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報告書

$$alpha$$/$$beta$$/$$gamma$$線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現; ナノバブルを用いた新規防食技術の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2022-002, 85 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-002.pdf:3.39MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「$$alpha$$/$$beta$$/$$gamma$$線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広域防食の実現:ナノバブルを用いた新規防食技術の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、デブリ取り出し工程において、既設のPCVならびに新設の負圧維持系設備・配管など重要な閉じ込め機能を担保する鋼構造物の長期信頼性を確保するため、$$alpha$$線放出核種/$$beta$$線放出核種と鋼材が接触共存する濡れ環境における腐食現象を初めて明らかにして腐食速度を予測する技術を構築するとともに、PCV等への基本的な適用性に優れ、かつ、副次影響の無い新規防食技術を開発する。具体的には、(1)$$alpha$$線/$$beta$$線/$$gamma$$線の影響を網羅したラジオリシス解析モデルの構築、(2)$$alpha$$線放出核種/$$beta$$線放出核種を用いた電気化学試験(ホット試験)と系統的な腐食予測・検証試験(コールド模擬試験)によるデータベースの構築、(3)それらに基づいてPCVに附設/挿入する新設設備の材料選定指針の提示、(4)不活性ガスナノバブルを用いた系統内広域防食技術の開発を目的とするものである。

論文

Composite behavior of lath martensite steels induced by plastic strain, a new paradigm for the elastic-plastic response of martensitic steels

Ung$'a$r, T.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 友田 陽*; Rib$'a$rik, G.*; Shi, Z.*

Metallurgical and Materials Transactions A, 48(1), p.159 - 167, 2017/01

AA2016-0372.pdf:2.81MB

 被引用回数:31 パーセンタイル:88.21(Materials Science, Multidisciplinary)

Based on high-resolution neutron diffraction experiments we will show that in lath martensite steels the initially homogeneous dislocation structure is disrupted by plastic deformation, to produce a composite on the length scale of martensite lath packets. The diffraction patterns of plastically strained martensitic steel reveal characteristically asymmetric peak profiles in the same way as has been observed in materials with heterogeneous dislocation structures. Lath packets oriented favorably or unfavorably for dislocation glide become soft or hard. The lath packet type develops by work softening or work hardening in which the dislocation density becomes smaller or larger compared to the initial average one. The decomposition into soft and hard lath packets is accompanied by load redistribution between the two lath packet types. The composite behavior of plastically deformed lath martensite opens a new way to understand the elastic-plastic response in this class of materials.

論文

Fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel steels by master curve method using miniature compact tension specimens

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:42.71(Engineering, Mechanical)

ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度($$T_{o}$$)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いて$$T_{o}$$を評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。

論文

Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*

Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03

 被引用回数:18 パーセンタイル:71.72(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300$$^{circ}$$Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300$$^{circ}$$C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてM$$_{23}$$C$$_{6}$$)が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。

報告書

拡大核融合炉・材料研究合同委員会報告書; 2001年7月16日、東京

核融合炉研究委員会; 核融合材料研究委員会

JAERI-Review 2002-008, 79 Pages, 2002/03

JAERI-Review-2002-008.pdf:9.92MB

拡大核融合炉・材料研究合同委員会が、2001年7月16日に、東京で開催された。この合同委員会では、原研及び大学におけるブランケット、材料及び国際核融合材料照射施設(IFMIF)の開発計画と開発の現状に関する報告が行われるとともに、今後の原研と大学の協力に関する議論が行われた。本報告書は、本合同委員会で用いられた資料及びそのまとめから構成されている。

論文

New in-pile water loop facility for IASCC studies at JMTR

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。

論文

Hardening of Fe-Cu alloys at elevated temperatures by electron and neutron irradiations

飛田 徹; 鈴木 雅秀; 岩瀬 彰宏; 相澤 一也

Journal of Nuclear Materials, 299(3), p.267 - 270, 2001/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:84.88(Materials Science, Multidisciplinary)

軽水炉圧力容器鋼の照射脆化には、高速中性子のみならず熱中性子や$$gamma$$線の寄与も含まれるが、$$gamma$$線の寄与に関する定量的な把握はなされていない。圧力容器位置での$$gamma$$線によるはじき出し損傷量(dpa)は高速中性子の数%にすぎないが、損傷メカニズムの違いから照射脆化に与える影響は実質的にはもっと大きくなる可能性が指摘されている。本研究ではFe-Cuモデル合金を用い、$$gamma$$線による照射を模擬した電子線照射試験を行うことにより$$gamma$$線の影響を定量的に評価した。その結果、電子線と原子炉を用いた中性子照射による照射脆化はほとんど差がなく、dpaがよい指標となることが明らかになった。

論文

Mechanical properties of austenitic stainless steels irradiated at 323K in the Japan materials testing reactor

