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論文

Coexisting spin resonance and long-range magnetic order of Eu in EuRbFe$$_{4}$$As$$_{4}$$

飯田 一樹*; 永井 佑紀; 石田 茂之*; 石角 元志*; 村井 直樹; Christianson, A. D.*; 吉田 紘行*; 稲村 泰弘; 中村 博樹; 中尾 朗子*; et al.

Physical Review B, 100(1), p.014506_1 - 014506_8, 2019/07

 被引用回数:29 パーセンタイル:85.61(Materials Science, Multidisciplinary)

パルス中性子散乱実験による鉄系超伝導体EuRbFe$$_{4}$$As$$_{4}$$のスピン揺らぎ、磁気構造の測定を行い、同物質における超伝導体対称性などの議論を行った。

論文

国際核融合エネルギー研究センターの高性能計算機システムHeliosを利用した国内シミュレーション研究プロジェクトの進展

石澤 明宏*; 井戸村 泰宏; 今寺 賢志*; 糟谷 直宏*; 菅野 龍太郎*; 佐竹 真介*; 龍野 智哉*; 仲田 資季*; 沼波 政倫*; 前山 伸也*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 92(3), p.157 - 210, 2016/03

幅広いアプローチ協定に基づいて国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)の計算機シミュレーションセンター(CSC)に設置された高性能計算機システムHeliosは、2012年1月に運用を開始し、日欧の磁気核融合シミュレーション研究に供用され、高い利用率の実績を示すとともに、炉心プラズマ物理から炉材料・炉工学にわたる広い分野で多くの研究成果に貢献している。本プロジェクトレビューの目的は、国内の大学や研究機関においてHeliosを利用して進められているシミュレーション研究プロジェクトとその成果を一望するとともに、今後予想される研究の進展を紹介することである。はじめにIFERC-CSCの概要を示した後、各研究プロジェクト毎にその目的、用いられる計算手法、これまでの研究成果、そして今後必要とされる計算を紹介する。

論文

Influence of microstructure on IASCC growth behavior of neutron irradiated type 304 austenitic stainless steels in simulated BWR condition

加治 芳行; 三輪 幸夫*; 柴田 晃; 中野 純一; 塚田 隆; 高倉 賢一*; 仲田 清智*

International Journal of Nuclear Energy Science and Engineering, 2(3), p.65 - 71, 2012/09

JMTRにおいて288$$^{circ}$$C、BWR模擬水質で照射したコンパクトテンション(CT)試験片を用いてき裂進展試験を実施した。腐食電位が高い条件で応力拡大係数が10から30MPam$$^{1/2}$$の範囲では、2dpaまでは中性子照射量が増加するにしたがって、き裂進展速度が増加するが、2から10dpaの範囲ではほぼ同じ値となる。ミクロ組織観察や析出物周辺の局所ひずみ測定などにより、き裂進展速度に及ぼすミクロ組織の影響を調べた。本論文では、き裂進展速度とミクロ組織,照射硬化,照射誘起偏析の関係について議論した。

論文

Influence of microstructure on IASCC growth behavior of neutron irradiated type 304 austenitic stainless steels in simulated BWR condition

加治 芳行; 三輪 幸夫; 柴田 晃; 中野 純一; 塚田 隆; 高倉 賢一*; 仲田 清智*

Proceedings of 14th International Conference on Environmental degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), p.1181 - 1191, 2009/08

中性子照射した304ステンレス鋼のき裂進展試験をBWR条件で実施した結果を304L及び316Lステンレス鋼の結果と比較し、以下の結果を得た。(1)き裂進展速度は中性子照射量の増加とともに増加し、1.4dpa以上でKのべき乗則に従っていた。4.3dpa以上では304ステンレス鋼と304L及び316Lの低炭素ステンレス鋼ではK依存性の傾向が異なっていた。(2)304ステンレス鋼のき裂進展速度は、同じ照射量で低炭素ステンレス鋼よりも若干小さく、4dpa以上でも増加傾向を示し、9dpaでは1.0$$times$$10$$^{-9}$$m/sとなっていた。(3)均一伸びの照射量依存性が304及び304Lステンレス鋼と316Lステンレス鋼とで異なっていた。すなわち、チャンネル変形のような局所変形が優位になる照射量が316Lステンレス鋼の方が高い。(4)欠陥集合体の平均径において304ステンレス鋼が低炭素ステンレス鋼より若干大きい傾向があり、0.2%耐力の傾向と対応している。

