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論文

Effect of carbon segregation at prior austenite grain boundary on hydrogen-related crack propagation behavior in 3Mn-0.2C martensitic steels

岡田 和歩*; 柴田 曉伸*; 木村 勇次*; 山口 正剛; 海老原 健一; 辻 伸泰*

Acta Materialia, 280, p.120288_1 - 120288_14, 2024/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:36.18(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study aimed at strengthening prior austenite grain boundary (PAGB) cohesive energy using carbon segregation and investigated the effect of carbon segregation at PAGB on the microscopic crack propagation behavior of hydrogen-related intergranular fractures in high-strength martensitic steels. At the low hydrogen content (below 0.2 wt. ppm), the fracture initiation toughness ($$J_{rm IC}$$) and tearing modulus ($$T_{rm R}$$), corresponding to crack growth resistance, were significantly improved by carbon segregation. In contrast, $$J_{rm IC}$$ and $$T_{rm R}$$ did not change by carbon segregation at the high hydrogen content (above 0.5 wt. ppm). Considering the non-linear relationship between the toughness properties and the PAGB cohesive energy, the experimentally evaluated toughness properties ($$J_{rm IC}$$ and $$T_{rm R}$$) and the GB cohesive energy previously calculated by first-principles calculations were semi-quantitatively consistent even at the high hydrogen content. The microstructure observation confirmed that the plastic deformation associated with crack propagation, such as the local ductile fracture of uncracked ligaments and the formation of dislocation cell structures/nano-voids, played an important role in the non-linear relationship between the toughness properties and PAGB cohesive energy.

論文

福島の環境回復に向けた取り組み,4; 汚染土壌の除染、減容化および再生利用を目指した物理処理及び新しい熱処理法開発への試み

矢板 毅; 本田 充紀; 下山 巖; 伊藤 健一*; 万福 裕蔵*; 辻 卓也; 松村 大樹

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 59(8), p.483 - 487, 2017/08

福島第一原子力発電所事故後に伴う環境汚染に対して事故からの復興に向けて取り組んだ減容化除染と再生利用に関する研究の取り組みについて、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所が取り組んできた吸着機構の基礎から物理的除染および減容化と熱処理に関する研究を紹介した内容である。一般的な物理処理、熱処理に関する紹介に加え、粘土鉱物へのセシウムの取り込みメカニズムや溶融処理のその場観察を放射光X線分光を利用した研究により詳細に解説している。

論文

Conceptual study of a plutonium burner high temperature gas-cooled reactor with high nuclear proliferation resistance

後藤 実; 出町 和之*; 植田 祥平; 中野 正明*; 本田 真樹*; 橘 幸男; 稲葉 良知; 相原 純; 深谷 裕司; 辻 延昌*; et al.

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.507 - 513, 2015/09

高い核拡散抵抗性を有するプルトニウム燃焼高温ガス炉(クリーンバーン炉)の概念が日本原子力研究開発機構から提案されている。高い核拡散抵抗性に加え、更なる安全性向上を目的とし、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料を導入したクリーンバーン炉の概念検討を行う。本研究では、ZrC被覆を施したPuO$$_{2}$$-YSZ TRISO燃料の製造に関する基盤技術を確立するために製造試験を行う。また、クリーンバーン炉の成立性を確認するためにセキュリティの定量評価、燃料と炉心の設計、及び原子炉の安全評価を行う。本研究は、東京大学,日本原子力研究開発機構,富士電機、及び原子燃料工業により、2014年度から2017年度まで行われる。本発表では、全体計画、及び2014年度に得られた成果について報告する。

報告書

JPDR保管廃棄物試料に対する放射化学分析,4

大森 弘幸; 根橋 宏治; 島田 亜佐子; 田中 究; 安田 麻里; 星 亜紀子; 辻 智之; 石森 健一郎; 亀尾 裕

JAEA-Data/Code 2014-029, 31 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-029.pdf:1.51MB

