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宮澤 健; 上羽 智之; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 皆藤 威二
JAEA-Technology 2024-009, 140 Pages, 2024/10
JAEA-Technology-2024-009.pdf:8.03MB
SUS316相当鋼を用いた高速炉燃料設計の高信頼性化に向けて、SUS316相当鋼被覆管及びラッパ管の高温強度及び照射データを材料学的及び統計学的な観点で評価・解析することで、高温強度及び高照射量までの照射特性に係る設計用強度式を導出した。異常な過渡変化の上限温度を超える900
CまでのSUS316相当鋼被覆管及びラッパ管(非照射材)の高温引張試験データ及び高温クリープ試験データを拡充し、0.2%耐力、引張強さ、クリープ破断強度の最適近似式と下限式並びに熱クリープひずみの最適近似式と上下限式を導出した。また、高速実験炉「常陽」、仏国・高速原型炉Phenix及び米国・FFTFで高照射量まで中性子照射したSUS316相当鋼被覆管及びラッパ管の照射後引張試験データ及びSUS316相当鋼被覆管の炉内クリープ破断試験データを解析することで、炉内Na中照射による引張強度及びクリープ強度の低下を表す強度補正係数を導出した。導出した式を実測値と比較することで、その妥当性を確認した。
中野 純一; 三輪 幸夫; 高野 利夫; 塚田 隆
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.643 - 647, 2004/08
被引用回数：9 パーセンタイル：51.61(Materials Science, Multidisciplinary)照射誘起応力腐食割れ(IASCC)における微量元素の影響を調べるために、高純度のSUS304及び316ステンレス鋼を製作し、SiまたはCを添加した。3.5
10
n/m
(E
1MeV)の中性子照射後、照射材に対して低ひずみ速度引張試験(SSRT)を561Kの高温水中で行った。SSRT後に試験片の破面観察を走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて行った。中性子フルエンスの増加とともに、ステンレス鋼の降伏応力は増加し、伸びは減少した。SiあるいはMoを含有するステンレス鋼では、6.710
n/mの照射後のSSRTにおいて20%以上の全伸びを示したが、3.510n/mまで照射した全ての試料が降伏応力の増加と10%以下の伸びの低下を示した。SSRT後の破面の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の破面率は中性子フルエンスの増加とともに増加した。Cを含む高純度ステンレス鋼においては、照射硬化が全試料中最大であったにもかかわらず、IGSCC破面率が全試料中最小となり、Cの添加によりIGSCCが抑制された。
原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治
JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB
燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO
]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。
中野 純一; 塚田 隆; 辻 宏和; 寺門 正吾; 高野 利夫; 遠藤 慎也
JAERI-Tech 2003-092, 54 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-092.pdf:14.05MB
照射誘起応力腐食割れ(Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking, IASCC)は中性子照射,応力及び高温水等の腐食環境が複雑に作用して生じる炉内構造材料の損傷現象であり、軽水炉の高経年化に伴う重要な検討課題となっている。IASCCにおけるき裂の発生・成長のメカニズムを解明するにはき裂成長のプロセスとき裂発生のプロセスを分離して検討することが必要である。そのため、照射材を用いて高温高圧水中での低ひずみ速度試験(Slow Strain Rate Test, SSRT)を無人で長時間連続して行いながら、試験片表面のその場観察が可能な装置を開発した。本装置の性能確証試験として、未照射のSUS304ステンレス鋼試験片を用いて561K, 9MPaの高温高圧水中において、試験片表面のその場観察を実施しながらの引張試験と未観察でのSSRTを行った。それらの結果から以下のことを確認した。(1)ホットセル内での遠隔操作による試験片の取扱・観察,データの記録が可能であること。(2)高温水中でのその場観察が可能であり、試験片形状は平板型が観察に適していること。(3)長期の試験期間において、試験条件を一定に制御可能であるとともに無人で安全にデータ取得が可能であること。
塚田 隆
材料と環境, 52(2), p.66 - 72, 2003/02
軽水炉の炉内構造材料は、高レベルの中性子・
線の照射を伴う約300Cの高温高圧水中という他の工業プラントにはない環境で使用され、照射と化学環境の作用により特有の劣化損傷を生じる。中性子照射を受けると、合金のミクロ組織や粒界近傍等の局所的な化学組成は、格子原子のはじき出しに始まる照射損傷過程により刻々と変化する。ここで紹介する照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、炉内中性子照射の影響により発生するSCC現象である。IASCCの研究は、1980年代中頃に軽水炉高経年化・長寿命化の検討に伴い各国で本格化した。重大な問題へつながるIASCC損傷はこれまで経験されていないが、IASCCの発生と進展のメカニズムについてはまだ十分解明されておらず、さらに基礎的な研究が必要な状況にある。また、IASCCは軽水炉のみならず照射場に水冷却系を有するシステムに共通の材料損傷要因となり得る。例えば、国際熱核融合実験炉ITERの第1壁ブランケット構造物の材料についてもIASCCの検討が行われている。本解説では、IASCCについてこれまでに得られた主な知見と研究の動向を紹介する。
