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論文

Improvement of creep properties in a helium injected austenitic stainless steel

川崎 了; 古田 照夫; 長崎 隆吉; 植松 邦彦*

Properties of Reactor Structural Alloys After Neutron or Particle Irradiation (ASTM STP 570), p.218 - 232, 1975/00

ステンレス鋼のクリープ性質におよぼすHeの効果を改善するために、異った考え方に基づく2種類の処理を、316ステンレス鋼に施した。第1は、結晶粒内に適当な量の転位を冷間加工で導入し、この転位にHeを捕獲させ、結晶粒界に集まるHeの量を減らす方法であり、第2は、結晶粒界に炭化物を析出させて、結晶粒界を強化する方法である。これらの処理を施した試料に、サイクロトロンを用いてHeを注入し、650$$^{circ}$$Cでクリープ試験を行なった。この2方法は、共にHeを含むステンレス鋼のクリープ性質を改善するのに有効であるが、第2の方法は、熱処理中に結晶粒が粗大化する傾向があるので、この点に注意して処理を行なわなければならない。

論文

高速炉燃料被覆管用316ステンレス鋼のクリープ特性におよぼす冷間加工度の影響

古田 照夫; 小川 豊; 長崎 隆吉

鉄と鋼, 59(7), p.949 - 954, 1973/07

高速増殖炉の燃料被覆管として用いられるステンレス綱のクリープ特性におよぼす加工の影響について検討した。冷間圧延により0~30%の加工を与え、650$$^{circ}$$C、750$$^{circ}$$Cで4~15kg/mm$$^{2}$$のクリープ試験をおこなった。その結果、650$$^{circ}$$Cにおいてはクリープ応力が低いときには5%加工でクリープ歪速度は極小を示すが、750$$^{circ}$$Cのときには加工を与えない方がクリープ歪速度はよい。この原因として、クリープ歪による加工歪の回復が考えられ、とくに750$$^{circ}$$Cにおいて、X線回折による回復の結果とよく一致している。

論文

The effect of cold working on creep rupture properties for helium-injected austenitic stainless steel

古田 照夫; 川崎 了; 長崎 隆吉

J.Nucl.Mater., 47(1), p.65 - 71, 1973/01

 被引用回数:5

加工度を0、10、20、30%と変えた316ステンレス綱の試験片に、サイクロトロンで7.5$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$(原子比)Heを注入した後、650$$^{circ}$$Cでクリープ破断試験および引張試験をおこなった。その結果、クリープ破断応力は加工とともに増加するが、Heを注入することによってどの加工度においても減少することが認められた。また、破断伸びは10%加工材が他の加工材に比べ、Heによる伸びの減少を受けにくいこと、さらに歪速度の遅い方がよりHeの影響を大きく受けていることがわかった。組織の観察から、Heにもとずく脆化に対して、Heと転位の作用の方が、Heが炭化物に捕集される効果よりも影響が大きいことが予想された。

論文

核融合炉と材料

長崎 隆吉; 森 茂

材料科学, 9(2), p.85 - 89, 1972/04

最近核融合の研究では,核融合炉の炉心となる高温プラズマの研究が進み,炉心プラズマ実現のための道筋が明らかとなり,それが実現される時期は今後5年,おそくとも10年と考えられるようになった.それに応じてこの炉心を使って核融合炉をまとめ上げるための検討が始まり,原子力の広い関連分野に.わたる総合的な検討が行なわれ,炉にまとめる際の問題点が一応明らかとなってきた.総括的にいえば,在来の原子力技術の延長により核融合炉を造り上げることについて,実現不可能なものはないようである.しかしながら,炉の規模,材料,熱除去などについては,従来の技術を大幅に発展させる必要かおり,それには強力な開発努力を必要とする.今後の予想としては,核融合実験炉の試験が1980年代,実用化の時期が1990年より来世紀初めと考えるのが一般となってきた.

論文

高温原子炉材料

長崎 隆吉

超高温研究, 8(1), p.1 - 12, 1972/00

原子炉には軽水冷却炉,重水冷却炉,ナトリウム冷却炉およびガス冷却炉などであるが高温の原子炉としては高温ガス冷却炉が最近世界的に注目されるようになってきた.その代表的な原子炉をあげると,Dragon(英),Peach Bottom(米),UHTREX(米),AVR(独)などがあり,それらの原子炉の概要を第1表に示す。表中にみられるように原子炉の炉心出□温度は750$$^{circ}C$$$$sim$$850$$^{circ}C$$であり,炉心入□温度は200$$^{circ}C$$$$sim$$400$$^{circ}C$$である.

