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論文

Torsion test technique for interfacial shear evaluation of F82H RAFM HIP-joints

野澤 貴史; 荻原 寛之*; 神成 純*; 岸本 弘立*; 谷川 博康

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2512 - 2516, 2011/10

 被引用回数:11 パーセンタイル:27.95(Nuclear Science & Technology)

F82Hに代表される低放射化フェライト鋼を用いたブランケットシステム第一壁は熱間等静圧圧縮成形(HIP)による接合技術の適用が有力視される。本研究の目的は、F82Hを母材とするHIP接合体の界面強度をねじり試験法により評価し、本手法の適用性について明らかにすることである。さまざまな接合条件の材料を対象にねじり試験を行ったところ、ねじり破壊が生じる最大強度に接合条件による有意な違いは認められなかったのに対し、破壊過程における吸収エネルギーは接合条件によって異なることが明らかになった。また、破断面観察より、その破壊がHIP接合界面に析出した酸化物に起因することを特定した。これらの結果は、従来のシャルピー衝撃試験での結果とよく一致しており、結果として、微小試験片を用いたねじり試験法は、HIP接合体の界面特性を評価するに十分な手法であり、有力な試験法の一つになりうることが示された。

論文

Tensile, compressive and in-plane/inter-laminar shear failure behavior of CVI- and NITE-SiC/SiC composites

野澤 貴史; Choi, Y.-B.*; 檜木 達也*; 岸本 弘立*; 香山 晃*; 谷川 博康

IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 18, p.162011_1 - 162011_4, 2011/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:2.05

SiC/SiC複合材料は、その優れた耐照射特性や耐熱材料としての資質から、先進核分裂炉又は核融合炉の候補材の一つに挙げられる。さまざまな織物構造に起因する潜在的な異方性のため、多様な破壊モードにおける亀裂進展挙動を特定することは重要である。本研究は、主軸/非主軸の引張/圧縮モード,Iosipescu法による面内剪断モード,ダブルノッチ剪断法による層間剪断モード,径圧縮試験法による層間剥離モードについて亀裂進展挙動を明らかにする。初期検討により強度異方性マップを明らかにしたところ、本材料は複合破壊モードで破壊が進行することが示唆された。特に、面内剪断及び層間剪断モードが試験結果に大きく影響していることが明らかとなった。

論文

Super ODS steels R&D for fuel cladding of next generation nuclear systems, 1; Introduction and alloy design

木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岩田 憲幸*; 岸本 弘立*; Zhang, C. H.*; Isselin, J.*; Dou, P.*; Lee, J. H.*; Muthukumar, N.*; 奥田 隆成*; et al.

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9220_1 - 9220_8, 2009/05

重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の合金設計について評価した結果について報告する。

論文

Super ODS steels R&D for fuel cladding of next generation nuclear systems, 6; Corrosion behavior in SCPW

Lee, J. H.*; 木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岩田 憲幸*; 岸本 弘立*; Zhang, C. H.*; Isselin, J.*; Dou, P.*; Muthukumar, N.*; 奥田 隆成*; et al.

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9223_1 - 9223_6, 2009/05

重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆管として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の超臨界水における腐食について強化した結果について報告する。

論文

Super ODS steels R&D for fuel cladding of next generation nuclear systems, 8; Ion irradiation effects at elevated temperatures

岸本 弘立*; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 藤澤 敏治*

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9219_1 - 9219_8, 2009/05

重金属冷却高速増殖炉及び超臨界水冷却高速増殖炉用の燃料被覆管として、優れた高温強度と高耐食性の両方を兼ね備えた酸化物分散強化型フェライト鋼(スーパーODS鋼)の開発を進めている。本報では、開発中のスーパーODS鋼の高温イオン照射効果について強化した結果について報告する。

