Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二
Journal of Nuclear Materials, 555, p.153105_1 - 153105_8, 2021/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Materials Science, Multidisciplinary)今回の研究目的は、400から600
Cで熱時効された11Crフェライト/マルテンサイト鋼とSUS316鋼を用いた異材接合部の引張特性と組織評価を実施することとした。微細組織観察はSEMとTEMを用いた。異材接合部の組織は少量の残留オーステナイト組織を含むラスマルテンサイト組織であった。400と450Cで2相分離とG相の形成に起因した熱時効硬化が確認されたが、明確な全伸びの低下は確認されなかった。また、破面としても劈開破壊よりむしろ細かな延性破面が支配的であった。引張強度の増加は2相分離に起因し、軟化相である残留オーステナイト相が延性保持に寄与していることが推察された。
Villaret, F.*; Boulnat, X.*; Aubry, P.*; 矢野 康英; 大塚 智史; Fabregue, D.*; de Carlan, Y.*
Materials Science & Engineering A, 824, p.141794_1 - 141794_10, 2021/09
被引用回数：0This article presents the Laser Beam Direct Energy Deposition (DED-LBD) process as a method to build a graded austenitic-to-martensitic steel junction. Builds were obtained by varying the ratio of the two powders during DED-LB processing. Samples with gradual transitions were successfully obtained using a high dilution rate from one layer to the next. Long austenitic grains are observed on 316L side while martensitic grains are observed on Fe-9Cr-1Mo side. In the transition zone, the microstructure is mainly martensitic. Characterizations were performed after building and after a tempering heat treatment at630C during 8h and compared to dissimilar Electron Beam (EB) welds. Before heat treatment, the DBD-LB graded area has high hardness due to fresh martensite formed during building. Tempering heat treatment reduces this hardness to 300 Hv. EDS measurements indicate that the chemical gradient between 316L and Fe-9Cr-1Mo obtained by DED-LB is smoother than the chemical change obtained in EB welds. Microstructures in DED-LB samples are quite different from those obtained by EB welding. Hardness values in DMD-LB samples and in welds are similar; the weld metal and the Fe-9Cr-1Mo HAZ are relatively hard after welding because of fresh martensite, as found in the DED-LB transition zone; both are softened by the tempering heat treatment. Both welds were overmatched at 20, 400 and 550C.
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*
Materials Transactions, 62(8), p.1239 - 1246, 2021/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)FeCrAl-ODS鋼被覆管を製作し、その被覆管の熱時効の影響を調査するために、450C,5000時間と15000時間の熱時効後に、硬さ試験,リング引張試験,TEM観察を実施した。全てのFeCrAl鋼被覆管で熱時効硬化が確認され、延性低下を伴う顕著な強度上昇も生じた。熱時効硬化挙動は(Ti, Al)リッチ相(
'相)析出とAl7wt%未満の場合は
'相析出も起因していると考えられる。同様の組成をもつFeCrAl-ODS鋼を比較した場合、再結晶材と未再結晶材で熱時効硬化は生じるが、後者は延性低下を伴わないことが明らかになった。この挙動の差は、結晶粒界,転位密度,試験片作製方向の影響が起因していると考えられる。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25
28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の中で北海道大学からの委託により原子力機構が実施した研究成果である。
鵜飼 重治*; 矢野 康英; 井上 利彦; 曽和 貴志*
Materials Science & Engineering A, 812, p.141076_1 - 141076_11, 2021/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nanoscience & Nanotechnology)FeCrAl-ODS鋼は、軽水炉の事故耐性燃料に対する有望な材料として期待されている。この合金に対してAlとCrは鍵となる元素であり、Crはアルミナ形成を促進し、Alは脆性相となるCrリッチ相(')の形成を抑制する重要な相乗効果を有している。今回の研究では、Cr(9-16at.%)とAl(10-17 at.%)の添加量を系統的に変化させ、室温, 300, 700度の引張試験を実施し、CrとAlの両添加に及ぼす固溶強化に関する調査を行った。その結果、軽水炉の運転温度である300度において、CrとAlの1at.%当りの固溶強化量は、それぞれ20, 5MPaと直線的に増加することが分かった。この固溶強化量は、一般的なFleischer-Friedel理論やLabusch理論では説明できず、鈴木の変形はラセン転位の2重キンク機構により説明可能であることを明らかにした。本研究成果は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管」の研究成果である。
伊藤 主税; 前田 茂貴; 井上 利彦; 富田 英生*; 井口 哲夫*
Radiation Protection, 40(6), p.491 - 495, 2020/11
Nbドシメータは、中性子断面積のエネルギー分布が鉄の弾き出し損傷関数と相似であり、高速中性子照射量や鉄のdpa評価に適するとともに、反応生成核種である
Nbは半減期が16.4年と長く、材料サーベイランス試験における性子照射量モニタになる利点を有する。本研究では、Nbドシメータを溶解・乾燥固化処理して自己吸収効果を低減させるとともに、誘導結合プラズマ質量分析装置でその重量を精度よく求め、誤差4%の高精度で反応率を測定できた。さらに、Nbドシメータ溶解に非放射性Nbを添加することにより、不純物の放射化物である
Taに起因する妨害X線の影響を定量評価し、反応率の測定精度低下を抑制した。本手法を「常陽」のドシメトリーに適用して
Nb(n,n')Nb反応率を測定した結果、Nbドシメータによる測定値と多重放射化箔法による評価値の比は誤差の範囲内で一致し、Nb反応率の高精度測定法を確立した。さらに、レーザー共鳴イオン化質量分析法を用いたNb収率の精密測定法を提案し、Nb原子の超微細構造を利用してNb原子核を選択的に共鳴イオン化する手法を開発した。
鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08
Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。
坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴
保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07
日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。
関尾 佳弘; 坂口 紀史*
Materials Transactions, 60(5), p.678 - 687, 2019/05
被引用回数：2 パーセンタイル：14.37(Materials Science, Multidisciplinary)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。
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
被引用回数：7 パーセンタイル：86.66(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1000C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：13 パーセンタイル：86.34(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：9 パーセンタイル：76.28(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：8 パーセンタイル：72.4(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：13 パーセンタイル：81.86(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。
