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deformation twinning in metastable 
-type Ti alloy focusing on stress-induced 
martensite phaseCho, K.*; 森岡 亮太*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 安田 弘行*
Scripta Materialia, 177, p.106 - 111, 2020/03
被引用回数：57 パーセンタイル：94.43(Nanoscience & Nanotechnology)Deformation behavior of Ti-12Mo alloy which is primarily deformed by {332}113 deformation twinning was studied by in situ neutron diffraction measurements and deformation structure analyses, focusing on the formation of stress-induced martensite phase. We directly observed for the first time that the phase was formed at the initial stage of the plastic deformation and the volume fraction of the phase increased with increasing plastic deformation. This stress-induced martensite phase acts as a nucleation site for the {332}113 twins. Further increase in stress results in a replacement of the phase by the {332}113 twins.
Ahadi, A.*; Khaledialidusti, R.*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; Barnoush, A.*; 土谷 浩一*
Acta Materialia, 173, p.281 - 291, 2019/07
被引用回数：24 パーセンタイル：73.72(Materials Science, Multidisciplinary)The temperature-dependent elasticity of the B19' NiTi is unknown today. To gain insights into the lattice-level temperature-dependent elasticity of the B19' crystal, we present results of 
neutron diffraction experiments performed on polycrystalline martensitic specimens in the temperature range of 300 down to 50 K. The experimental results are compared with the density functional theory molecular dynamics (DFT-MD) and Quasi Harmonic Approximation (QHA) calculations. The results confirm that the temperature-dependent Young's modulus (TDYM) of the B19' crystal is strongly anisotropic. The experimental results along with the first-principles calculations confirm that the Elinvar and Invar are two confluent properties in NiTi SMAs and can be tailored by texturing B19' crystallographic orientations.
炉心プラズマ計画室
JAERI-Research 97-012, 96 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-012.pdf:8.65MB
Ti-6Al-4V合金材料について、実験で以下に示す材料特性を明確にした。1)重水素イオン(0.5keV,~10
D
ions/m
s;760K)による高温透過挙動では、透過/入射フラックス比は、633Kで3.3
10
,753Kで4.810であった。透過の律速は合金中の透過側への拡散で決まり、透過の活性化エネルギーは600K以上の領域で0.12eVである。600K以下では、透過フラックスは激減し、入射された重水素イオンは、ほぼ合金中に残留する。2)放射化分析では、Ni,Co,Mnの不純物が検出された。3)高温で水素吸蔵(500
C,~50Torr,~0.095wt.%)させた材料の強度試験の結果、~0.04wt.%までは材料として、使用可能。溶接の有無の差は、無かった。Ti合金を真空容器材料として使用する場合には、放射化分析で不純物(特にCo)の少ない材料を選択、水素吸蔵のあまり進まない200~300C程度以下、水素吸蔵量~0.04wt.%以下で使用する必要がある。
宮 直之; 林 巧; 鈴木 優*; 永島 圭介; 閨谷 譲; 豊島 昇; 鈴木 達志*; 菊池 満; 内藤 大靖*; 永見 正幸
Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.309 - 324, 1997/00
