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-ray analysis木下 哲一*; 能任 琢真*; 中島 均*; 小迫 和明*; 加藤 雄大*; 黒岩 洋一*; 倉部 美彩子*; 佐々木 勇気*; 鳥居 和敬*; 前田 亮; et al.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(2), p.479 - 486, 2023/02
There are some different chemical and physical forms of water molecules in concretes. Especially, bound water is difficult to determine. In the present work, we determined free + adsorbed water and bound water contained in aggregates and cement pastes, which are component of concretes, by means of conventional gravimetric analysis and prompt -ray analysis (PGA), respectively, in order to evaluate a total water content in concretes. In the PGA, background reduction was attempted by using the time-of-flight (TOF) signal. In addition, the degree of contribution to analytical values by scattered neutrons by samples was evaluated because water would adsorb on the surface of instruments inside the irradiation chamber for the PGA. Contents of the free + adsorbed water and bound water in some geochemical references determined in the present work were compared with the nominal values to confirm the precision. Each water content in aggregates collected from different quarries and cement pastes with different water-to-cement ratios were analyzed. A total water content in young concrete was evaluated on the basis of the analytical values.
Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*
Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Materials Science, Multidisciplinary)Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with 
Ni and 
Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300
C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.
廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10
被引用回数：47 パーセンタイル：96.65(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。
瀧澤 健太郎*; 掛橋 和幸*; 福田 敏昭*; Kida, Toru*; 沢 和弘; 角田 淳弥; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
Ceramic Materials for Energy Applications; Ceramic Engineering and Science Proceedings, Vol.32, No.9, p.13 - 19, 2011/11
高強度を有する微粒等方性黒鉛は、HTGR及びVHTR黒鉛構造物の有力な材料である。黒鉛構造物の寿命は、おもに照射後の残留応力で決まる。そのため、より高強度な原子炉級黒鉛の開発し設計に裕度を与えることで、黒鉛構造物の寿命延長が可能になるばかりではなく、経済性も大きく向上する。東海カーボンでは、30MPa以上の引張強度を有するG347S及びG458S黒鉛を対象にして、VHTR黒鉛構造物のため新たな原子炉級黒鉛の開発を始めた。照射は、オークリッジ国立研究所の高中性子束アイソトープ原子炉を用い、照射量は30dpa、照射温度は300-900Cであり、照射後試験として寸法変化、弾性率、熱膨張率等の測定を予定している。また、日本原子力研究開発機構と共同で未照射材及び照射材の特性評価を行う予定である。ここでは、G347SとG458SのR&D計画を紹介するとともに、特性評価の結果及び照射試験計画を示す。
廣瀬 貴規; 大久保 成彰; 谷川 博康; 加藤 雄大*; Clark, A. M.*; McDuffee, J. L.*; Heatherly, D. W.*; Stoller, R. E.*
DOE/ER-0313/49, p.94 - 99, 2010/12
The objective of this work is to determine the irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27, which were conducted under the Collaboration on Fusion Materials between Japan Atomic Energy Agency and the United States Department of Energy. The irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27 were determined by dilatometric analysis of silicon carbide (SiC) passive temperature monitors. The monitors from holders for SSJ3 tensile specimens demonstrated good agreement with the design temperatures derived from finite element model (FEM) analysis and were consistent with post-irradiation hardness of F82H. Although the irradiation temperatures for some bend-bar (PCCVN and DFMB) holders were higher than FEM analysis, hardness tests on irradiated F82H implied that actual irradiation temperatures were close to the design temperatures.