論文

低炭素オーステナイト系ステンレス鋼SUS316Lの粒内・粒界の変形挙動の評価

長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*

圧力技術, 47(4), p.236 - 244, 2009/07

本研究では、冷間加工により予ひずみを与えた低炭素ステンレス鋼SUS316Lの変形挙動を調べるために微小硬さ試験とAFM観察を実施し、以下の結果を得た。同じ塑性ひずみを負荷したにもかかわらず、予ひずみを与えなかったものよりも30%冷間加工材の方がすべり帯の間隔がより狭く、粒界近傍にすべり帯が集中していることがわかった。微小硬さが300以上となる領域が30%以上の冷間加工材の特に粒界において多く見られた。これらのことから粒界における変形の非均一性が低炭素ステンレス鋼のIGSCC進展機構の重要な要因であることが示唆される。

論文

Recent results on beryllium and beryllides in Japan

三島 良直*; 吉田 直亮*; 河村 弘; 石田 清仁*; 波多野 雄治*; 柴山 環樹*; 宗像 健三*; 佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; 土谷 邦彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1382 - 1386, 2007/08

 被引用回数:26 パーセンタイル:84.21(Materials Science, Multidisciplinary)

高い発電効率を目指した核融合原型炉ブランケットに必要な「高温・高照射量に耐えうる先進機能材料であるベリリウム金属間化合物の開発」を全日本規模の産学官連携で実施し、平成16$$sim$$17年度に得られた新たな結果と今後の研究開発計画についてまとめた。その結果、Be-Ti合金は既存の中性子増倍材料であるベリリウム金属と比較して、構造材料(F82H)等との両立性が良いこと、トリチウムインベントリーが小さいことなどの優れた特性を有することを明らかにした。

論文

Northern Hemisphere forcing of climatic cycles in Antarctica over the past 360,000 years

川村 賢二*; Parrenin, F.*; Lisiecki, L.*; 植村 立*; Vimeux, F.*; Severinghaus, J. P.*; Hutterli, M. A.*; 中澤 高清*; 青木 周司*; Jouzel, J.*; et al.

Nature, 448(7156), p.912 - 916, 2007/08

 被引用回数:328 パーセンタイル:96.37(Multidisciplinary Sciences)

気候変化に関するミランコヴィッチ理論は、氷期-間氷期のサイクルが北半球の高緯度域における夏期の日射量の変化によって駆動されると提唱している。本論文では、ドームふじとボストーク基地の氷床コアに閉じ込められた空気中の酸素分子と窒素分子の存在比をもとに、過去36万年に渡って南極大陸に起こった気候変化の新しい年代情報を示す。この比は、この地域の夏期の日射量の代理指標であるため、気候記録と軌道パラメーターの間の位相差を仮定する必要なしに、軌道チューニングによってコア年代を構築することが可能である。この正確な年代をもとに、氷床コアから得られた気候記録と日射量変化の間の位相関係を調べることができる。その結果、軌道要素変動の時間スケールにおける南極大陸の気候変化は北半球の日射量変化よりも数千年遅れていたことと、過去4回の退氷期における南極気温と大気中二酸化炭素濃度上昇は北半球の夏期の日射量が上昇する位相で起こったことが示された。これらの結果は、北半球の夏期の日射量が過去4回の退氷期のきっかけとなったとするミランコヴィッチ理論を支持している。

論文

核融合炉ブランケットの先進中性子増倍材料としてのベリリウム金属間化合物の開発

土谷 邦彦; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 田中 知*; 内田 宗範*; 石田 清仁*; 柴山 環樹*; 宗像 健三*; 佐藤 芳幸*; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 83(3), p.207 - 214, 2007/03