松井 義典; 星屋 泰二; 實川 資朗; 塚田 隆; 近江 正男; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 恩地 健雄*

Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.188 - 191, 1996/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:45.76(Materials Science, Multidisciplinary)

JMTRの炉心構造材であるSUS304溶体化材、SUS304冷間加工材、SUS316NG材、SUS630材について、JMTRの冷却水中(323K)という低温で、最高1.2$$times$$10$$^{26}$$m$$^{-2}$$の速中性子照射量まで照射を行った。照射後、機械的特性を試験するため、引張試験、破面観察、硬さ試験、破壊靱性試験等を行っている。今回は、この試験の中で、引張試験の結果を中心に発表する。試験は全て293Kの室温で行った。引張試験の伸び量は、照射量と共に下降するが、10$$^{25}$$m$$^{-2}$$付近から飽和する傾向が、0$$^{25}$$m0.2%耐力及び引張強さは照射量と共に上降し、1$$^{-2}$$付近で飽和する傾向が確認された。破面観察では照射材に対して照射の影響が表れていないことを確認した。また、硬さ試験では、照射による硬化を確認した。破壊靱性試験は、SUS304溶体化材をJ$$_{IC}$$及びK$$_{IC}$$で、SUS630材をK$$_{IC}$$で求め、照射量と共に下降することを確認した。

報告書

粒子-物質相互作用研究会1993報告書; 1994年3月8日$$sim$$9日、東海村

原子分子データ研究委員会

JAERI-Conf 94-004, 187 Pages, 1994/11

JAERI-Conf-94-004.pdf:7.1MB

原子分子データ研究委員会の平成5年度の粒子-物質相互作用研究会が、1994年3月8、9日の2日間原研東海研究所で開催された。この研究会は、核融合のための原子・分子データの収集と評価の立場から、種々のエネルギー粒子と物質との相互作用に関する研究の現状を把握し、問題点を明確にすることにより、今後のワーキンググループの活動に資することを目的として開催されたものである。研究会では17の講演が行われ、本報告書は、講演後に提出して頂いた16編のレポートをまとめたものである。主な内容は、ITERプラズマ対向材料、炭素材の照射損傷、金属中の水素の捕捉と再放出、重イオンと固体表面との相互作用に関するものである。

報告書

軽水炉圧力容器用鋼の照射脆化に関する最近の研究動向の調査

須藤 亮*; 宮園 昭八郎

JAERI-M 83-086, 103 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-086.pdf:2.56MB

軽水炉圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する海外(米国、フランス、西ドイツ、イギリス)での最近の研究動向を調査した。調査結果は1)照射脆化感受性に及ぼす鋼材の化学成分の影響、2)照射材の照射後焼鈍による靭性の回復、3)破壊力学的手法による照射材の靭性評価、4)疲労き裂進展挙動に及ばす照射の効果、に分類した。1)では、銅(Cu)、リン(P)、ニッケル(Ni)等の影響、およびRegulator Guide等の現行のGuidelineの妥当性を評価、検討した研究が含まれている。2)では、照射脆化の進行を押えるための照射後焼鈍条件、焼鈍方法等を検討した研究が示されている。3)では、照射材の破壊靭性値とシャルピー衝撃値とを相関づけた研究、弾塑性破壊力学に基づく照射材のJ-R曲線を求めた研究等が示されている。4)に関しては、大気中での照射材の疲労き裂進展挙動を調べた研究が多く、実機環境中での研究は現段階では比較的少ない。

報告書

BWR近似運転条件におけるType 304鋼管の粒界型低温応力腐食割れ

木内 清; 近藤 達男

JAERI-M 83-063, 18 Pages, 1983/04

JAERI-M-83-063.pdf:1.53MB

BWR一次冷却系配管に使用されている汎用オーステナイトステンレス鋼が、IGSCCによって割れを起こす問題は、今迄数多く検討されてきた。一般にIGSCCは、高温になる程生じ易いことが、高温高圧水の水化学と腐食との関点から示されてきた。この報告は、BWRの実機配管において、100$$^{circ}$$C以下の低温でまた応力も近い場合でも、比較的容易にIGSCCを生じうることを示したものである。また割れの解析結果を基にして、IGSCCの発生および進展が水質条件(溶存酸素、温度、PHなど)、材料側因子および応力などの主要なパラメーターとどのような関係を持っているかについて、実機運転条件といくつかの実験室データとを対応づけて検討を行った。

報告書

鉄中の水素の溶解および拡散挙動の解析

木内 清

JAERI-M 83-052, 66 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-052.pdf:1.84MB