日本原子力研究開発機構の研究施設から発生する研究施設等廃棄物については、将来的に浅地中埋設処分される予定であり、埋設処分を開始するまでに、簡便に廃棄体の放射能濃度を評価する方法を構築する必要がある。そこで、原子力科学研究所バックエンド技術部では、原子炉施設から発生する放射性廃棄物を対象とする放射能濃度評価方法の検討に資するために、原子力科学研究所内で保管されているJPDR施設の解体廃棄物から分析用試料を採取し、放射化学分析を実施してきた。本報告は、平成26年度に実施した放射化学分析($$^{93}$$Mo, $$^{137}$$Cs)の結果について報告するとともに、これまでに取得した放射能濃度データについて整理し、JPDR保管廃棄物に対する放射能濃度評価方法の検討のための基礎資料としてまとめたものである。

論文

Data-Free-Way; Attempt at developing distributed database for nuclear materials

衣川 純一*; 藤田 充苗*; 野田 哲治*; 辻 宏和; 加治 芳行; 崎野 孝夫*; 舘 義昭*; 金田 健一郎*; 益子 真一*; 志村 和樹*; et al.

Proceedings of 9th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.134 - 135, 2000/00

金材技研、原研、サイクル機構及び科学技術振興事業団の4機関が共同して各々の得意分野の材料データを提供し、高速電送回線を介してインターネット上で相互利用が可能な分散型材料データベースシステム(データフリーウェイシステム)の開発を進めてきた。今後、データフリーウェイに基づいた定量的知見の抽出とその抽出した定量的知見の機械可読形式での保存(知識ベースの創製)、オントロジーやXMLの導入によるシステムの高度化を計画している。

報告書

燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)核燃料調製設備の概要

杉川 進; 梅田 幹; 石仙 順也; 中崎 正人; 白橋 浩一; 松村 達郎; 田村 裕*; 河合 正雄*; 辻 健一*; 館盛 勝一; et al.

JAERI-Tech 97-007, 86 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-007.pdf:3.27MB

本報告書は燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の定常臨界実験装置(STACY)及び過渡臨界実験装置(TRACY)で使用する溶液燃料の調製を行うことを目的とした核燃料調製設備について述べたものであり、酸化物燃料の溶解系、溶液燃料の調整系、精製系、酸回収系、溶液燃料貯蔵系等の設備に関して、工程設計条件、主要機器の設計諸元を示すとともに、臨界、火災・爆発等の安全設計についての考え方をまとめたものである。

報告書

陰イオン交換分離-モリブデン青吸光光度法によるジルコニウム・ニオブ合金中の硅素の定量

堤 健一*; 鈴木 猛*; 辻 信雄*

PNC TN841 73-23, 9 Pages, 1973/07

PNC-TN841-73-23.pdf:0.29MB

主として2.5%Nb-Zr合金上の10$$sim$$100ppmのけい素の吸光光度定量法を検討して確立した。合金試料をフッ化水素酸と硝酸で溶解する。ニオブは発色特に加水分解して妨害するので,その分解法として陰イオン交換法をトレーサ手法も取り入れて検討し,満足できる方法をみい出した。ニオブを吸着分離した流出液にモリブデン酸アンモニウム溶液を加えてけいモリブデン酸錯塩を生成させ,波長820mmでの吸光度を測定してけい素を定量する。

報告書

原子吸光法によるジルコニウム合金中の微量カルシウムの定量

堤 健一*; 鈴木 猛*; 辻 信雄*

PNC TN841 73-22, 13 Pages, 1973/07

PNC-TN841-73-22.pdf:0.54MB

ジルカロイ-2,ジルコニウム・ニオブ合金等ジルコニウム合金中の微量カルシウムの原子吸光法による定量法を検討し確立した。合金試料をフッ化水素酸と硝酸で溶解する。カルシウム量が2ppm以上の試料については,直接に原子吸光法によって定量できるが,2ppm以下の試料では直接法は適用できない。カルシウムの分離法として,フッ化水素酸-硝酸系での陽イオン交換法を検討し,満足できることを確認した。陽イオン交換でカルシウムを吸着させてジルコニウムおよびニオブを分離し,洗浄後,カルシウムを6N塩酸で溶解し,濃縮してから亜酸化窒素-アセチレン炎による原子吸光測定を行い,カルシウムを定量する。本分析法の定量下限は0.2ppm,分析所要時間は16時間の程度である。

