射前Si-O架橋構造をラマン分光測定で評価した。

論文

Structural change of borosilicate glass by neutron irradiation

永井 崇之; 小林 秀和; 岡本 芳浩; 秋山 大輔*; 佐藤 修彰*; 上原 章寛*; 藤井 俊行*; 関本 俊*

KURNS Progress Report 2018, P. 105, 2019/08

中性子照射によるホウケイ酸ガラスの構造変化を詳細に理解することを目的に、2017年度に京都大学研究炉KURにて照射実験を行い、2018年度に照射後のガラス試料の構造変化をラマン分光測定で評価した。照射前後のラマンスペクトルを比較した結果、照射によってSi-O架橋構造のピーク高さの変化を観察した。

論文

Empirical equations of crack growth rates based on data fitting of neutron irradiated stainless steel under high temperature water simulating boiling water reactor core conditions

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 福谷 耕司*; 藤井 克彦*

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.1345 - 1355, 2019/08

本研究では、BWR炉内構造物の構造健全性評価に資することを目的として、中性子照射影響を適切に反映したオーステナイト系ステンレス鋼のIASCC亀裂進展速度に係る経験式を開発した。亀裂進展速度の経験式は、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=M$$times$$K$$^{n}$$に基づき、Mとnは中性子照射量の増加に伴って飽和する関数として扱った。経験式の開発に当たっては、照射ステンレス鋼を用いたBWR通常炉水条件(NWC)及び水素注入条件(HWC)模擬環境下での照射後試験で得られた亀裂進展速度の文献データを収集したデータセットを用いた。データセットと構築した経験式を比較したところ、NWCの計算結果はデータセットと良く一致したが、HWCは合致しなかった。この理由として、HWC条件下での試験データが広範囲にばらついていたことが考えられる。

論文

Empirical equations for tensile properties and stress-strain curves of neutron irradiated stainless steels in LWR conditions

福谷 耕司*; 藤井 克彦*; 知見 康弘; 端 邦樹

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.523 - 531, 2019/08

軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価に資するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の最新の引張特性データベースを用いたデータフィッティングにより、引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式と、応力-ひずみ関係を示す傾向曲線を提案した。データベースに収められた引張特性データは、日本の国家プロジェクトの報告書と公開文献から得られたもので、データシートの形でまとめた。引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式は、冷間加工316と溶体化304/316ステンレス鋼に対し、照射量の増加に伴って飽和する式に基づき、温度範囲280-350$$^{circ}$$C、損傷量範囲で最大80dpaを対象として検討した。また、応力-ひずみ関係を示す曲線はSwiftモデルに基づいて検討した。こうして得られた経験式と応力-ひずみ関係の計算結果は、実験値によく一致した。本論文では、組成と冷間加工等、材料の相違の影響について議論した。

論文

Susceptibility to neutron irradiation embrittlement of heat-affected zone of reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 勝山 仁哉; 河 侑成; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/07

原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)について、実際の原子炉圧力容器を模擬した継手溶接材(継手HAZ)及びHAZの代表的な組織を再現した熱処理材を作製し、JRR-3を用いた中性子照射試験及び照射後試験を実施し、照射前後の微細組織変化及び機械的特性変化を調べた。未照射材において、継手HAZ及び細粒HAZの破壊靭性が母材よりも低く、その要因が島状マルテンサイトやフェライト相の存在に因ることを明らかにした。また、粗粒HAZの中性子照射脆化感受性は母材よりも小さい値を示し、継手HAZ及び細粒HAZは母材と同等であることを明らかにした。

論文

Effect of nickel concentration on radiation-induced diffusion of point defects in high-nickel Fe-Cr-Ni model alloys during neutron and electron irradiation

関尾 佳弘; 坂口 紀史*

Materials Transactions, 60(5), p.678 - 687, 2019/05

Fe-Cr-Ni系モデル合金(高Ni合金)における照射点欠陥(空格子)の移動エネルギーの定量評価を中性子及び電子線照射下でランダム粒界近傍に形成されるボイド欠乏帯の幅の解析により実施した。具体的には、まずはじめに749Kで中性子照射されたFe-15Cr-xNi (x=15, 20, 25, 30mass%)モデル合金の微細構造を調査し、これに加え、576K-824Kの温度の電子線照射により形成されたボイド欠乏帯幅を調査した。両試験の結果、ボイド欠乏帯幅はNi濃度の増加とともに増加し、空格子の易動度が増加していることが示唆された。そこで、電子線照射試験で得られたVDZ幅の温度依存性から空格子移動エネルギーを求め、15Ni, 20Ni, 25Ni, 30Niのエネルギーはそれぞれ1.09eV, 0.97eV, 0.90eV, 0.77eVと評価された。得られた移動エネルギーを用いて、有効空格子拡散係数及び余剰空格子濃度を反応速度論式から求めた結果、Ni濃度の増加に伴い空格子の易動度が増加することを定量的に確認することができた。

報告書

加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

報告書

沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 越石 正人*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-012, 180 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-012.pdf:10.71MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる沸騰水型軽水炉(BWR)と加圧水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、BWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

論文

Selection of borosilicate glass composition for neutron irradiation test

永井 崇之; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

KURRI Progress Report 2017, P. 128, 2018/08

本研究は、中性子照射によるホウケイ酸ガラスの構造変化を詳細に理解することを目的に、2017年度に京都大学研究炉のPn-2装置を用いて50分間の照射実験を行った。照射後のガラス試料の構造変化は、2018年度に評価する予定である。2017年度は照射実験前に、ラマン分光測定により構造変化を正確に評価するためのガラス組成を選定し、照射実験用サンプルとしてLiを含まないホウケイ酸ガラスを準備した。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による磁気特性変化に関する研究