飛田 正浩*; 板橋 行夫
JAERI-Tech 2002-042, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-042.pdf:2.09MB
軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。
木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*
JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03
JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB
本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。
瀬口 忠男; 八木 敏明; 石川 俊一*; 佐野 裕子*
Radiation Physics and Chemistry, 63(1), p.35 - 40, 2002/01
被引用回数：71 パーセンタイル：96.15(Chemistry, Physical)高分子材料を高温で放射線照射すると、硬度が上昇することを見いだした。ポリサルホン、ポリカーボネイトはガラス転移温度で電子線を照射すると、硬度が50%前後も上がり、その線量は数kGyである。架橋・切断の反応がきわめて小さい線量で起こり、分子の凝集が主な理由と考えられる。
塚田 隆; 小森 芳廣; 辻 宏和; 中島 甫; 伊藤 治彦
Proceedings of International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems 2002 (CD-ROM), 5 Pages, 2002/00
照射誘起応力腐食割れ(以下、IASCC)研究における試験データは、従来ほとんどすべてが照射後試験により得られて来た。その結果、IASCCに関して多くの知見が得られたことは事実である。しかし、IASCCは本来炉内で使用される構造材で問題となり、そこでは照射,化学環境(高温水)そして応力は同時に材料に作用している。これらの作用には照射後試験では再現不可能な現象があり、照射は高温水の放射線分解をもたらし、応力付加状態での照射損傷組織は無負荷状態のそれと異なることも知られている。近年、IASCC研究では炉内の照射下高温水中で材料試験を行い、上記の炉内複合環境におけるIASCC挙動を調べようとする機運が高まっている。既にハルデン炉では、照射下IASCC試験を開始しているが、チェコLVR-15炉,ベルギーBR-2炉においても照射下IASCC試験のための高温水ループを炉内に設置して試験の実施を目指している。本発表では、平成13年度にJMTRに設置されたIASCC研究用高温水ループについて、その設計の考え方と装置の仕様と特徴などを報告する。
HTTR利用研究委員会
JAERI-Review 2001-016, 232 Pages, 2001/05
JAERI-Review-2001-016.pdf:12.01MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いる照射研究である「高温工学に関する先端的基礎研究」の成果と今後の計画についてまとめた。本研究は、高温で広い照射空間が利用できるというHTTRの特徴を生かして、一連の先端的な高温照射研究を行うものである。原研は、大学及び研究機関の協力を得て、平成6年度以来、(1)新素材・材料開発分野、(2)放射線化学・核融合関連分野、(3)高温照射技術・その他原子力関連分野について、予備試験を実施してきた。HTTR利用研究委員会は、予備試験の研究成果や方法論、今後の計画について検討するとともに、HTTR熊射試験及び環射後試験のための設備の整備について検討を進めてきた。本報告書は、約7年間にわたる予備試験及び設備整備の成果についてまとめを行うとともに、今後の計画の概要を明らかにしたものである。
柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*; 石垣 嘉信*
Proceedings of OECD/NEA 2nd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High-temperature Engineering, p.145 - 152, 2001/00
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた照射試験として、高速炉用ステンレス鋼の照射下クリープ試験が計画されており、そのためHTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備の製作が進められている。この設備では、HTTRの大容量かつ高温の照射場を利用して、通常は非照射下で用いられる標準サイズの引張試験片を照射下クリープ試験に供することが可能である。この設備では、(1)炉内の高温の雰囲気と電気ヒーターによる照射温度制御,(2)炉外に設置されたてこと重りによる最大約10kNまでの試験荷重制御,(3)高温用に開発された作動トランスによる照射下クリープ挙動の測定、など高温ガス炉での照射試験のための設計上の工夫がなされている。現在、この設備の開発は最終段階にあり、全体組立後の機能試験を実施している。本報は、I-I型照射設備の開発状況についてまとめたものである。
林 君夫; 石原 正博; 柴田 大受; 石野 栞*; 寺井 隆幸*; 伊藤 久義; 田川 精一*; 勝村 庸介*; 山脇 道夫*; 四竈 樹男*; et al.