論文

ナノメカニクス接合解析技術とガス冷却高速炉用SiC/W接合部材の開発

柴山 環樹*; 岸本 弘立*; 香山 晃*; 矢野 康英

まてりあ, 47(12), P. 628, 2008/12

ガス冷却高速炉は、700$$^{circ}$$C以上のガス取り出し温度を想定していることから、SiC/SiC複合材料が炉心構成材料として期待されており異種材料との接合技術開発が切望されていた。また、原子炉特有の照射中の破壊メカニズムの理解とその結果から導き出される構造制御が次世代の機能性材料開発の鍵である。そこで、われわれは超高圧電子顕微鏡を用い照射下でピエゾ(圧電)素子により任意の場所をナノスケールでせん断変形させクラックの進展をその場観察可能な革新的解析技術であるナノメカニクス接合解析技術を開発した。本研究成果は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成17$$sim$$19年度「ガス冷却高速炉用先進材料のナノメカニクス接合解析技術の開発」の成果を取りまとめたものである。

論文

Radiation induced phase instability of precipitates in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 荻原 寛之*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.132 - 136, 2007/08

 被引用回数:27 パーセンタイル:10.73(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の早期実現へ向け、低放射化構造材料の研究開発が着々と進められている。特に実証プラントへの設計に必要となる高エネルギー中性子による重照射が、構造材料に与える強度特性への影響を把握するために、さまざまな模擬照射場を用いた照射データの整備及び照射特性の評価が行われている。このうち、米国HFIR炉における照射実験においては、時効効果が現れない低温(300$$^{circ}$$C)の照射においても、析出物の状態が変化することが見いだされ、その変化が強度特性変化に影響を与えている可能性が指摘された。この現象について、照射条件の制御性に優れ、短期間で高い照射量での特性評価が可能であるイオン照射法を利用することで、機構論的解明がなされることが期待される。本研究では、低放射化フェライト鋼に対してイオン照射実験を行い、析出物の照射下安定性について調べた。その結果、イオン照射実験においても、中性子照射実験で得られた結果と同様な、析出物に対する照射効果が確認された。また、中性子照射実験で得られた傾向と同じく、JLF-1では、F82Hに比べて析出物が回復・粗大化する傾向が確認された。このようにJLF-1において、回復傾向が強く現れる傾向は、JLF-1が低温(300$$^{circ}$$C)照射において、F82Hより照射硬化,照射脆化が小さい傾向と相関があると考えられる。現時点では、JLF-1の短時間クリープ強度がF82Hよりも低い点、焼き戻し強度が高いほどクリープ強度が低くなる一般的傾向から、JLF-1の焼き戻し条件(780$$^{circ}$$C$$times$$1時間)が、F82H(750$$^{circ}$$C$$times$$1時間)に比べて強いことに照射下析出物挙動の違いの一因があると考えられる。

口頭

低放射化フェライト鋼における照射下析出物安定性

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 荻原 寛之*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

no journal, , 

核融合炉構造材料の第一候補材料として期待される低放射化フェライト鋼については、これまで、照射硬化を示す300$$^{circ}$$C近傍での照射により、時効効果が発現しない温度条件であるにもかかわらず、照射下では析出物の分布状態が変化し、それが強度特性変化に影響を及ぼしている可能性を報告してきた。本研究では、析出物の照射下相安定性について着目して調査を行った。300$$^{circ}$$C/10dpaまでのイオン照射実験を行った結果、イオン照射領域の析出物(M23C6)が明確にアモルファス化していることが観察された。さらに、300$$^{circ}$$C/5dpaで中性子照射された鋼について観察した結果、Ni添加鋼については析出物がほぼすべてアモルファス化している一方、他の鋼においては、部分的なアモルファス化にとどまっている傾向が観察された。このようなアモルファス化が発現する上限温度では、照射誘起拡散が現れやすいことが照射誘起アモルファス化現象の研究から示されていることから、以上より、300$$^{circ}$$C中性子照射で観察された析出物分布変化は、析出物の照射誘起アモルファス化が駆動力となっている可能性が示された。

口頭

Evaluation on fracture resistance of advanced SiC/SiC composites using single- and double-notched specimens