原型炉用増殖ブランケットに必要な「高温・高照射に耐えうる先進中性子増倍材料」の開発について、ベリリウム金属間化合物であるBe$$_{12}$$Ti等に着目し、各種特性(機械的特性,化学的特性,照射特性等)及び微小球製造技術開発を全日本規模の産学官連携のもとで実施している。この先進中性子増倍材料の開発における最近の成果について紹介する。

論文

IASCC crack growth rate of neutron irradiated low carbon austenitic stainless steels in simulated BWR condition

茶谷 一宏*; 高倉 賢一*; 安藤 昌美*; 仲田 清智*; 田中 重彰*; 石山 嘉英*; 菱田 護*; 加治 芳行

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 9 Pages, 2007/00

中性子照射したコンパクトテンション試験片を用いたき裂進展速度試験を実施した。0.516から1.07$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで照射した316L及び304L母材と0.523から0.541$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで照射した316L及び308L溶接金属のき裂進展速度試験を288$$^{circ}$$C,定荷重,低応力拡大係数及び電気化学腐食電位条件で直流電位差法を用いて実施した。母材のき裂進展速度は、中性子照射量が増加するにしたがって増加した。母材及び溶接金属のき裂進展速度は、電気化学腐食電位レベルが減少するにしたがって明らかに減少した。

論文

CGR behavior of low carbon stainless steel of hardened heat affected zone in PLR piping weld joints

安藤 昌視*; 仲田 清智*; 伊藤 幹朗*; 田中 徳彦*; 越石 正人*; 小畠 亮司*; 三輪 幸夫; 加治 芳行; 早川 正夫*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 16 Pages, 2007/00

実機PLR配管を模擬した溶接継ぎ手から作製したSUS316NG鋼の試験片を用いて、BWR環境を模擬した水中で長期間の応力腐食割れ進展試験を行った。試験片は溶接部過程での熱収縮により硬化した熱影響部から作製し、そのような部位での傷の進展挙動を評価するための応力腐食割れ進展速度線図を得ることを目的とした。鍛造管材と引き抜き管材の溶接継ぎ部が、幾つかの溶接方法で作成した。得られた応力腐食割れ進展速度は、溶体化熱処理材から得られた進展速度よりも速くなった。硬化したSUS316NGのき裂進展速度は、材料や溶接方法によらず、硬さと関連性を持っていた。硬さが210から250Hvの範囲では、き裂進展速度は硬さの増加とともに大きくなった。低炭素ステンレス鋼の硬化した熱影響部で応力腐食割れ進展速度が加速される機構は、き裂先端のひずみ分布及びAFM画像に基づいて推定された。き裂先端での塑性ひずみ勾配と粒界に沿った局所的ひずみの相互作用が重要であると予想された。

論文

Deformation behavior around grain boundaries for SCC propagation in hardened low-carbon austenitic stainless steel by micro hardness test

長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫; 安藤 昌美*; 仲田 清智*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 15 Pages, 2007/00

日本の沸騰水型軽水炉プラントにおいて低炭素ステンレス鋼製の炉心シュラウドや再循環系配管において応力腐食割れが見つかっている。ここでは、粒界型応力腐食割れが溶接金属周辺の硬化した熱影響部を伝播していた。硬化した熱影響部を模擬するために室温で10%及び30%冷間加工した低炭素オーステナイトステンレス鋼316Lの強化挙動及び局所的な塑性変形をミクロ硬さ試験装置により測定するとともに、原子間力顕微鏡を用いて観察した。き裂先端の塑性域を模擬するために、降伏点(0.2%塑性ひずみ)までの引張変形を付与した。本研究の結果、316Lの粒界型応力腐食割れ進展メカニズムの1つは、粒界強化挙動と粒界近傍の局所的な塑性変形と関係していることがわかった。

論文

Status of beryllium R&D in Japan

河村 弘; 土谷 邦彦; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 宗像 健三*; 石田 清仁*; 波多野 雄治*; 柴山 環樹*; 佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; et al.