Proceedings of 1st Information Exchange Meeting on Basic Studies on High-Temperature Engineering, p.41 - 58,268, 1999/09
原研が提案し共催となって開かれることになったOECD/NEAの「第1回高温工学分野の基礎的研究の調査に関する情報交換会議」に参加し、HTTR及び高温工学に関する先端的基礎研究の現状及び将来の計画について述べる。HTTRは現在出力上昇試験中であり、2001年に950
、全出力での高温試験運転を実施した後、照射試験を開始する予定である。高温工学に関する先端的基礎研究は、HTTRの建設目的の1つである。その予備試験の成果及び今後の計画を、新素材開発(高温酸化物超伝導体の照射改質、高温用SiC半導体の中性子転換ドーピング、耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構)、高温放射線化学研究、核融合炉関連研究(固体トリチウム増殖材料の照射下物性)、高温炉内計測(耐熱・耐放射線光ファイパの開発等)の各分野について述べる。現在、新素材についてHTTR照射の具体的計画を策定し、照射準備を行っている。
石野 栞*; 寺井 隆幸*; 奥 達雄*; 荒井 長利; 林 君夫; 伊藤 久義; 矢野 豊彦*; 本橋 嘉信*; 北村 隆行*; 筑本 知子*; et al.
JAERI-Review 99-019, 238 Pages, 1999/08
JAERI-Review-99-019.pdf:14.88MB
本報告書は、HTTRによるセラミックス系新素材の照射試験計画を効率的に遂行するため、関連研究動向、HTTR照射試験方法等の調査・検討を、原子力学会に委託した結果をまとめたものである。高温超伝導材料、高温半導体の照射改質、耐熱セラミックス複合材料の照射損傷のほか、新規テーマ(超朔性セラミックス材料の照射効果、変形・破壊のシミュレーション等)を対象とした。本調査により、各研究テーマの目標・意義、HTTR照射試験方法等が明らかになった。本調査は、高温工学に関する先端的基礎研究について、さらに詳細な計画を立案し、実施してゆくための重要な基礎を構築したものである。
瀬口 忠男; 八木 敏明; 石川 俊一*; 佐野 裕子*
Conference Proceeding RadTech Asia'99, p.496 - 500, 1999/00
ポリカルボネート(PC)及びポリサルホン(PSF)は高温で線照射すると、3~4kGyの少ない線量で硬度が50~60%も上昇することを見いだした。この原因は、PC,PSFのガラス転移温度で高分子の充填密度が上がり固定されるためと解釈した。一方、室温照射では、硬度は線量とともに低下した。照射条件を大きく変えることにより、高分子に新規特性を付与することができ、新しい照射利用を開くものである。
春山 保幸; 大島 明博*; 池田 重利*; 須永 博美; 滝沢 春喜; 瀬口 忠男
JAERI-Tech 95-003, 18 Pages, 1995/02
高分子等を高温で電子線照射する場合には、従来は試料支持台に熱媒体を流通させるか、直接電気ヒーターで加熱するかの方法がとられていた。しかし、その方法では熱伝導のための試料温度の均一性が得られないこと、また、電子線を照射すると試料温度が局所的に上昇して温度の制御ができなくなるなど、高温下での照射に著しい困難があった。本研究開発において、雰囲気に不活性ガスを用い、その対流によって照射物質の温度を制御する方法により、電子線を照射する容器を開発した。この容器を用いて、高分子のシートを200Cから400Cの範囲で制御でき、均一温度下で照射することが可能となった。
塩沢 周策
会議録: 核融合炉材料フォーラム 9; 大洗材料照射研究会, p.95 - 116, 1993/00
本稿は、標記フォーラムにおいてOHPを用いて口頭発表したものをProceedingにしたものである。内容は、HTTRを利用して行う「高温に関する先端的基礎研究」の計画について示したものである。併せて、HTTR炉及びその照射能力について紹介してある。
Cu
O
during He-ion irradiation in an electron microscope前田 裕司; 古野 茂実; 北條 喜一; 大津 仁; 渡辺 光男