野澤 貴史; 檜木 達也*; 長谷川 晃*; 香山 晃*; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*; Henager, C. H. Jr.*; Hegeman, J. B. J.*
Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.622 - 627, 2009/04
被引用回数：115 パーセンタイル：99.19(Materials Science, Multidisciplinary)先進SiC/SiC複合材料は核融合炉材料としてこれまで開発が進められている。近年において耐照射特性に優れる複合材料の開発に成功し、今もなおさらなる材料特性の改善を目指した研究が継続して行われている。一通りの複合材料の設計と基本用件の実証が終了し、SiC/SiC複合材料の開発は徐々に実用化を見据えた材料特性データベースの整備に移行している。主要な評価項目として、(1)照射下クリープやヘリウム/水素同時照射効果を含む重照射効果,(2)腐食・浸食挙動,(3)ヘリウムや水素以外の核変換物質の影響,(4)接合部特性などが挙げられる。また、SiC/SiC複合材料のFCI応用においては照射下の電気伝導率の変化が重要な課題である。本論文はSiC/SiC複合材料研究の最近の進捗状況を総括するとともに、材料データベース構築のために必要となる評価技術の標準化に関する国際協力の進展を解説する。
井川 直樹; 田口 富嗣; 野澤 貴史*; Snead, L. L.*; 檜木 達也*; McLaughlin, J. C.*; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*
Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.551 - 554, 2005/02
被引用回数：47 パーセンタイル：82.48(Chemistry, Multidisciplinary)SiCは高温機械特性や中性子照射下での低放射化特性等に優れているが、低い靱性や脆性破壊挙動が問題である。SiC繊維で強化したSiC複合材料は、SiCの持つこれらの欠点を大きく改善させたものであり、核融合炉の第一壁等を始めとした構造材料として期待されている。近年、従来よりも高温安定性や耐酸化性に優れた高結晶性SiC繊維が開発され、一層の機械特性等の向上が期待されている。本報では、これら新繊維を用い、機械特性の向上を目標として、低放射化特性に最も優れた手法である化学気相浸透法を用いた複合材料作製の最適化を行った。作製時の原料ガスやキャリアガスの流量等を変化させることにより、従来よりも複合材料の緻密化,均質化が達成できた。また、複合材料中のSiC繊維割合を増加させることにより気孔が減少することがわかった。SiC繊維-母相間の界面材として、カーボン層あるいはC/SiC多層を採用し、界面材の厚みに対する引張機械特性評価を行った。50
300nmの界面材厚さ範囲では、引張機械特性の厚み依存性が極めて小さく、この結果、界面材の薄膜化が可能であり、耐照射性の向上が期待できること、また、界面材厚みに対する設計誤差の許容範囲が拡大することを見いだした。
田口 富嗣; 野澤 貴史*; 井川 直樹; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*; 檜木 達也*; Snead, L. L.*
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.572 - 576, 2004/08
被引用回数：46 パーセンタイル：92.89(Materials Science, Multidisciplinary)SiC/SiC複合材料は、高温高強度及び低放射化であることから、核融合炉材料の候補材料の一つである。複合材料の機械的特性向上のために、ナノメートルオーダーで制御したSiC/Cマルチレイヤーを界面層とする先進SiC繊維を用いた、SiC/SiC複合材料を熱傾斜化学蒸気浸透法(F-CVI)により作製した。走査型及び透過型電子顕微鏡観察により、先進SiC繊維の周りにSiC/Cマルチレイヤーが生成していることを確認した。曲げ試験及び引張試験の結果、SiC/Cマルチレイヤー界面層を有する複合材料の強度は、単層C界面層を有する複合材料の強度に比べ、約10%程向上することがわかった。機械強度試験後の破面観察の結果、繊維の周りに円筒状の段差が生じていることが確認され、繊維の引き抜けだけでなく、繊維束の引き抜けも生じていた。さらに、SiC/Cマルチレイヤー内で生じたき裂の偏向は、C層内で生じていることがわかった。これらの結果から、本研究で作製したSiC/Cマルチレイヤーは、機械強度改善に十分に貢献することがわかった。
