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-irradiated graphite surfaces using photon-stimulated desorption spectroscopy関口 哲弘; 馬場 祐治; 下山 巖; Nath, K. G.
Surface and Interface Analysis, 38(4), p.352 - 356, 2006/04
被引用回数：3 パーセンタイル：7.13(Chemistry, Physical)部分電子収量(PEY)法と光刺激イオン脱離(PSID)法とを組合せた新しいX線吸収端微細構造(NEXAFS)分光法の開発を行った。その開発された検出器を用いてFイオン照射により表面修飾を施したグラファイト最表面における結合配向を調べた。PEY法により測定されたフッ素1s内殻励起準位の角度依存NEXAFSスペクトルには大きな偏光角度依存は認められなかった。それに対し、飛行時間質量分析法によりFイオンを検出し、その収量を縦軸とするNEXAFSスペクトルを得た。Fイオン収量スペクトルは吸収スペクトルと異なり=C-Fサイトに由来する
*(C-F)励起において強度増強された。またそのピークのみピーク面積が顕著に偏光角度に依存した。イオン脱離と二次電子放出のそれぞれの観測深さを見積もり考察を行った。イオン収量XAFSは表面敏感であり、電子収量XAFSはバルク敏感であると結論した。またHイオンやFイオンの収量XAFSスペクトルも表面構造や解離・脱離過程に関して有用な知見を与えることもわかった。
角田 淳弥; 石原 正博; 中川 繁昭; 菊地 孝行; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.81 - 88, 2004/10
被引用回数：4 パーセンタイル：29.18(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)は、黒鉛減速ヘリウム冷却型中性子炉であり、高温のヘリウムガスの取り出しが可能であるとともに高い固有の安全性を有している。炉内構造物は、高温のヘリウムガスを得るため耐熱性に優れた黒鉛材料を用いている。HTTRの炉内構造物は、黒鉛構造物,金属製炉心支持構造物及び金属製遮へいブロックから構成される。本報では、特にHTTRの炉心支持構造物についての設計方針及び供用期間中検査(ISI)の計画について述べる。
塙 悟史; 石原 正博; 柴田 大受
Transactions of 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-17) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/08
工学的観点からより現実的な破壊モデルを黒鉛構造物の設計法に応用することが重要と考えられる。そこで、微細構造を考慮できる脆性破壊モデルの多軸破壊への応用性を検討した。脆性破壊モデルは、結晶粒の大きさのみならず気孔の大きさも扱うことができ、黒鉛結晶の異方性を考慮して確率論的に強度予測するものである。本研究では、脆性破壊モデルを多軸強度予測モデルに拡張し、準等方性黒鉛の強度予測を試みるとともに、内圧と軸荷重負荷による2軸強度データと比較検討した。検討の結果、2軸強度の実測データに対して本モデルによる予測結果は、平均強度のみならず強度分布についても良い予測結果が得られることが明らかとなり、本脆性破壊モデルのより現実的な設計手法としての応用性を示した。
角田 淳弥; 塙 悟史; 菊地 孝行; 石原 正博
JAERI-Tech 2003-023, 37 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-023.pdf:7.79MB
高温工学試験研究炉(HTTR)では、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認するために、供用期間中検査(ISI)としてのTVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査及びサーベイランス試験片を用いた物性値の測定を行うこととしている。そこで、平成8年9月から平成10年6月にかけて視検査に用いる供用期間中検査装置の開発を行った。また、開発した検査装置を用いて炉心支持黒鉛構造物の初期据え付け時における目視検査を行った。その結果、TVカメラを用いた炉心支持黒鉛構造物の目視検査で、鮮明な画像が得られることを確認するとともに、炉心支持黒鉛構造物の初期据付時の健全性を確認した。
後藤 純孝*; 柳生 純一; 正木 圭; 木津 要; 神永 敦嗣; 児玉 幸三; 新井 貴; 田辺 哲朗*; 宮 直之
Journal of Nuclear Materials, 313-316, p.370 - 376, 2003/03
被引用回数：46 パーセンタイル：92.95(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60UのW型ダイバータ領域で使用された黒鉛タイル表面上の損耗・再堆積膜分布を測定した。タイルの使用時期は1997年6月-1998年10月のプライベートフラックス領域内側からの片側排気時期で、2度のボロニゼーション、約3000回以上のD-D放電が実施された。トロイダル方向の損耗深さをダイヤルゲージにより、また再堆積膜厚さは断面SEM観察により実測し、膜の元素組成と膜中のホウ素の化学結合状態をX線光電子分光法(XPS)で解析した。外側ダイバータ板表面は損耗が支配的で、最大損耗深さ20マイクロメータが、また内側ダイバータ板では再堆積が支配的で、再堆積膜最大厚さは60マイクロメータであった。再堆積膜の下部は柱状微構造で、厚い膜では層状構造との多層構造が観察された。再堆積膜の組成は主成分の炭素の他、3-4%のホウ素,0.6%以下の酸素、Ni,Fe,Crであり、ホウ素は炭素と結合している可能性が最も高い。一方ドーム領域では、外側ウィング及び頭頂部タイル上では連続的な再堆積膜は観察されず、内側ウィングタイルの上部領域には20マイクロメータ厚さの再堆積膜が認められた。損耗・再堆積のポロイダル非対称性はダイバータ領域におけるプラズマ粒子負荷条件の内外非対称性(内側がより低温・高密度)に起因すると解釈された。
