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矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.
Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04
パーセンタイル：100(Materials Science, Multidisciplinary)一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000
Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000Cでのクリープ強度は、650から850Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相が
から
相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。
井上 利彦; 関尾 佳弘; 渡邉 英雄*
まてりあ, 58(2), P. 92, 2019/02
イオン照射試験施設(TIARA)にて、イオン照射(照射温度: 600C、照射量: 100)を行った高速炉用オーステナイト系ステンレス鋼について、九州大学所有の収差補正原子分解能分析電子顕微鏡(JEM-ARM20FC)を用いて、微細組織観察とSTEMモードでの元素マッピング(EDS)を行い、照射による析出物等の挙動評価を行った。微細組織観察等の結果、照射領域において、粗大なボイドの形成が観察された。また、非照射領域に確認できるNbを含んだMXが観察されず、照射により分解・消失したものと考えられる。更に、Niが転位やボイド表面に偏析していることが顕著に観察された。これら最新の高性能電子顕微鏡の活用により、照射による析出物の挙動や転位周辺の元素偏析を明瞭に可視化することができた。これらの挙動を詳細に解析することで、高速炉材料の寿命因子となる析出物の消失や偏析、ボイドスエリングの照射損傷機構の解明が期待できる。
関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 坂口 紀史*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06
改良316オーステナイト鋼(PNC316)のスエリング特性に直接的に影響を及ぼす照射点欠陥挙動(特に空格子の拡散挙動)を定量的に評価することを目的として、異なる温度で中性子照射されたPNC316に対してランダム粒界近傍に形成されたボイド欠乏帯の幅をそれぞれ測定し、温度とボイド欠乏幅の関係からPNC316の空格子移動エネルギーを評価した。その結果、その値は1.46eVと評価され、既存の評価手法である電子線その場観察試験(転位ループの成長速度評価)の結果とよく一致した。このことは、ボイド欠乏帯解析が特に照射中の空格子移動エネルギー評価に有効な方法であり、このエネルギー評価が照射損傷形態が異なる電子線照射からではなく、中性子照射後試験から直接的に評価できることを示している。
川嶋 紘一郎*; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二
第24回超音波による非破壊評価シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), p.99 - 104, 2017/01
日本原子力研究開発機構において、高燃焼度用ナトリウム冷却高速増殖炉用燃料被覆管として、9Crの酸化物分散強化型(Oxide Dispersion Strengthened: ODS)鋼が開発されている。管厚の7%を検査基準として通常超音波法により欠陥の検査がなされているが、水浸高調波法による欠陥検出可能性を調査するため通常超音波検査合格部位について欠陥・異質部の調査を実施した。水浸高調波法により9Cr-ODS鋼管内の高調波散乱源を可視化した後、断面観察により検出された散乱源の寸法・形状をSEMにより、また組織・成分をEDSにより同定した。最小径10
m程度の酸化チタン粒子、マイクロボイド集合部、Cr集合体などを同定できた。
静川 裕太; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 前田 宏治
Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 5 Pages, 2017/00
本研究では、福島第一原子力発電所(1F)事故時における使用済燃料プールへの海水投入事象を踏まえて、燃料集合体部材のすきま腐食が発生する可能性の有無を調査するため、BWR炉心材料として使用されている304Lステンレス鋼を用いた電気化学腐食試験を塩水条件下において実施した。特にSUS304Lのすきま構造部を有する上部端栓部に注目し、基礎データを取得するため、簡易的な構造であるSUS304Lの板状すきま試験片に対し腐食すきま再不動態化電位測定を行った。その結果、SFP内の水質条件として含まれる温度80Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上または温度50Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上の条件において、すきま再不動態化電位
は自然浸漬電位
よりも卑となることから、すきま腐食が発生する可能性があることがわかった。
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12
被引用回数：4 パーセンタイル：31.55(Nuclear Science & Technology)The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y
O
) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12
被引用回数：4 パーセンタイル：31.55(Nuclear Science & Technology)The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.
丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二
Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.353 - 359, 2016/12
被引用回数：3 パーセンタイル：42.29(Nuclear Science & Technology)核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。
佐藤 裕*; 粉川 博之*; 藤井 啓道*; 矢野 康英; 関尾 佳弘
Metallurgical and Materials Transactions A, 46(12), p.5789 - 5800, 2015/12
PNC-FMSとSUS316鋼の異材接合に摩擦攪拌接合(Friction stir welding)を適用し、系統的に強度と組織の評価を実施した。その結果、接合欠陥の生じない健全な継手を得ることができた。なお、本研究の一部は、文部科学省原子力基礎基盤戦略研究イニシアチブにより実施された「摩擦攪拌接合によるNa高速炉心材料の新たな接合技術に関する研究」の成果である。
関尾 佳弘; 山下 真一郎; 坂口 紀史*; 高橋 平七郎*
Journal of Nuclear Materials, 458, p.355 - 360, 2015/03
被引用回数：7 パーセンタイル：22.72(Materials Science, Multidisciplinary)PNC316における空格子の拡散性に及ぼす添加元素の影響を評価するために、粒界近傍で形成される照射誘起ボイド欠乏帯を調べた。供試材として、添加元素を含むPNC316と含まないFe-15Cr-15Ni(モデル合金)を使用し、ボイドの形成が顕著となる照射条件下で中性子照射及び電子線照射が行われた。両鋼種における中性子照射後及び電子線照射後の微細組織観察の結果、両鋼種ともにランダム粒界近傍でボイド欠乏帯が形成され、PNC316において形成されたボイド欠乏帯の幅はFe-15Cr-15Niよりも狭くなることが示された。更に、この両鋼種のボイド欠乏帯幅の違いに着目して、PNC316における空格子の拡散性(特に空格子移動エネルギー)の解析・評価を行った結果、PNC316において空格子の拡散性が低下することが示された。
大図 章; 舘 義昭; 有田 裕二*
レーザー研究, 42(12), p.913 - 917, 2014/12
マイナーアクチニドを含む金属核燃料の合金製造時でのるつぼ内の合金溶融表面及びその表面からの蒸発物質のその場元素組成分析を目的として、レーザー誘起ブレークダウン分光分析法を合金製造過程に適用した。ジルコニウム, 銅, サマリウム、及びセリウムを模擬金属として使用した試験では、るつぼ温度に依存して溶融合金表面の元素組成が変動することが観測された。また、るつぼ温度の上昇に従ってるつぼ表面からの蒸発物質の元素組成をも同時に測定することができた。これらの適用試験により、レーザー誘起ブレークダウン分光分析法が合金製造過程の組成調査やるつぼ内の合金の挙動の解明に役立つことが示された。
関尾 佳弘; 山県 一郎; 山下 真一郎; 井上 賢紀; 前田 宏治
Proceedings of 2014 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2014) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2014/10
福島第一原子力発電所では、東日本大震災による電源喪失に伴い、使用済燃料プール内の燃料を冷却するために海水が注入された。これらの燃料集合体の健全性評価に資するため、燃料集合体部材であるジルカロイ-2被覆管の腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等の影響を評価する目的で、ジルカロイ-2燃料被覆管の照射材及び非照射材に対して海水(人工海水及び天然海水)を用いた約1,000時間までの浸漬試験及び浸漬後の引張試験を実施した。これらの結果、照射の有無や海水の違いによらず、材料表面の腐食やジルカロイ-2被覆管の強度特性の劣化が生じなかったことから、腐食挙動や強度特性に及ぼす塩化物イオン等(実海水特有成分)の影響は小さいと考えられる。
大洗研福島技術開発特別チーム; 福島燃料材料試験部
JAEA-Technology 2014-020, 52 Pages, 2014/07
JAEA-Technology-2014-020.pdf:21.21MB
本研究では、燃料集合体の長期健全性評価上重要かつ優先的に評価すべき部位・腐食事象を独自に選定するために、使用済燃料プールで経験した特異な環境によりFA構成部材において発生が懸念される腐食事象を幅広く抽出し、優先的に評価すべき部位及び腐食事象の絞り込みと対応する長期健全性評価手法案について検討した。燃料集合体健全性については、「燃料被覆管の密閉性」と「燃料集合体の構造健全性」の二つの観点からそれらの性能が維持・担保されているかを確認することとし、「燃料被覆管の密閉性」に関しては、ジルカロイ-2の海水腐食による強度低下が無いことを実証し、プール内で長期保管した場合でも「燃料被覆管の密閉性」が保たれる見込みを示した。一方、「燃料集合体の構造健全性」については、ジルカロイ-2とステンレス鋼の異種金属接触箇所を対象として、長期的な腐食挙動を実験的に予測する手法の概念を検討した。また、予測手法の妥当性検証のために異種金属接触模擬材を用いた塩水浸漬試験により本手法の妥当性を予備的に検討した。
関尾 佳弘; 山下 真一郎; 坂口 紀史*; 高橋 平七郎
Materials Transactions, 55(3), p.438 - 442, 2014/03
被引用回数：4 パーセンタイル：62.01(Materials Science, Multidisciplinary)316系ステンレス鋼における電子線照射下での点欠陥蓄積挙動に及ぼす添加元素の効果をボイド欠乏帯幅の解析から評価することを目的として、SUS316L及びSUS316Lベースの微量元素添加鋼(V, Zr)に対して電子線照射を行い、各鋼種で形成したボイド欠乏帯幅の解析から、空格子拡散係数、空格子フラックス及び実効空格子濃度を相対評価した。これらの結果、以下のことがわかった。(1)それぞれの鋼種において、ある一定の幅を持ったボイド欠乏帯幅が形成した。(2)ボイド欠乏帯幅は鋼種毎に異なり、添加元素を加えることによってその幅が低下した。(3)SUS316L及びSUS316L-Vのボイド欠乏帯幅の解析から、これらの鋼種間での空格子拡散係数、空格子フラックス及び実効空格子濃度の比を見積もると、Vを加えたことでそれぞれの比は0.50, 0.71, 1.41となり、点欠陥蓄積挙動に及ぼす添加元素の効果を数値的に評価することが可能となることを示唆する結果が得られた。