被引用回数：1 パーセンタイル：14.24(Nuclear Science & Technology)JT-60U以降の計画として、評価・検討を進めている定常炉心試験装置の遮蔽・排気処理系についてまとめた。薄板2重壁構造の真空容器の内部に遮蔽材を兼ねたボロン入冷却水を循環する水タンク方式とした。装置全体は40cm厚のコンクリート製クライオスタット内に格納する。低放射化材料としてこれまで評価してきたTi合金に加え、今回新たに代替案として、SUSとタングステンの組合せを提案し、線量当量の設定目標を満たす遮蔽構造を示した。ダイバータポートの実効排気速度20pam
/s(30mol/h)を可能とする定常粒子排気系を検討した。プラズマ及びNBIからの排気ガスは燃料精製系で不純物を処理した後、プラズマ燃料として循環再利用する。本装置のDD放電では0.2g/年のトリチウムが発生する。トリチウム循環系は多重格納とし、緊急時の処理が可能なトリチウム安全処理系を検討した。
渡辺 勝利
6WS-96: 6th Int. Welding Symp. on the Role of Welding Science and Technology in the 21st Century, 2, p.489 - 494, 1996/00
中性子照射した316ステンレス鋼の溶接性が検討された。高速炉「常陽」においてラッパー管として用いられたものを供試材とし、照射条件は温度668-683Kにおいて最大損傷量及びHe量は各々22dpa、9appmであった。試験板はGTA法により溶接された。溶接継手照射材は非照射材に較べて著しい延性低下が見られた。この場合、非照射材では溶接金属部において延性破壊が生じたが、照射材ではHAZにおいて粒界破壊を生じた。照射材で見られた粒界割れはHe気泡の形成・成長と密接に関連しているものと考えられる。さらに、これらの結果は304鋼、HT-9鋼及びV-15Cr-5Ti合金の溶接性データと比較検討された。溶接したままの条件下での溶接欠陥に関して、中性子照射した材料の付き合せ溶接材の結果とT注入材のビードオンプレート材の結果との間での差異は溶接中に生じる引張残留応力によって主として解釈できることが分かった。
W.M.Shu*; 林 安徳*; 奥野 健二
Journal of Alloys and Compounds, 196, p.213 - 218, 1993/00
被引用回数：1 パーセンタイル：26.79(Chemistry, Physical)D-T核融合炉では、プラズマからの中性粒子・イオンと材料との相互作用、特にトリチウム透過漏洩は核融合炉の安全性の上で大きな問題の一つである。そこで、本研究では、材料として、Fe-Ti合金を用い低エネルギーイオン注入による重水素透過挙動を調べた。重水素の透過量は入射フラックスに比例している。温度の上昇とともにFe-Ti合金での透過量がやや増加し、純鉄での透過量が急に増加した。未照射または焼鈍した試料の一回目の透過曲線には、透過スパイクが見られた。また、透過量は、入射エネルギーに依存するだけでなく、前照射にも依存する。入射エネルギーが小さいほど透過しやすい傾向を示した。低いエネルギーで照射したのち、以降の照射における透過量が減少したが、一方、高いエネルギーで照射したのち、以降の照射における透過量が増加した。これは異なった表面欠陥が形成されたためと考えられた。
角田 恒巳; 荒 克之; 田村 裕一*; 鈴木 雄一*
FAPIG, 0(121), p.19 - 26, 1989/00
2種類の二元系NiTi合金、および三元系のNiTi-Cr、NiTi-Cu合金に対し原子炉内での照射試験を実施し、形状記憶効果および超弾性特性を有する合金として重要かつ基本的な特性を調べた。照射はJMTRで実施した。その結果、機械的な特性では、照射後も形状記憶効果、超弾性特性が失なわれる事はなかった。また変態挙動に関しては、R相変態が安定であり、特に加工硬化材は照射に対し安定であることが判った。これらの結果より、本合金が原子力分野の特に炉内における高放射線環境下において、機能性材料として、各種センサ、トランスジューサ等に応用できるものと期待される。
角田 恒巳; 荒 克之; 田村 裕一*; 鈴木 雄一*
EIM-88-119, p.19 - 24, 1988/12
形状記憶効果及び超弾性特性を持NiTi合金に対し照射試験を行い、変態挙動及び機械動性など基本的且つ重要な特性への影響を調べた。試料は、2種の二元系NiTi合金及び三元系のNiTi-Cr、NiTi-Cu合金の計4種である。照射は、JMTRにおいて83M7Aキャプセルに装荷し、照射を行った。試験の結果、二元系合金及び三元系合金とも、形状記憶効果、超弾性特性が消失することは無く、安定な特性を維持した。これにより、本合金が原子力分野で、特に炉内機器への応用が期待できることが判った。
小川 豊; 長崎 隆吉
日本金属学会誌, 35(2), p.162 - 169, 1971/00
高速増殖炉の燃料被覆材としては,AISI,304,316などのオーステナイト系ステンレス鋼が使用されている.しかしステンレス鋼は高温における燃料との両立性,機械的性質などの点で限界がある.とくに原子炉における中性子照射中に(n,
)反応によって発生したヘリウムは,高温で移動合体して結晶粒界に気泡となって析出し,粒界破断のおきる温度ではステンレス鋼の機械的性質を著しく劣化させるヘリウム脆性をひきおこす.一般に低温側の粒内破断から高温側の粒界破断に移行する遷移温度(E.C.T.)はTm/2(Tm:材料の融点,°K)以上とされ,オーステナイト鋼のE.C.T.は約650
である.高速増殖炉の燃料被覆材の温度は650°
700でありこの温度ではヘリウムが移動し易くなるので,ステンレス鋼の使用にあたってはヘリウム脆性が大きな問題となる.一方バナジウムは融点が高いためそのE.C.T.は800以上となり燃料被覆材としての実用温度では粒界破断がおき難いと考えられる.