根本 義之; 大石 誠; 伊藤 正泰; 加治 芳行; 欅田 理*

保全学, 14(4), p.83 - 90, 2016/01

これまで中性子照射したオーステナイトステンレス合金の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)感受性と、渦電流法,交流磁化法で測定した磁気データの間に相関性があることを報告してきた。この相関性のメカニズムを検討するため、本研究では当該試験片の微細組織観察を行い、結晶粒界に沿った強磁性のパーマロイ(FeNi$$_{3}$$)の生成を確認した。この結果から照射による磁気特性変化の原因は結晶粒界での照射誘起の磁性相生成によるものであり、IASCC感受性と磁気データの相関に関連しているものと考えられる。また高感度,高位置分解能の新規センサープローブの開発を行い、SUS304オーステナイトステンレス鋼照射材の磁気測定に適用した。SUS304の試験片には照射前からフェライト相が存在していたため、照射後の材料の磁気測定に悪影響を及ぼす可能性が懸念されたが、実験結果においては照射量に依存した磁気データの上昇が捉えられた。そのため本研究で開発した磁気測定の技術は照射前からフェライト相を含むオーステナイトステンレス鋼照射材にも適用可能であることが示されたと考えられる。

論文

中性子照射によるホウケイ酸ガラスへの影響

永井 崇之; 小林 秀和; 岡本 芳浩; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Photon Factory Activity Report 2015, Part B, 2 Pages, 2016/00

ホウケイ酸ガラスの中性子照射による影響を調査するため、中性子照射後のガラス試料をラマン分光測定及び放射光XAFS測定により評価した。その結果、照射によってSi-O架橋構造や含有元素原子価が変化することを確認した。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 2

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07

JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.22(Nuclear Science & Technology)

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1$$mu$$mから30$$mu$$m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。

論文

The Effect of neutron irradiation on mechanical properties of YAG laser weldments using previously irradiated material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.42(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。

論文

The Neutron irradiation effect on mechanical properties of HIP joint material

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:47.53(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。

報告書

低放射化フェライト鋼開発の最近の成果; 日米HFIR共同照射実験第4期計画及び関連研究の中間報告

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。

論文

Microstructure property analysis of HFIR-irradiated reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 橋本 直幸*; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*; Sokolov, M. A.*; 芝 清之; 實川 資朗; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.283 - 288, 2004/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.91(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は、核融合炉ブランケット構造材料の候補材料である。これまでの研究により、300$$^{circ}$$C5dpaの中性子照射による鋼の延性脆性遷移温度がF82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)に比べて、ORNL9Cr-2WVTa及びJLF-1(Fe-9Cr-2W-V-Ta-N)が小さいことが明らかになっている。これらの違いは、照射硬化の影響のみでは説明することができない。また一方、Cr量の違いとして解釈できるものでもない。本研究では、これらの鋼の衝撃特性変化の違いについて、その要因を探るべく、微細組織解析を行った、その結果について報告している。

論文

Fatigue properties of F82H irradiated at 523 K to 3.8 dpa

三輪 幸夫; 實川 資朗; 米川 実

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1098 - 1102, 2004/08

 被引用回数:11 パーセンタイル:37.57(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼であるF82H鋼の照射後疲労特性を調べ、予備的な試験結果を示した。F82H鋼は523Kで3.8dpaまで中性子照射した後、真空中にて室温から573Kの温度条件でひずみ制御型引張圧縮疲労試験を行った。全ひずみ範囲は0.4$$sim$$1.0%であり、歪み速度は0.1%/sとした。室温にて全ひずみ範囲0.4%の条件で疲労試験を行った場合に、照射材では約1/7の大きな疲労寿命の低下が観察された。破面観察の結果から、この疲労寿命の低下は破壊形態がチャンネル破壊に変化したことに起因すると考えられた。試験温度の疲労寿命に及ぼす影響について議論した。

論文

Mechanical property of F82H steel doped with boron and nitrogen

若井 栄一; 松川 真吾; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; 高田 文樹; 杉本 昌義; 實川 資朗

Materials Transactions, 45(8), p.2641 - 2643, 2004/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:56.2(Materials Science, Multidisciplinary)

JMTR炉で300$$^{circ}$$C, 2.3dpaまで中性子照射したF82H鋼の引張り特性に関する破断と硬化の挙動に及ぼすHeの効果を調べた。本研究では材料中にHeを生成させるためにアイソトープ調整したボロンを添加させ、中性子照射中にHe量を約5から330appmまで発生させた。照射後、室温にて引張り試験を行い、破断面をSEMで観察した。その結果、He生成量の増加に伴って硬化量がやや増加したが、絞りは減少傾向にあった。この絞りと破断時の強度から近似的に算出した破断応力は材料中に生成したHe量の増加に伴って減少することがわかった。他方、ボロンと窒素を微量添加したF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C-0.3V-0.04Ta)の引張り特性とシャルピー衝撃特性の試験片サイズ効果を調べた。引張り試験には標準的サイズのJIS 14A(平行部径6mm,平行部長さ33mm)と小型サイズのSS-J3(平行部1.2mm$$times$$0.77mm,平行部長さ5mm)を用い、シャルピー衝撃試験には標準の1/2t-CVNと小型の1/2t-1/3CVNを用いて評価した。その結果、引張り特性に関しては試験片の小型化による影響はほとんどなかったが、衝撃特性では試験片の小型化によって、破断面の単位面積あたりの吸収エネルギーが低下しただけでなく、DBTT(延性脆性遷移温度)が約12$$^{circ}$$C低下することがわかった。

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