INL/EXT-06-01222, p.1 - 7, 2006/02

高い発電効率を目指した原型炉用高温発電ブランケットに必要な「高温・高照射量に耐えうる先進的機能材料であるベリリウム金属間化合物開発」を全日本規模の産学官連携で実施し、平成16$$sim$$17年度に得られた新しい結果と今後の開発についてまとめた。その結果、Be$$_{12}$$Tiは既存のベリリウム金属と比較して、構造材料等との両立性が良いこと、スエリングが小さいこと、トリチウムインベントリが小さいことなどの優れた特性を有することを国内での産学官連携により明らかにした。

論文

Present status of beryllide R&D as neutron multiplier

河村 弘; 高橋 平七郎*; 吉田 直亮*; 三島 良直*; 石田 清仁*; 岩立 孝治*; Cardella, A.*; Van der Laan, J. G.*; 内田 宗範*; 宗像 健三*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.112 - 118, 2004/08

 被引用回数:32 パーセンタイル:87.62(Materials Science, Multidisciplinary)

ベリウム金属間化合物研究の現状と今後の研究計画について紹介する。ベリリウム金属間化合物が、微小球形状の中性子増倍材料として利用できるか否かを明らかにするため、低放射化性等の利点を有するBe$$_{12}$$Tiを用いた研究が1997年から日本で開始された。まず、回転電極法による微小球製造性に関しては、BeとTiの状態図研究から開始し、組成と組織の相関を明らかにした。それらの結果から、回転電極法で製造するために必要な電極棒の製造方法として、(1)$$alpha$$BeとBe$$_{12}$$Tiの固溶体を用いる方法と(2)Be$$_{12}$$TiとBe$$_{17}$$Ti$$_{2}$$の固溶体を用いる方法を選定し、(1)の方法により試作試験を行った。その結果、微小球が得られることが明らかになった。さらに、Be$$_{12}$$Tiの核的特性や各種特性評価を行った。それらの結果から、Be金属に比べて、トリチウムのインベントリーが小さく、構造材料やトリチウム増殖材料との両立性も優れており、水蒸気や空気中における化学反応性も小さいことが明らかになった。また、加速器を用いた照射損傷試験の結果、Be金属よりも照射損傷を受けにくいことが明らかになった。今後は、IEA国際協力の元、ヘリウムがベリリウム金属間化合物中に6000appm生成するまで中性子照射を行い、スエリング特性等を明らかにする予定である。

論文

EXAFS study on local structural changes in amorphous Fe-Zr-B alloys

中田 芳幸*; 原 尚之*; 広津 禎彦*; 江村 修一*; 牧野 彰宏*; 宇留賀 朋哉*; 原田 誠*; 西畑 保雄; 米田 安宏; 久保園 芳博*

Japanese Journal of Applied Physics, 38(Suppl.38-1), p.404 - 407, 1999/06

非晶質合金Fe-Zr(7at%)-B(3at%)と693K及び773Kにて1時間熱処理された試料について、局所構造の変化を明らかにするために、Zr-K吸収端でのEXAFSスペクトルを調べた。解析により次のことが示された。Fe-Zr及びZr-Zrの原子間距離は熱処理によって伸び、Fe$$_{3}$$ZrまたはFe$$_{2}$$Zr金属間化合物での原子間距離に近付く。この原子間距離の変化は中距離の秩序化したクラスターが熱処理中に成長していることを示唆している。

論文

The XAFS beamline BL01B1 at SPring-8

宇留賀 朋哉*; 谷田 肇*; 米田 安宏; 竹下 邦和*; 江村 修一*; 高橋 昌男*; 原田 誠*; 西畑 保雄; 久保園 芳博*; 田中 庸裕*; et al.