論文

高速加用燃料クラツド管の内圧クリープに関する試験研究

柚原 俊一; 長崎 隆吉; 佐藤 千之助; 吉田 進*; 田中 千秋*; 谷地田 常秋

科技庁金属材料技術研究所と原研の共同研究成果報告書, p.3 - 27, 1972/00

高速増殖炉用燃料タラット管(被覆管)は,原子炉内での照射や高温Na冷却材との接触という環境の中で,核分裂生成ガスによる内圧を受けるが,この状態で,約10、000時間で大きく変形することがないようなクリープ強さや破壊しないクリープ破断強さが必要とされ,被覆管の設計基準として,クリープデータを求めることが要望されている。

論文

原子炉と重金属材料; 核融合炉・高温ガス炉に使われる材料

長崎 隆吉

工業レアメタル, (49), p.99 - 102, 1972/00

原子炉が高温化されるに従って、原子炉用材料も900~1200$$^{circ}$$Cに耐えることが要求されるようになり、鉄、ニッケル合金とともに、高融点金属も注目されるようになってきた。この報文は核融合炉において、材料が満たすべき条件を述べるとともに、最適材料と考えられているモリブデン、ニオブ合金などにつき、諸性質を述べ、比較検討した解説的なものである。

論文

SUS32燃料被覆管の高速中性子照射試験

川崎 了; 深谷 清; 長崎 隆吉

日本原子力学会誌, 14(6), p.283 - 289, 1972/00

本報に述べられている高速炉用国産被覆管の海外実験炉による照射試験は,当時原研で進められていた高速増殖炉の開発研究の一環として1966年に開始された仕事であるが,途中照射に使用したイギリスのDounreay高速実験炉が故障したり,動燃事業団設立に伴ってこの仕事も動燃事業団よりの受託研究に切り換った事情もあって,この仕事が完了したのは1970年になってからであった。そのため研究開始時における被覆管使用上の問題点も時間の経過とともに変り,現時点の問題意識から見れば最適の実験条件を選んでいるとはいい難い。しかし数少ない国産材料の高速炉による照射試験であることのほかに,2,3の興味のある現象も見出されているので,報文にするのも意義があることと思われる。

論文

Radiation Damage Studies of Graphite in Japan

長崎 隆吉; 本多 敏雄; 岩田 忠夫

Peaceful Uses of Atomic Energy, 10, p.367 - 382, 1972/00

抄録なし

論文

Corrosion fatigue of ASTM A-302B steel in high temperature water, the simulated nuclear reactor environment

近藤 達男; 菊山 紀彦; 中島 甫; 新藤 雅美; 長崎 隆吉

Proc.1st.Int.Conf.Corrosion Fatigue, p.539 - 556, 1972/00

高温高圧純水中の原子炉圧力容器材料の腐食疲労亀裂の伝播に関する研究成長を統合報告した。100$$^{circ}$$C~270$$^{circ}$$Cの水中におけるASTM.A302B銅の疲労亀裂の伝播は大気中の疲労に関する実験法則からずれて、亀裂先端の応力拡大に従って著しく加速をうけるようになることを見出した。このような現象に関与する因子として歪振巾、温度、歪繰返し速技、水中溶存酸素の影響を定量的に追求し、それぞれの支配因子がきわめてユニークな形で関与していることを知った。

論文

$$alpha$$線照射されたAISI 316 ステンレス鋼のクリープ破断におよぼす試験温度の影響

古田 照夫; 小川 豊; 長崎 隆吉

鉄と鋼, 58(8), p.1117 - 1125, 1972/00

高速増殖炉の燃料被覆材にステンレス鋼がもちいられるが,ステンレス鋼は高速中性子照射を受けたときつぎのような損傷を受ける.すなわち,高速中性子が原子をはじきだす格子欠陥にもとづく変位損傷と,ステンレス鋼の構成元素と高速中性子とのあいだに起こる(n,P)(n,$$alpha$$)なる元素変換反応によって生成されるガス元素にもとづく損傷とがある.これらのなかでも(n,$$alpha$$)反応により生じたヘリウム(He)原子による損傷は,ステンレス鋼の高温における延性の低下をもたらし燃料被覆材として使われるとき実用上大きな問題となる.とくにクリープ特性は燃料被覆材の安全性の面から重視しなければならないが,生成されたHeを含んだときのステンレス鋼のクリーブ特性は生成されたHe量やクリープ温度によって大きく影響される.

