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服部 高典; 佐野 亜沙美; 町田 真一*; 大内 啓一*; 吉良 弘*; 阿部 淳*; 舟越 賢一*
High Pressure Research, 40(3), p.325 - 338, 2020/09
被引用回数：4 パーセンタイル：38.09(Physics, Multidisciplinary)パリエジンバラプレスを用いた中性子回折実験における圧力伝達媒体の実際的な影響を調べるために、種々の圧力媒体(Pb, AgCl,常温および高温の4:1メタノールエタノール混合液(ME), N
, Ar)を用いてMgOの回折パターンを約20GPaまで測定した。MgO 220回折線の線幅から見積もった試料室内の静水圧性は、Pb, AgCl, Ar,室温ME混合液, N, 高温MEの順に良くなる。これは、これまでのダイヤモンドアンビルセルを用いた結果と異なり、高圧下で固化した後も常温MEはArより高い性能を示す(パリエジンバラプレスで用いられたアンビルの窪みの効果と思われる)。これらの結果とより高い性能が期待されるNeが強い寄生散乱をだしてしまうこととを考えると、約20GPaまでの中性子実験においては、ME混合液(できれば高温が良い)が最良の圧力媒体であり、アルコールと反応する試料には液体Arで代替するのが良いことが明らかとなった。
菱沼 章道; 田淵 正幸; 沢井 友次
Intermetallics, 7(8), p.875 - 879, 1999/00
被引用回数：10 パーセンタイル：59.54(Chemistry, Physical)一般に金属間化合物は、高比強度、高比剛性、高耐食性などの優れた特性を有するものの、室温延性、靭性に乏しいため、すなわち脆いことが障害となってこれまで実用材料には至っていない。本研究では、まったく新しい取り組みとして、従来のL10と呼ばれる規則格子のTiAlをベースにバナジウムを添加することによって、さらに対称性の高いB2結晶構造を有する
相を発生させることにより、その最大の欠点である室温延性を飛躍的に向上させ、しかも強度特性も従来材料に比べて著しい高い値を有する合金の製造に成功した。その値は、従来のTiAl金属合金化合物に比べて数倍の室温延性と約2倍の強度を併せ持つ優れた特性を示している。
秦野 歳久; 黒田 敏公*; 岩立 孝治*; 大崎 敏雄*; 榎枝 幹男; 高津 英幸
Fusion Technology 1998, 1, p.97 - 100, 1998/00
核融合炉内構造物はプラズマ対向壁として銅の熱シンク上にベリリウムアーマを接合することが提案されている。本研究ではアーマと熱シンクの接合において熱間静水圧法(HIP)の適用を試みた。ベリリウムとアルミナ分散強化銅接合体のHIP条件を選定するために行ったスクリーニング試験では、金相観察と機械試験の結果より接合条件としてTi/Cu中間層でHIP温度580
CとAl/Ti/Cuの中間層でHIP温度550Cを選定し、その結果をもとに小型第一壁モックアップを試作した。製作したモックアップは10mm厚さのベリリウムタイル4個と肉厚1mmのステンレスの冷却管をもつ20mm厚さの銅の熱シンクで構成される。HIP後の外観検査よりベリリウムと銅の接合部は健全であった。
秦野 歳久; 深谷 清; 大楽 正幸; 黒田 敏公*; 高津 英幸
Fusion Technology 1996, 0, p.511 - 514, 1996/00
遮蔽ブランケットの研究開発において、構造体の製作及び熱・機械的特性の評価は重要なことである。そこでHIP(熱間静水圧)法を用いてアルミナ分散強化銅とステンレス鋼を接合した第一壁構造体部分モデルによる高熱負荷試験を行った。試験後、アルミナ分散強化銅とステンレス鋼の接合面の健全性を評価するため、第一壁構造体部分モデルの破壊観察を実施した。観察は試験体内部のHIP接合面と熱負荷表面に分けて行った。観察の結果HIP接合面にはく離やき裂等の欠陥は見られずHIP接合面が健全であることが確認された。また、表面から1mm深さの部分にボイドが多く発生していることが確認された。熱負荷表面の観察では多くの析出物が発生し、その析出物のEPMAの結果、アルミナ分散強化銅中のアルミナが凝集したものと考えられる結果を得た。
青山 成夫*; 石井 卓*; 堀田 政國*; 安達 健男*; 堀江 芳博*; 穂刈 利之*
PNC TJ1060 92-001, 240 Pages, 1992/03
国内で開発された装置(HGP-Perm-10)を用いて、東濃鉱山正馬様洞AN-1号孔において、深部地下水の採水、水質計測、成分分析及び水理特性を測定し、地下深部の水理特性・地化学特性データの蓄積を図った。採水、水質計測は深度540.5
560.5mの1区間で行い、総採水量は最終的に944lに達した採水期間は10日間に及び、得られた原位置センサーによる水質計測結果は、水温28.3
、pH6.3、ORP-430mV、電気伝導度1890
S/cmであった。フローセルセンサーによる地上での水質計測結果は、pH6.4、ORP-280mV、溶存酸素濃度0.25mg/l(換算値)であり、電気伝導度は不具合が発生し、正しく計測できなかった。また成分分析結果からは、Caと重炭酸イオンが多く、浅層地下水によく見られる水質を呈していた。また、