山県 一郎; 林 長宏; 益子 真一*; 佐々木 新治; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治
JAEA-Testing 2013-004, 23 Pages, 2013/11
JAEA-Testing-2013-004.pdf:8.59MB
東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故において、使用済燃料プールに保管されていた使用済燃料は、瓦礫の落下・混入や海水注入等、通常の運転時ではあり得ない環境に晒された。使用済燃料プール中の燃料集合体の健全性や、共用プール移送後の長期間保管における健全性の評価に資するため、新型転換炉「ふげん」にて使用されたジルカロイ-2燃料被覆管を用い、使用済燃料プールの模擬水として2倍に希釈した人工海水を用いた、液温80C、浸漬時間約336時間の浸漬試験を実施した。得られた主な結果は以下の通りであり、本試験条件において照射済みジルカロイ-2燃料被覆管への人工海水浸漬による機械的特性への影響はなく、顕著な腐食も生じないことを確認した。(1)浸漬前後の試料表面の外観に明確な変化は見られず、試料外表面近傍の酸化層等においても明確な変化は見られず、浸漬試験による顕著な表面腐食の進行はない。(2)引張強さ及び破断伸びは浸漬前後で有意な変化はなく、浸漬試験による機械的特性へ有意な影響はない。(3)照射済み試料を遠隔操作で浸漬試験及び引張試験を行うための手法を確立した。
矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.
JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11
JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB
安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。
矢野 康英; 佐藤 裕*; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 小川 竜一郎; 粉川 博之*
Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S524 - S528, 2013/09
被引用回数：8 パーセンタイル：34.56(Materials Science, Multidisciplinary)高速炉用に開発された11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)に、先進的固相接合である摩擦攪拌接合(FSW)を実施した。その共材接合体の強度と組織の特性について調査した。その結果、攪拌部の硬さが550Hvと母材の硬さ(330Hv)に比べて非常に高いにもかかわらず、室温での強度及び伸びは、母材に比べて優れていた。このような特性は、FSW中の結晶粒微細化の効果に起因して生じていると思われる。なお、本研究の一部は、文部科学省原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブにより実施された「摩擦攪拌接合によるNa高速炉炉心材料の新たな接合技術に関する研究」の成果である。
佐藤 裕*; 粉川 博之*; 矢野 康英; 関尾 佳弘
Friction Stir Welding and Processing, 7, p.91 - 99, 2013/03
高速増殖炉用に開発された11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)に先進的固相接合方法である摩擦攪拌接合(FSW)を適用し、強度と組織に及ぼす接合パラメーターの影響を評価した。なお、本研究の一部は、文部科学省原子力基礎基盤戦略研究イニシアチブにより実施された「摩擦攪拌接合によるNa高速炉炉心材料の新たな接合技術に関する研究」の成果である。
皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 田中 健哉
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03
高燃焼度燃料被覆管候補材料として原子力機構で開発を進めているODSフェライト鋼被覆管の照射特性を把握し、高速炉燃料としての適用性を判断するために「常陽」とBOR-60で照射試験を実施した。「常陽」では、照射温度693から1108Kの範囲で照射量33dpaまでの材料照射試験を実施し、照射後の強度特性や組織安定性等に関するデータを取得した。BOR-60では、燃焼度11.9at%、照射量51dpaまでの燃料ピン照射試験を実施し、燃料との共存性(被覆管内面腐食)や寸法安定性に関するデータを取得した。これらの結果から、ODSフェライト鋼被覆管の高速炉燃料としての優れた照射特性が確認できた。本論文では、これら照射試験で得られたODSフェライト鋼被覆管の照射特性について評価した結果を述べる。
水越 保貴; 安 哲徳
JAEA-Technology 2012-013, 26 Pages, 2012/06
JAEA-Technology-2012-013.pdf:6.74MB
昭和60年に竣工した照射材料試験施設は、核燃料物質使用施設であり、管理区域内雰囲気の排気を行う排気筒(スタック)が設けられている。本排気筒は、鉄筋コンクリート構造(RC造)で地上約40mの高さである。照射材料試験施設は、海沿いに位置しており建設後25年以上が経過したため、排気筒にはコンクリート剥離やひび割れや塩害等の経年劣化が生じていた。排気筒の経年劣化状況についてはこれまで調査方法が確立していなかったが、鉄筋・空洞の内部の劣化と塩害の把握に着目し、スタック全体のひび割れ発生状況の目視に加えて、電磁波レーダー法による鉄筋・空洞探査と塩化物含有量測定等の調査により詳細に把握する手法を選択した。本調査結果をもとに補修内容を検討して排気筒本体外表面部の劣化補修作業と、本体外表面のコンクリート厚さ不足部補修作業ことができた。以上の手法により経年劣化した排気筒の補修技術を確立したので、その詳細と実施結果について報告する。