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.1003 - 1006, 1991/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)超電導材は核融合炉材料の一つとして、その照射効果が重要であるが、最近発見された高温超電導体についてもまた、その利用及び照射効果の研究の重要性が増している。本報告は電子顕微鏡内でHeイオン照射した高温超電導体中のHeバブルの形成及びその成長過程を動的に観察して照射損傷機構を調べた。実験はイオン照射装置を電子顕微鏡内に取り付けて、照射損傷過程を動的に観察可能にした装置を使用して、YBaCuOの試料をHeイオン照射した。小さなバブルは10
ions/cmの照射量で観察された。310
ions/cmでは大きく成長したバブルは潰れて、更にそのあとにまた新しい小さなバブルが形成された。粒界内には優先的にバブルの形成が観察された。エネルギー・ロス・アナライザーを使用して、損傷機構及びバブルの形成、成長過程等を関連づけて実験を進めており、これらを報告する。
荒川 和夫; 曽田 孝雄*; 貴家 恒男; 中西 博*; 赤田 民生*; 八木 徹也*; 萩原 幸; 瀬口 忠男
JAERI-M 90-133, 33 Pages, 1990/08
本報告書は、グリースの熱劣化、放射線劣化および放射線・熱複合劣化試験を行なった結果について述べたものである。放射線・熱複合劣化試験には、高温下における放射線劣化、放射線
熱逐次劣化試験及び熱放射線の逆逐次劣化を含んでいる。グリースの耐放射線性は、ちょう度変化、重量減少(基油等の揮散・蒸発量)および基油の分子量分布の変化から評価した。高温下における放射線照射試験において、全てのグリースは、著しい変化を示した。この挙動は、劣化の初期に硬化するものおよび初期に軟化し、その後硬化磨るものに大別できる。グリースの硬化は、重量減少と基油の架橋により生じ、一方、軟化は、ゲル構造の損傷により生じることが実験的に確認された。また、グリースの劣化の挙動には、放射線と熱の相乗効果のあることが見出された。
衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 138, p.131 - 134, 1986/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)中性子照射した異方性原子炉用黒鉛SMGの圧縮破壊に伴う電気抵抗変化を測定し、非照射の場合と比較することにより照射黒鉛の変形と破壊の機構を考察した。圧縮強度の0.1~0.3の応力レベルでAcross-grain試験片にみられる抵抗減少は照射(970-1000C、1.110
n/m(E29fJ)の場合の方が非照射に較べてはるかに大きかった。同様の応力レベルでwith-grain試験片に見られる抵抗増加量は照射、非照射間で大きな差が認められなかった。この現象を照射中に形成される格子間原子ループの寄与として説明を試み、また、圧縮破壊応力の約50%以上の応力レベルから破壊に至るまでの過程は照射、非照射でほぼ同様と推察した。
福田 幸朔; 鹿志村 悟; 岩本 多實
Transactions of the American Nuclear Society, 50, p.241 - 242, 1985/00
超高温下のおける多目的高温ガス実験炉燃料の挙動をJMTR照射、炉外加熱実験及びNSRR照射によって調べた。JMTR照射は実験炉の異常な過渡変化を模擬した試験で、ルーズな状態の被覆粒子について行った。照射の結果、大部分の粒子破損はアメーバ効果によるものであった。炉外加熱は冷却ガス循環停止事故を模擬したもので、1800~2600Cの間の温度で行った。この結果、2200C-2500Cでの粒子破損はSiC層の劣化によるものであったが、2600Cでの粒子破損は内圧ガスによる機械的作用によるものであることがわかった。NSRR照射は2800C以上の温度で、被覆粒子及び燃料コンパクトについて行われた。照射による超高温の時間は、わずか10msec程度であったが、粒子の発熱量に依存して、破損が発生した。この破損の状況は、極端な場合を除けば、2600Cでの炉外加熱による破損と似ていた。