馬場 祐治; 関口 哲弘; 下山 巖
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 194(1), p.41 - 46, 2002/07
被引用回数：4 パーセンタイル：29.34(Instruments & Instrumentation)炭化ケイ素(SiC)にはいくつかの安定層があるが、いずれもsp3結合で構成された結晶構造をもつ。最近、第一原理計算により、sp2結合から構成される二次元グラファイト構造をもつSiCが安定に存在する可能性が報告された。本研究はこれを実験的に検証するため、グラファイト単結晶に低エネルギーシリコンイオンを注入し、シリコン原子周囲の電子状態と構造をX光電子分光法(XPS)と直線偏光した放射光を用いたX線吸収端微細構造法(XANES)により調べた。Si/C比が0.01の試料におけるSi K-吸収端のXANESスペクトルには、sp2結合の
軌道への遷移と思われる低エネルギーピークが観測されるとともに、このピーク強度に顕著な偏光依存性が認められた。偏光解析の結果、軌道はグラファイト面に垂直に近いことが明らかとなった。このことから、シリコン濃度の小さい範囲においては、グラファイト構造をもつSixC層が存在し得ることが明らかとなった。
石原 正博; 高橋 常夫*; 塙 悟史
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2001/08
Burchellにより提案された黒鉛材料の微細組織構造を考慮した確率論的な破壊モデルは、微細組織として粒子サイズ、気孔サイズ及びその分布が考慮でき、平均引張強度のみならず引張強度分布も精度よく予測できることから注目されている。そこで、この微細構造を考慮した脆性破壊モデルの応力勾配下への適用性について検討するとともに、セラミックス材料で広く用いられているワイブル理論との比較検討を行った。その結果、微細構造に基づく破壊モデルは、曲げ強度のみならず曲げ応力と引張応力の混在した応力状態でも強度の予測が可能であること、また、ワイブル理論とほぼ同じ強度予測をするものであることが明らかとなった。
石原 正博; 二川 正敏
JAERI-Data/Code 97-054, 67 Pages, 1997/12
JAERI-Data-Code-97-054.pdf:1.23MB
セラミックスの脆性破壊強度を、競合リスク理論に基づき評価する計算コード「STEP」を開発した。本コードでは、脆性材料の破壊様式を表面破壊モード及び内部破壊コードに区別して扱い、評価対象物の応力分布を用いてその脆性破壊強度を評価するものである。特に、汎用性を持たせるために、汎用FEM応力解析コード「ABAQUS」と組み合わせて強度評価ができるようにした。本報告は、「STEP」コードで扱う基礎式、「ABAQUS」コードと組み合わせたシステム構成及び検証解析結果についてまとめたものである。
伊与久 達夫; 塩沢 周策; 石原 正博; 荒井 長利; 奥 達雄*
Nucl. Eng. Des., 132, p.23 - 30, 1991/00
被引用回数：23 パーセンタイル：89.72(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内構造物は、主に、耐熱性に優れた黒鉛材料により構成している。黒鉛材料は延性は僅かであり、金属材料に比べ応力-ひずみ特性等が異なり、既に確立している金属構造物の技術基準を直接黒鉛構造物に適用することは出来ない。そのため、原研において、HTTR用に黒鉛構造設計方針を策定した。本方針は、米国ASMEで提案している高温ガス炉用炉心支持黒鉛構造物の技術基準:SecIII,Div.2 Subsection CE(draft)を参考にし、多軸破壊、軸圧縮制限、酸化効果及び品質管理の項目を独自に定めている。本報は、HTTRの黒鉛構造物の説明と黒鉛構造物の設計方針について、特にASME CEコードとの相違を中心に述べたものである。
稲垣 嘉之; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 90-020, 70 Pages, 1990/02
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物は、黒鉛ブロック及びポストの積層構造で構成され、炉心を支持するとともに炉心で加熱された冷却材の流路を形成する。炉心支持黒鉛構造物は、原子炉の供用期間中(約20年間)に一度の交換も予定しない永久構造物である。その健全性を維持するために、十分な開発試験に基づいた余裕のある設計を行っており、万一、炉心支持黒鉛構造物の破損あるいは破壊が生じたとしても、原子炉の安全性が確保されることを確認している。また、製作時には厳重な品質管理を行うとともに、供用期間中に目視観察やサーベイランス試験を行い、炉心支持黒鉛構造物の健全性を確認する計画である。本報は、炉心支持黒鉛構造物の健全性を保証する基本的な考え方について報告するものである。
)の建設,(I); 試験部の概要と試験体國富 一彦; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫; 近藤 康雄; 根小屋 真一; 宮本 喜晟; 秋定 俊裕*; 山口 茂
日本原子力学会誌, 30(4), p.333 - 342, 1988/04
被引用回数：1 パーセンタイル：29.57(Nuclear Science & Technology)炉内構造物実証試験部(T試験部)は日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の炉床部を模擬した実寸大のモデルである。本試験部は炉床部の伝熱特性および炉床部の構造健全性を確認することを試験目的としており、昭和58年3月に設計、製作を開始し、昭和61年6月完成した。本報ではT試験部の概要について述べると共に、炉床部の建設および予備試験より得られた結果を示す。
佐藤 好毅
Journal of the Physical Society of Japan, 24(3), p.489 - 492, 1968/00
被引用回数：21抄録なし