Journal of Synchrotron Radiation, 6(Part3), p.143 - 145, 1999/05

X線吸収スペクトル(XAFS)専用ビームラインBL01B1がSPring-8の偏向電磁石光源に建設され、1997年10月より供用が開始されている。精密ステージや制御プログラムは光学素子を調整するために設計され、さまざまな実験条件下での当初の目的の性能を達成する。一般的なXAFS測定で、4.5から110keVの範囲で質の良いデータを得ることができる。

口頭

SCCき裂先端近傍の変形挙動解析,3; EBSP法による塑性変形解析

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 長島 伸夫*; 早川 正夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*; 越石 正人*

no journal, , 

国内の沸騰水型軽水炉(BWR)の低炭素ステンレス鋼製の炉心シュラウド及び再循環系(PLR)配管の溶接部近傍に応力腐食割れ(SCC)が多発しており、同鋼のSCC機構の解明が求められている。本研究ではSCC機構に及ぼすき裂先端塑性変形挙動の影響を検討するため、後方散乱電子線回折パターン(EBSP)法によりSCCき裂先端の塑性変形挙動の解析を実施した。その結果、SCCき裂は、疲労予き裂から45$$^{circ}$$程度傾いた方向に分岐しながら結晶粒界を進展しており、主としてランダム粒界を進展していた。き裂から1結晶粒程度のき裂の極近傍での塑性変形量は、10$$sim$$20%程度と大きな値を示した。また、SCCき裂の両側の塑性変形量は不均等であり、一方の結晶粒で大きな塑性変形が観察される傾向が見られた。これらの結果から、SCCき裂進展は1結晶粒程度のき裂先端極近傍の塑性変形に律速されていることが推測された。

口頭

照射材の高温水中SCC進展挙動に及ぼす照射速度の影響に関する検討

加治 芳行; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 柴田 晃; 加藤 佳明; 荒井 健作*; 仲田 清智*

no journal, , 

照射速度の異なる照射材を用いて、沸騰水型原子炉(BWR)の炉内を模擬した高温高圧水環境下でのSCC進展試験を実施し、SCC進展挙動に及ぼす照射速度の影響について検討した。その結果、本研究で実施した2種類のデータからSCC進展速度に及ぼす照射速度の影響はほとんどないことが明らかになった。

口頭

中性子照射したSUS304鋼のBWR模擬高温水環境におけるIASCC進展挙動評価

加治 芳行; 三輪 幸夫; 柴田 晃; 加藤 佳明; 田口 剛俊; 中野 純一; 塚田 隆; 高倉 賢一*; 仲田 清智*

no journal, , 

材料試験炉(JMTR)において288$$^{circ}$$CのBWR模擬水環境下で0.62$$sim$$9.2dpaまで照射した304系ステンレス鋼のき裂進展速度試験を実施し、ミクロ組織,照射硬化及び照射誘起偏析とき裂進展速度の関係について検討した結果について報告する。

口頭

SCC growth behavior of type 304 stainless steel irradiated under the different dose rates at JMTR

塚田 隆; 加治 芳行; 宇賀地 弘和; 中野 純一; 近藤 啓悦; 荒井 健作*; 仲田 清智*

no journal, , 

中性子照射速度が304型ステンレス鋼の機械的性質と応力腐食割れ(SCC)成長挙動に与える影響を研究するため、照射後のき裂進展試験,引張試験及びミクロ組織観察を実施した。試験片の照射は、材料試験炉(JMTR)において異なる照射速度で約1dpaまで行った。照射硬化は高照射速度の場合に大きくなり、粒界での照射誘起偏析に違いは異なる照射速度で見られなかった。また、IASCC成長挙動において照射速度の明らかな影響は現われなかった。

口頭

Cs$$_{2}$$O and ZrO$$_{2}$$ containing Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$-CoO-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$-P$$_{2}$$O$$_{5}$$ glasses

矢野 哲司*; 岸 哲生*; 中田 善幸*; 小藤 博英; 竹内 正行

no journal, , 

Solubility of caesium oxide and zirconium oxide into iron-phosphate glass was investigated, and the properties, micro- and atomic structures were analyzed. Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$-CoO-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-Fe$$_{2}$$O$$_{3}$$-P$$_{2}$$O$$_{5}$$ glass system has been developed for the glass matrix with high chemical durability and high loading capacity of high-level radioactive wastes, especially from the pyrochemical processing system. Encapsulation of more than 35 outer mass% of HLW oxides have been achieved in the laboratory scale melting, and it also attains much higher chemical durability than that of borosilicate glass system. In this work, we give our focus on the potential of the immobilization of Cs$$_{2}$$O and ZrO$$_{2}$$ in this glass system.

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