谷川 博康; 廣瀬 貴規; 安堂 正巳; 實川 資朗; 加藤 雄大*; 香山 晃*
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.293 - 298, 2002/12
被引用回数：9 パーセンタイル：51.46(Materials Science, Multidisciplinary)特に中性子照射された材料の破壊機構について、微細組織レベル理解することは重要な問題として挙げられてきたが、強度試験後試料から透過型電子顕微鏡(TEM)用薄膜試料を作ることが極めて困難であったため、これまで十分に理解されていない。この技術的な問題を解決するために、集束イオンビーム(FIB)マイクロサンプリング・システムを、日本原子力研究所の東海研ホットラボ施設に導入した。このシステムにより、中性子照射された試料の疲労破壊起点といったような、破壊機構を理解するうえで要点となる箇所からTEM用薄膜試料を作ることが可能となった。この論文では低放射化フェライト鋼の疲労破壊挙動について、特に核変換生成ヘリウムの効果に着目して、微細組織観察をベースに検討を行った。その結果を報告する。
安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12
被引用回数：39 パーセンタイル：90.08(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。
井川 直樹; 田口 富嗣; Snead, L. L.*; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*; McLaughlin, J. C.*
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1205 - 1209, 2002/12
被引用回数：16 パーセンタイル：69.83(Materials Science, Multidisciplinary)SiC繊維強化SiC複合材料は、低放射化や高温機械特性等に優れているため、次世代の核融合炉用の構造材料の候補材である。近年、高温機械的特性に優れたSiC繊維が開発された。本研究では、この繊維を用い、機械的特性を最適化した複合材料を作製することを目指し、複合化過程の最適化を行った。複合化過程としては最も高純度化が達成できると期待できるFCVI法を採用し、SiC繊維とマトリックスとの間の界面材料としては、低放射化や耐照射性が期待できるカーボン層を用いた。カーボン層の厚みの均一化及び最適化並びにマトリックス中の空孔の低減化及び空孔分布の均一化等によって、優れた機械特性を有するSiC/SiC複合材料が得られる見通しを得た。
田口 富嗣; 井川 直樹; 實川 資朗; 野澤 貴史*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; Snead, L. L.*; McLaughlin, J. C.*
Advanced SiC/SiC Ceramic Composites: Developments and Applications in Energy Systems; Ceramic Transactions Vol. 144, p.69 - 76, 2002/00
低放射性や高温特性に優れた原子力材料であるSiC/SiC複合材料に関して、機械特性のさらなる改善のためには、気孔率の可能な限りの低減化かつ空孔や界面層の均一化が重要な要素となる。本研究では、最も低放射化が期待できる複合材作製法である強制熱傾斜化学蒸気浸透(FCVI)法の製造条件の最適化に着目し、本材料の機械特性向上に必要な上記要素の改善について検討した。気孔率は、SiC繊維含有率の増加によって減少すること、空孔や界面層分布は、原料ガス等の流量の最適化によって均一化できること等を明らかにした。また、界面層の均一化のためにはプロセスにおける材料反転処理が特に有効であった。なお、本最適化によって、これまでFCVI法では得られなかった15%以下の低気孔率が達成できた。また、界面層としてカーボンを選択した場合では、厚み誤差が
10nm以内の均一な界面層を作製でき、平均界面層厚みが75~300nmの時に優れた機械特性を有することが明らかとなった。
谷川 博康; 安堂 正巳; 加藤 雄大*; 広瀬 貴規*; 酒瀬川 英雄*; 實川 資朗; 香山 晃*; 岩井 岳夫*
Journal of Nuclear Materials, 297(3), p.279 - 284, 2001/09