野澤 貴史; 加藤 雄大*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

no journal, , 

高結晶性・化学量論組成を特徴とする先進SiC/SiC複合材料の最大の利点は、高温での化学的・物理的・機械的特性の安定性が著しく改善されたことにある。さらに、最適化された繊維/マトリックス界面はマトリックスクラック導入以後の擬延性過程に強く影響を及ぼすことも知られている。界面特性の重要性が指摘される一方で、先進SiC/SiC複合材料の亀裂進展過程に関する知見は乏しい。また、既存の試験法では界面作用や微小亀裂形成に要する不可逆的なエネルギー収支を必ずしも考慮しておらず、複合材料の破壊抵抗が厳密には正しく評価されていないのが実情である。本研究は破壊抵抗試験解析法の高度化を実施し、先進SiC/SiC複合材料の破壊抵抗の定量評価を試みる。

口頭

Determining the fracture resistance of advanced SiC fiber reinforced SiC matrix composites

野澤 貴史; 加藤 雄大*; 岸本 弘立*

no journal, , 

先進SiC/SiC複合材料はその優れた結晶性と化学量論組成から中性子照射に対して優れた耐性を示すことが知られている。特に破壊強度(又はひずみ)がある一定の照射条件下において劣化しないことが特定されている。一方で、微小な初期欠陥からの亀裂の進展挙動に関する知見は少ない。本研究は実設計に資する損傷を指標としたパラメーターである破壊抵抗に関する知見を獲得することを主目的とし、先進SiC/SiC複合材料の亀裂進展挙動を調査した。特に界面剥離,繊維の架橋,微細亀裂形成にかかわる不可逆エネルギーの定量化を試み、亀裂進展にかかわる正味のエネルギーを評価した。

口頭

Microstructural development of multi-pass TIG welded F82H steels under dual-ion irradiation

荻原 寛之; 谷川 博康; 水井 智博*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

no journal, , 

核融合炉ブランケットシステムにおける低放射化フェライト鋼の溶接・接合技術の最適化は重要な課題である。第一壁は、核融合反応により、高温・重照射下で弾き出し損傷と核変換ヘリウム生成に伴う核変換損傷を被るため、第一壁の溶接部位での照射効果の解明は、重要な課題となる。本研究では、低放射化フェライト鋼F82Hの多層盛TIG溶接部を対象としたデュアルイオン照射を行い、溶接パスに対応した照射後微細組織変化を明らかにすることを目的としている。特に、高温重照射環境で重要な課題であるスウェリング挙動について検討した。15mm厚のF82H-TIG溶接材(溶接パス5回,溶接後熱処理720$$^{circ}$$C$$times$$1h)の断面に対し、デュアルイオン照射をした。照射条件は、6.4MeV Fe$$^{3+}$$を用いて、470$$^{circ}$$C,最大20dpaのシングルイオン照射を行った。デュアルイオン照射では、1.0MeV He$$^{+}$$をエネルギーデェグレーダを透過させ、鉄イオンに対し、15$$times$$10$$^{-3}$$appm He/sの条件で同時照射した。非照射材の溶接金属部での硬さ試験の結果、溶接パス増加に伴い、硬さは増加した。デュアルイオン照射材の微細組織観察の結果、溶接パス増加に伴い、スウェリングは低減される傾向にあった。本研究を通して、耐スウェリング特性に優れた溶接法(入熱量の低減した溶接法)の提案及び耐照射特性を考慮した厚板溶接の施工法の改良のための照射後微細組織データを得ることができた。

口頭

原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発,1; 事業の概要と粉末制御

木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岸本 弘立*; 奥田 隆成*; 井上 賢紀; 阿部 冨士雄*; 大貫 惣明*; 鵜飼 重治*; 藤澤 敏治*

no journal, , 

「原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発」事業(平成17年度開始)のこれまでの成果の概要と粉末制御プロセス制御技術開発について報告する。

口頭

原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発,5; 照射影響評価

岸本 弘立*; 笠田 竜太*; 木村 晃彦*; 大貫 惣明*; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; 井上 賢紀; 藤澤 敏治*

no journal, , 

「原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発」事業(平成17年度開始)の中の同鋼の照射影響に関する評価結果を報告する。

口頭

スーパーODS鋼の開発

木村 晃彦*; 笠田 竜太*; 岸本 弘立*; 岩田 憲幸*; Zhang, C.*; Isselin, J.*; Muthukumar, N.*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 阿部 冨士雄*; et al.