D,18Oの分析値は当該地域の地表水と地下水との中間的な値であった。水理特性試験は(1)947951m(2)948952m(3)946950m(4)540.5544.5m(5)277.5281.5mで実施された。水理特性試験の内容は初期間隙水圧測定、定常注入試験、非定常試験であった。初期間隙水圧測定は水晶式圧力センサを用いて実施され、91.9226.29kgf/cm2の範囲の測定結果が得られ、深度に応じてほぼ静水圧分布していることがわかった。定常注入試験では、有効注入圧力と流量データの良好なリニアリティが得られ、4
10-8710-6cm/secの3オーダー弱の範囲の透水性を評価することができた。また非定常試験では、定流量ポンプにより111cc/minの範囲で一定流量制御がなされ、0.0130.28md( 110-8310-7cm/sec)の範囲の浸透性を評価することができた。
依田 真一; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 125, p.113 - 116, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：74.05(Materials Science, Multidisciplinary)現在までに、静水圧下における黒鉛材料の変形挙動に関する研究は例を見ない。本報は、静水圧応力付加中の黒鉛材料の変形挙動を明らかとした。試料は、微粒等方性と超微粒等方性黒鉛(IG-11、Iso-20)の2種類を用いた。IG-11の静水圧下における変形挙動には、3つの領域が存在した。一方Iso-20には、2つの領域しか認められなかった。このことは、両者の気孔率、圧縮強度の相違に起因するものと思われる。両者の圧力一歪曲線の特徴は、下に凸形の特異なもので、いわゆるエラストマー的な曲線を呈していた。これは、黒鉛内部の気孔の変形と、これに伴う変形能の増加として説明された。さらに圧力一歪曲線より求めた体積弾性率は、計算より求めた値と良い一致をみた。また高圧力側での体積弾性率は、気孔を含まない仮想黒鉛材料の計算値と良い一致を見た。これより、黒鉛材料の静水圧下における変形挙動を明らかとし、黒鉛材料の基礎的知見を得ることができた。
依田 真一; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 118, p.214 - 219, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.31(Materials Science, Multidisciplinary)本研究は、原子炉用微粒等方性黒鉛材料の微細組織および引張変形挙動に及ぼす静水圧応力負荷の影響について調べたものである。走査電子顕微鏡観察の結果、黒鉛結晶の層面間で静水圧負荷によって、はくりが生じこれがマイクロクラックの形式に結びつくことが明らかとなった。また、静水圧負荷により黒鉛表面の凸凹が著しくなった。これは、静水圧負荷により黒鉛材料が塑性変形した結果生じた現象である。静水圧負荷後の黒鉛材料の引張変形挙動には、静水圧予応力の増加に伴い、Flow stressの低下、引張強さの低下、残留歪(塑性歪)の増加が認められた。これらの現象は、黒鉛材料が静水圧負荷によって弱くなることを意味する。これらの結果から、黒鉛材料では多軸応力下において静水圧成分の影響を無視できないと結論された。
依田 真一
JAERI-M 9758, 33 Pages, 1981/10
4種類の製造法の異なった9銘柄の原子炉用黒鉛材料について、常温での圧縮破壊にいたるまでの応力-歪関係および、繰返し荷重付加の影響について詳細な測定を行なった。この結果を基にして、各種黒鉛材料の破壊にいたるまでの全歪範囲における応力-歪関係の近似式を求めた。さらに黒鉛製造法に基ずく結晶配列に起因した応力-歪関係の相違および付加応力と残留歪の関係について検討した。この結果黒鉛内部の結晶配列により応力-歪曲線には差異を生じ、また塑性歪量も付加応力の増加に伴ない増大した黒鉛材料の内部組織変化と音速より求めたヤング率との関係を調べた。この結果、すべての黒鉛材料のヤング率は、圧縮応力の増加に伴ない減少した。さらにこの現象を理解するためには、黒鉛材料内部の圧縮応力によるPore形状変化を考慮しなければならないことを示した。
数土 幸夫; P.Griffith*
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(7), p.487 - 500, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)PWR・LOCA時再冠水において、非常用炉心冷却水の注入箇所としてコールドレグ注入と同時にホットレグ注入を行う場合がある。この場合の上部プレナム水の急流下現象を研究した。上部プレナムに注水する過渡炉心冷却実験と一次元準定常解析とから次の事柄が明らかとなった。 飽和水注入の場合、上部プレナムの静水圧が下部プレナム静水圧より大の時、上部プレナムの急流下現象が生ずる。この時炉心内では下向並行流である。逆に、上部プレナム静水圧が下部プレナム静水圧より小の時、炉心内では対向流となり、この時の上部プレナム水の落下水量は下向並行流の時よりはるかに小である。また、サブクール水を上部プレナムに注入した時、上部プレナム静水圧が下部プレナム静水圧よりも小なる時でも下向並行流が出現する時がある。この冷却水のサブクール度の影響の程度は、サブクール度の大きさに依存している。