報告書

ジルコニウム合金の分析(1) 2.5%Nb-Zr合金の標準試料の製作と迅速機器分析の検討

堤 健一*; 大内 義房; 鈴木 猛*; 岡本 正文*; 辻 信雄*; 和地 勇*; 池田 久*

PNC TN841 73-16, 27 Pages, 1973/05

PNC-TN841-73-16.pdf:0.78MB

新型転換炉の被覆管,圧力管,カランドリヤ管などに用いられる炉材料として重要な2.5%Nb-Zr合金の機器による迅速分析法を確立するために,迅速機器分析に必要な標準試料を製作して分析法の検討を行った。得られた要点は次のとおりである。(1)製作計画に基づいて,Al,Cr,Cu,Fe,Ni,Mn,Hf,Sn,Tiの9元素の濃度に変化をもたせた機器分析用の2.5%Nb-Zr合金の標準試料を調製した。(2)3社分析技術研究会の共同分析によって分析法を検討し,標準試料の表示値を決定した。(3)表示値が決定された標準試料を用いて,発光分光分析および螢光X線分析の迅速機器分析を検討し,満足すべき結果を得た。

報告書

ジルコニウム合金の標準分析法

佐藤 均*; 辻 信雄*; 和地 勇*; 大内 義房; 鈴木 猛*; 落合 健一*; 平野 浩*; 池田 久*

PNC TN841 72-21, 138 Pages, 1972/07

PNC-TN841-72-21.pdf:3.33MB

ジルカロイをはじめとするジルカロイ合金はその化学的,機械的,核的性質がすぐれていることにより,原子炉用材料として広く活用されてきている。これらのジルカロイ合金の受入分析,材料分析,試験開発研究のために標準分析法を確立する必要がある。先に日本原子力研究所よりJAERI-4050「ジルコニウムおよびジルコニウム合金の分析」が報告された。しかしこの報文中にはニオブを含むジルコニウム合金,オゼナイト,25%ニオブ合金の分析法は含まれていない。本報は,ニオブを含むジルコニウム合金中の各種不純物の分析方法について検討し,分析方法を確立することを目的とした結果得られた成果についての報告である。これを標準分析法として1冊にまとめた。

口頭

水素含有物質の断面積測定

原田 正英; 辻本 隆文*; 安部 豊*; 木村 敦; 及川 健一; 土川 雄介; 河村 聖子; 稲村 泰弘; 山口 雄司

no journal, , 

大型中性子源や小型中性子源で使用されている減速材は、水素の高い減速特性から、水素含有物質を用いることが多い。冷熱中性子性能を決める全断面積や散乱断面積を含む散乱特性は、減速材選択の重要なデータである。しかしながら、これまで広く一般に使われてきたデータには、測定時期が古いものがあることや、測定方法もまちまちであることから、不確定性が存在する。そこで我々は、次世代中性子源開発に向け、2018年度より、J-PARCセンターの物質生命科学実験施設の中性子実験装置にて、系統的な水素含有物質の断面積測定を開始した。測定では、全断面積の測定はNOBORUで、散乱断面積の測定はAMATERASでそれぞれ行った。試料はアルミニウム製セルに封入し、試料の温度は、20、100、200、300K及び融点付近の温度点とした。全断面積の測定は、飛行時間法を用い、試料毎にエネルギー依存の中性子透過率を測定し、全断面積に変換した。散乱断面積は、チョッパーで複数のエネルギーにチョッピングし、散乱強度を測定することで、散乱断面積に変換した。今回の発表では、水素含有物質として、軽水、重水、軽水・重水混合体の測定とその結果について、報告する。

口頭

軽水・重水混合系の熱中性子散乱断面積測定

辻本 隆文; 原田 正英; 安部 豊*; 木村 敦; 遠藤 駿典; 及川 健一; 土川 雄介; 河村 聖子; 稲村 泰弘

no journal, , 

加速器駆動型中性子源開発のための基礎データとして、J-PARC中性子実験装置にて、室温における軽水と重水の混合系に対する熱中性子全断面積及び捕獲断面積、散乱断面積を測定した。測定値と分子動力学法による解析結果の比較を行い、概ね一致する結果が得られた。

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