no journal, , 

「原子力システム高効率化に向けた高耐食性スーパーODS鋼の開発」事業(平成17年度開始)のこれまでの成果の概要を報告する。

口頭

Interfacial shear properties of HIP joints of reduced-activation ferritic/martensitic steel

野澤 貴史; Noh, S.; 岸本 弘立*; 谷川 博康

no journal, , 

熱間等静圧圧縮成形接合(HIP)法は低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAFM)による核融合ブランケットシステムの第一壁冷却管の主要な製作技術である。本研究では、ねじり破壊過程におけるHIP接合体の界面剪断特性を決定する合理的かつ包括的方法を導出することを目的とする。ねじり過程における加工硬化による塑性変形の影響を考慮することで、より合理的かつ現実的なHIP接合界面の剪断強度を与えうる解析手法を考案した。

口頭

炭素材料とタングステンの接合と界面微細組織

俣野 実*; 岸本 弘立*; 朝倉 勇貴*; 福本 正勝; 久保 博孝

no journal, , 

タングステンは核融合炉のプラズマ対向材料として有望であり、JT-60SAでも将来的にプラズマ対向材料を炭素からタングステンへ変更する計画が検討されている。しかし、タングステンのブロック材は重いためJT-60SAの構造上使用できない。タングステンを使用する一つの方法として、炭素表面へのタングステンの接合が考えられる。本研究では、グラファイトと炭素繊維複合材料へのタングステンの接合方法を検討した。タングステンと炭素の板材を密着させ、アルゴンガス雰囲気下で1900$$^{circ}$$Cに加熱し、20MPaの圧力を最大10時間にわたって印加したが、両者は接合しなかった。しかし、炭化珪素シートを間に挿入すると、同条件下において、1時間で接合した。接合界面の組成分析により、タングステンには炭素と珪素が拡散しており、炭素基材には珪素が拡散していることがわかった。このような拡散によってタングステンと炭素が接合された可能性がある。

口頭

Fabrication of tungsten and carbon clad plates by sinter bonding methods

岸本 弘立*; 俣野 実*; 朝倉 勇貴*; 福本 正勝; 久保 博孝

no journal, , 

Tungsten is one of the candidates for a plasma-facing material in a future fusion device. In the future of JT-60SA, plasma-facing components of carbon are planned to be replaced to those of tungsten. However, tungsten blocks are too heavy for the structure of JT-60SA. Joining of thin tungsten plates to carbon substrates is an alternative candidate. In this study, a tungsten plate has successfully been joined to graphite and carbon fiber composites (CFC) by a sinter bonding method with a thin silicon carbide (SiC) sheet under argon gas atmosphere with a pressure and temperature of 20 MPa and 1900 $$^{circ}$$C, respectively. Composition analysis of the interface indicated that silicon diffuses into the tungsten plate and carbon substrate and carbon diffuses into the tungsten plate. The SiC sheet disappeared after the joining. These results indicate that the SiC sheet plays an important role for joining of the tungsten and carbon plates.

口頭

焼結接合法によるタングステンと炭素の接合界面組織

俣野 実*; 岸本 弘立*; 朝倉 勇貴*; 福本 正勝

no journal, , 

タングステンは核融合炉におけるプラズマ対向壁の候補材料の一つである。JT-60SAの初期の対向壁は炭素であるが、高ベータプラズマとタングステン壁との両立性を調べるため、タングステンに変更する計画が検討されている。JT-60SAでタングステンを使用する一つの手法として、炭素材料表面へのタングステン板材の接合が考えられる。これまでに、接合面に炭化ケイ素のシートを挟んだ冶金的焼結接合手法を開発した。本研究では、接合界面の微細組織を観察した。走査電子顕微鏡と電子線マイクロアナライザで界面の断面を観察し、タングステンと炭素の両方にケイ素の存在を確認した。これはシート中のケイ素が拡散したためと考えられ、ケイ素の拡散がタングステンと炭素が接合した原因の一つと考えられる。さらに、透過電子顕微鏡によりケイ素が拡散したタングステン部の電子回折像を観察した結果、ケイ素とタングステンの化合物が形成されていることがわかった。

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