最近すべての型の原子炉において、環境側と構造材料との表面反応による水素の溶解および透過や水素脆性など水素と金属材料とに関係した多くの工学的な問題が指摘されてきている。鉄鋼材料は原子炉圧力ベウンダリー材料の中でも数多く使用されており、鉄中の水素の溶解および拡散挙動は、実用問題の解析のための基礎データとして十分に把握しておく必要がある。しかしまだこれらの基礎的な性質自体も不明な点が多い。本報では、まずこの研究の一環として今までに出されている測定データの解析を主体とした検討を行ない、鉄中の水素の溶解および拡散の機構を明らかにした。また測定法にかかわるいくつかの問題点も指摘した。さらに実用材料での問題として重要である変形と水素の溶解および拡散の問題について新しいモデルを導出した。

論文

Effect of microstructure and strength of low alloy steels on cyclic crack growth in high temperature water

庄子 哲雄*; 中島 甫; 辻 宏和; 高橋 秀明; 近藤 達男

Corrosion Fatigue; Mechanics, Metallurgy, Electrochemistry and Engineering, p.256 - 286, 1983/00

原子炉一次系を近似した高温水環境によるき裂成長の加速におよぼす材料のミクロ組織と降伏強度の影響ならびに割れの加速機構を明らかにするため、SA533B鋼をはじめとして、SA387,SA542,SA543,JIS,SPV,46QおよびAISI4340鋼について疲労試験と低歪速度引張試験を大気中と高温水中で実施した。疲労試験では材料の降伏強度が高いほど環境によるき裂成長の加速が生じ、さらに加速の程度は応力比が0.1より0.5のほうが著しい。低歪速度引張試験においても疲労試験の場合と同様に材料の降伏強度が高いほどき裂成長の加速及びJi値の減少が著しい。さらに大気中における時間ベースのき裂成長速度を横軸に、高温水中における時間ベースのき裂成長速度を縦軸に取ったき裂成長線図を用いて疲労試験と低歪速度引張試験により得られたき裂成長速度を比較し、両者の間に良い対応関係のあることがわかった。

論文

The Role of some alloying elements on radiation hardening in pressure vessel steels

井形 直弘*; 渡辺 勝利; 佐東 信司*

ASTM Special Technical Publication 529, p.63 - 74, 1973/00

圧力容器用鋼に対する照射挙動の知見を得る為に、内部摩擦、電顕観察及び引張試験によって、Ni,Cr,Mo,Cu,の役割を調べた。用いた試料はFe-1%Ni,Fe-0.25%Cr,Fe-0.5%Mo,Fe-0.2%Cu合金である。照射条件は照射量が(1~3)$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$nvt($$>$$1MeV)、照射温度が60$$^{circ}$$C~70$$^{circ}$$Cである。照射後焼なましは150~450$$^{circ}$$Cの温度範囲で行なった。得られた結果より、照射硬化は複合欠陥の量と対応する固溶Nの量と密接に関連していることが分った。また照射硬化は固溶N(又はC)との相互作用の強さで主として解釈された。

論文

Fatigue crack propagation behaviour of ASTM A533B and A302B steels in high temperature aqueous environment

近藤 達男; 菊山 紀彦; 中島 甫; 新藤 雅美

Heavy Sect.Steel Technol.Program 6th Annual Inf.Meet.(Paper No.6), p.1 - 17, 1972/06

抄録なし

論文

Neutron irradiation embrittlement of structural steels in nuclear power reactor

藤村 理人; 川崎 正之

Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 8, p.48 - 56, 1968/00

抄録なし

口頭

電気炉溶解した低放射化フェライト鋼F82Hの材料特性

酒瀬川 英雄; 谷川 博康

no journal, , 

核融合原型炉のためには約11,000トンの低放射化フェライト鋼が必要となる。この量はこれまで用いられてきた真空誘導溶解炉(数トン程度)のみの利用で対応できる量ではなく、より多くの量を溶解できる商用電気炉(数十トン以上、最大級で数百トン)の利用が必要となる。しかしこのような溶解量のスケールアップは材料特性に影響を及ぼすことが一般的であり、もし有意な特性低下が認められた場合、材料の実用化に際して解決すべき最初の課題となる。そこでここでは上記の大量製造を目標として電気炉溶解によるF82H(BA12ヒート鋼: Fe-8Cr-2W-0.2V-0.08Ta)を製作しその材料特性を調査した。そしてこれまで取得済みのF82Hの材料特性と比較することで、その影響を明らかとすることを目的とした。

口頭

改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発,3-3; 改良ステンレス鋼燃料被覆管の機械的特性

Aghamiri, M. S.*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 林 重成*; 曽和 貴志*; 菅原 直也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

no journal, , 

事故時の燃料被覆管の材料設計では、その微細組織と機械的特性は重要である。本研究では、種々の押出材, 回復材及び再結晶材FeCrAl-ODS鋼の微細組織と引張特性を比較、検討して、最適処理材を提案した。

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