2011/11JNC-1サイトでは、2008年8月から、プルトニウム取扱施設を有するサイトとしては世界で初めて、統合保障措置が適用された。JNC-1サイト統合保障措置アプローチは、保障措置の効果及び効率化の向上を目指すとともに、施設者にとっても、検認活動の効率化を図ることにより、検認活動による施設操業への影響を低減するメリットが得られるように開発された。関する評価を実施した。その結果、それぞれの施設で統合保障措置の適用効果は異なっており、これは施設の特徴、設備の自動化レベル及び保障措置システムの高度化レベル等の違いにより生じていることを確認した。本報告書では、施設者の観点からのMOX燃料施設に対する統合保障措置適用の評価結果及び今後の統合保障措置の運用等に関する課題について報告する。2008/01http://www.jspf.or.jp/Journal/PDF_JSPF/jspf2008_01/jspf2008_01-70.pdf2007年の秋季に、国際トカマク物理活動に関する上記4つの会合が開催された。行われ、グループ間の合同会合も多数開かれた。日本の参加者は44名に上った。「MHD」の会合は、ガルヒン(ドイツ)のマックスプランク研究所で行われた。Atomic社で、「MHD」は那珂核融合研究所で開催の予定である。2007/09http://ci.nii.ac.jp/naid/400156545142007年春季に開催された国際トカマク物理活動(ITPA)の7つのトピカルグループ(TG)会合の報告である。(ITER)等の燃焼プラズマ実験における重要度の高い物理課題に関して、議論・検討が行われた。日本からの参加者数は27人であった。以下に、TGごとの開催日程及び開催地を示す。TG:5月21日-24日、サンディエゴ(米国),(7)スクレイプオフ層及びダイバータ物理TG:5月7日-10日、ガルヒン(ドイツ)。2006/07http://ci.nii.ac.jp/naid/400074189882006年の1月から4月にかけて開催されたITPA(国際トカマク物理活動)の7つのトピカル物理グループ(「スクレイプオフ層及びダイバータ物理」,「MHD」,「周辺及びペデスタルの物理」,「定常運転」,「計測」,「輸送物理」,「閉じ込めデータベースとモデリング」)の会合に関する報告である。7つの会合を合わせて、原子力機構から担当委員12名が参加するとともに、委員外4名が発表を行った。磁場リップル低減のためのフェライト鋼装着後のプラズマ性能の向上等のJT-60の実験結果が報告された。2005/02http://ci.nii.ac.jp/naid/400066493272004年の秋季に、ITPA(国際トカマク物理活動)に関する7つの会合が開催された。6日,ポルトガル,ヴィラモウラ)の翌週にリスボンのリスボン工科大学に集中して開かれた。結果報告と活発な議論が行われた。日本側から多くの継続した寄与が望まれることから、本会合では初めて核融合フォーラムから滞在費・旅費の補助が大学及び研究機関の研究者9名に対し行われ、各グループの重要課題の解決及び国際研究活動の進展に貢献した。指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。よる事業者による健全性評価報告書の妥当性確認に資するため、SCC進展評価線図の妥当性,き裂進展量の評価、及び健全性評価に関する調査を実施した。4号機のシュラウド中間胴部の溶接部近傍に確認された応力腐食割れを対象とした。線図の保守性を確認した。採用してき裂進展解析を行った結果、リング部及び中間胴部ともに、事業者の評価結果が保守的であることを確認した。シュラウドにき裂が存在する場合について、剛性の低下に関する構造解析を実施した結果、剛性低下はわずかであり、地震荷重に対するき裂の影響は小さいことを確認した。シュラウドの健全性に関して、運転時及び地震時の荷重条件から必要残存面積及び許容き裂長さを算定し、き裂進展解析結果と比較を行った。この結果、リング部及び中間胴部ともに、実運転4年間後も健全性は確保されることを確認した。(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。JMTRにおいて行ってきている。ついてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。付近の高温で使用可能な鍛造合金であるが、溶接割れ感受性が非常に高い。この合金を実用化するためには、溶接性の優れた溶加材を開発することが必須である。微量元素量の異なるNi-18.5Cr-21W合金の数多くのヒートを用いて、ビードオンプレート,肉盛溶接,曲げ試験などの溶接性試験を行った。Ti,Mgの適量添加は改善効果をもたらす一方、Zr,Y,Bのような元素は溶接割れ感受性を著しく高める。このような知見をもとに、Ni-Cr-W超合金用に溶接性の優れた溶加材を開発した。