論文

Behavior of Helium Gas Bubbles in Neutron-Irradiated Beryllium

長崎 隆吉; 川崎 了; オオハシショウゾウ*; カリタヨウイチ*; ツノノブオ*

Journal of Nuclear Science and Technology, 8(10), p.546 - 552, 1971/10

抄録なし

論文

核融合炉の概念と問題点,III; プラズマ容器

長崎 隆吉

日本原子力学会, 13(5), p.280 - 282, 1971/00

核融合炉においては,炉心にあたる部分にD-T反応を行なっているプラズマが存在し,その外側にプラズマを入れるプラズマ容器がある。このとき容器材料の選定にあたって考慮すべき事項は,(1)中性子吸収,(2)スパッタリング,(3)機械的強さ,(4)照射損傷,(5)熱伝導度,(6)蒸発,(7)化学的反応性,(8)加工性とコスト,(9)誘導放射能,などである。これらはブランケット材料の選択にあたっても共通するところが多い。なお,プラズマ容器全般については,文献を参照されたい。結論的にいえば,プラズマ容器に課せられる粂件をみたす材料としては,現在MoかNbの合金がもっとも注目されている。

論文

V-20%Ti合金の再結晶

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,$$alpha$$)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$$^{circ}C$$である.高速増殖炉の燃料被覆材の温度は650°$$sim$$700$$^{circ}C$$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$$^{circ}C$$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.

論文

Zr-2.5%Nb合金における析出物の電子顕微鏡観察

小川 豊; 片野 吉男; 長崎 隆吉

日本金属学会誌, 35(6), p.593 - 598, 1971/00

ジルカロイは軽水炉の燃料被覆材として使用されているが,高温強度の点で使用温度に限界があるZr-2.5%Nb合金は,Nbの固溶体強化のほか,マルテンサイト変態と時効硬化の相乗作用によって優れた高温強度がえられるのでジルカロイに代わる合金として有望視されている.国内では新型転換炉の圧力管に使用される予定である.

論文

Metallographic Investigation on the Cladding Failure in the Pressure Vessel of a BWR

近藤 達男; 中島 甫; 長崎 隆吉

Nucl.Engng.Dsign, 16(3), p.205 - 222, 1971/00

 被引用回数:19

抄録なし

論文

軽水炉圧力容器の腐食疲労

長崎 隆吉

原子力工業, 17(3), p.11 - 15, 1970/00

銅製圧力容器に炉心を内蔵する軽水炉型発電原子炉が世界の動力炉の主流となり,世界的に見て多数の原子炉が建設され,運転されている現状である。しかし,近年,圧力容器の内張りであるステンレス溶接肉盛部に亀裂の発生が見つかり,若干の国々で大きな問題となった経験がある。わが国でもJPDRにおいて1966年5月の定期検査のとき,圧力容器の上蓋内面に亀裂が発見され,その後圧力容器全体について検査が行われ,若干の亀裂の存在が確認された。

論文

高速炉用被覆管円周方向の引張り試験法

長崎 隆吉; 川崎 了; 深谷 清; 井上 守*; 山崎 龍雄*

日本原子力学会誌, 12(11), p.642 - 648, 1970/00

高速炉燃料の被覆に主に使用されているオーステナイトステンレス鋼は面心立方晶であるために,Be.Magnox,Zircaloyなどにくらべて管に加工したとき機械的性質の異方性が少ないといわれている。そのため,Be.Zircaloyなどにしばしば用いられている拡管試験やリング引張り試験はめったに用いられず,パースト試験のみがわずかに使われている。

報告書

金属ウランのスウェリング

長崎 隆吉; 川崎 了

JAERI 4037, 14 Pages, 1966/07

JAERI-4037.pdf:1.58MB

金属ウランのスウエリングに影響する因子を今迄論文から調べた。金属ウランのスウエリングの主な原因はF、Pガスの気泡の成長によるが、ときにはクラックの発生が主因になることもある。このF、Pガスの気泡のガス圧は径が小さいときは表面張力に支配される。したがって、スウエリングを抑えるには気泡を細かく分散させるのが有効である。現在、気泡の成長に機構には2つの説が提案されている。第1の考えはマトリックスの原子が気泡の壁を表面拡散で働き、その結果気泡が働き、他の気泡と衝突合体するという機構であり、第2は小さな気泡中のF、Pガス原子がマトリックス中に最溶解し、拡散して大きな気泡に析出するという機構である。今迄の実験結果からは、融点近くに高温では上述の両機構が共に働き、これより低温では第1の機構のみが有効であるように思われる。そして結晶粒界の移動が気泡の移動速度に大きな影響を与えるので、再結晶などによる粒界の移動がスウエリングに大きな影響を与える。

論文

Diffusion of xenon in metals

長崎 隆吉; 川崎 了

J.Nucl.Mater., 19(1), p.90 - 92, 1966/00

 被引用回数:5

抄録なし

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