クリープ特性を評価した。10万時間で10MPaのクリープ破断強度をもつ母材と同程度のクリープ破断強度を有すことがわかった。(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。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。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。付近の高温で使用可能な鍛造合金であるが、溶接割れ感受性が非常に高い。この合金を実用化するためには、溶接性の優れた溶加材を開発することが必須である。微量元素量の異なるNi-18.5Cr-21W合金の数多くのヒートを用いて、ビードオンプレート、肉盛溶接、曲げ試験などの溶接性試験を行った。Ti,Mgの適量添加は改善効果をもたらす一方、Zr,Y,Bのような元素は溶接割れ感受性を著しく高める。このような知見をもとに、Ni-Cr-W超合金用に溶接性の優れた溶加材を開発した。クリープ特性を評価した。10万時間で10MPaのクリープ破断強度をもつ母材と同程度のクリープ破断強度を有することがわかった。2000/11https://doi.org/10.3327/jnst.37.949これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。Craking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。照射量の効果について明らかにした。付近の高温で使用可能な鍛造合金であるが、溶接割れ感受性が非常に高い。この合金を実用化するためには、溶接性の優れた溶加材を開発することが必須である。微量元素量の異なるNi-18.5Cr-21W合金の数多くのヒートを用いて、ビードオンプレート,肉盛溶接,曲げ試験などの溶接性試験を行った。Zr,Y,Bのような元素は溶接割れ感受性を著しく高めるが、Ti,Mgの適量添加は改善効果をもたらす。このような知見をもつに、Ni-Cr-W超合金用に溶接性の優れた溶加材を開発した。クリープ特性を評価した。10万時間で10MPaのクリープ破断強度をもつ母材と同程度のクリープ破断強度を有することがわかった。2000/00これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。照射量の効果について明らかにした。Cでの使用を目指した高温ガス炉用Ni-Cr-W合金の開発研究では、溶接用溶加材の開発が残された重要な課題である。Ni-18.5Cr-21Wを基本組成とした合金について溶加材の開発を行い、以下の結果を得た。(1)Ni-Cr-W合金では微量元素の量や熱処理条件が溶接割れ感受性に大きな影響を及ぼし、母材と同じ組成の合金では安定して良好な溶接性が得られない。(2)脱酸効果や脱硫効果のある元素の量を増加させても、耐溶接割れの改善効果はあまり認められないが、Ti,Mgの適量添加により若干の改善効果が得られる。(3)Zr,Y,Bなどの元素が溶接割れ感受性を著しく高めていることがわかり、これらの元素の量を低く抑えることにより良好な溶接性を持った溶加材を開発することができる。1999/00高速増殖炉「もんじゅ」の構造材である304ステンレス鋼を対象として、中性子照射による弾き出し損傷量を約2dpa一定に保ちながら、核変換ヘリウム生成量を1,3及び16appmの3水準に変えることにより、中性子照射材の機械的性質に及ぼすヘリウム生成量の影響を分離抽出することを目的として、熱中性子炉JMTR用の特殊照射キャプセルを開発した。Cで304ステンレス鋼の中性子照射を行い、照射材の引張、破壊靱性、クリープ、疲労の諸試験及びTEMによる組織観察を行うとともに照射前の基本特性試験を行う体系的な研究プログラムを進めてきた。照射後試験結果について述べる。(IASCC)の発生機構を解明する目的で、IASCC感受性に影響を及ぼす照射誘起マイクロストラクチャーや照射誘起偏析のうち、照射誘起マイクロストラクチャーに及ぼす添加元素の効果を調べた。供試材はSUS316系の高純度合金と、それに炭素、チタン、シリコン、リン、硫黄を単独又は複合して添加した合金の溶体化処理材である。マイクロストラクチャーの観察を行った。その結果、Moの添加によりフランクループの数密度と平均直径が低下した。炭素の添加により、フランクループの数密度が増大し、平均直径が低下した。Siの添加は、Moの添加と同様にフランクループの数密度及び平均直径の低下を起こした。他の元素、チタン、リン、硫黄の影響は、C及びSiの影響に隠された。1999/00これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。照射量の効果について明らかにした。