被引用回数：34 パーセンタイル：89.95(Materials Science, Multidisciplinary)日本で開発が進められている、核融合炉構造材料の低放射化フェライト鋼: JLF-1及びF82Hについて、核融合炉環境(核変換ヘリウム生成環境)での重照射効果を調べるべく、ニッケルとヘリウムの同時イオン照射実験を最大100dpaまで723Kで行い、欠陥生成・相安定性・スウェリング特性についての評価を行った。透過型電子顕微鏡(TEM)観察を行うにあたっては、マイクロサンプリング機構付き集束イオンビーム加工装置を利用してTEM観察用薄膜試料を作製する手法を確立した。これにより、フェライト鋼の強磁性がTEM観察に及ぼす影響をほぼキャンセルすることができたため、詳細な微細組織観察が叶になったほか、従来になく高精度のクロスセクション薄膜を作製できることにより、イオン照射損傷組織の深さ方向に関する情報を高い統計的精度でもって得ることが可能となった。
谷川 博康; 實川 資朗; 菱沼 章道; 安堂 正己*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 岩井 岳夫*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.470 - 473, 2000/12
被引用回数：21 パーセンタイル：77.56(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料候補材料である低放射化フェライト鋼においては、核変換生成ヘリウムによる脆化や高温強度低下が重要な研究開発課題となっている。本研究では、特にヘリウム脆化に関する基礎的知見を得るべく、室温でヘリウムイオン注入された低放射化フェライト鋼及び純鉄に対して、超微小硬さ試験及び変形領域のTEM観察を行い、ヘリウムの硬化及ぼす影響について検討を行った。試料は高純度鉄及び低放射化フェライト鋼F82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)である。試験片形状はTEMディスクであり、機械研磨及び電解研磨により極めて平滑な表面に仕上げ、実験に供した。ヘリウムイオン注入実験は、東京大学原子力研究総合センター重照射設備(HIT)を用いて行った。実験ではヘリウムイオンを試料表面から600-800nmの領域に2000appmまで、室温で注入した。硬さ試験は、圧子の押し込みによる塑性変形領域の広がりが、押し込み深さの約3~5倍になることから、押し込み深さが約250nm程度になるような荷重条件で行われた。硬さ試験後、圧痕周辺部を集束イオンビーム(FIB)加工装置(日立HF-2000)により薄膜化し、TEM観察に供した。硬さ試験の結果、純鉄及びF82Hのいずれにおいても、ヘリウム注入により10%程度の硬化が計測された。さらに圧痕部周辺部のTEM観察により、圧子の押し込みによって導入された塑性変形の発達が、おもにヘリウムが注入された600-800nmの領域より浅い領域にのみ生じていたことが観察された。
香山 晃*; 堂野前 貴子; 加藤 雄大
JNC TY9400 2000-017, 65 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-017.pdf:9.69MB
オーステナイト系ステンレス鋼は原子炉炉心材料として多く用いられている。高速増殖炉中で照射を行うことにより、これらの材料中にボイドが形成されることが知られている。このボイド形成によって体積膨張(スウェリング)現象が生じ、ボイドの生成・成長に伴う材料の変形は材料の主要な寿命制限因子の一つとなっている。そこで本研究では、中性子照射下における耐スウェリング性を高めた改良オーステナイト系ステンレス鋼(PNC316鋼)を取り上げ、ボイド形成挙動について検討・評価を行った。実験手段としては、MeV級加速器を用いたイオンビーム照射を採用し、材料環境、照射条件、損傷メカニズム、材料条件等の観点から解析を行った。供試材としては、PNC316鋼の20%冷間圧延加工材(板材)および被覆管を用いた。被覆管試料については、さらに内表面近傍、肉厚中心および外表面近傍の3種類の試料を採取した。これら合計4種類の試料に対して、4MeVニッケルイオンとヘリウムイオンによるデュアルビームを873Kにて40dpaまで照射した。照射後のミクロ組織を透過電子顕微鏡にて観察したところ、組織発達挙動は、試料によって大きく異なっていることが分かった。以上の結果から、今回用いた圧延材(板材)と被覆管材は、初期加工組織及びそれに伴う残留応力状態が大きく異なるために、転位組織の回復挙動に差異を生じる結果、顕著な偏析及びキャビティー形成サイトを提供する照射誘起析出までに要する照射線量に有意な違いが及ぼされることにあると結論付けられた。
山田 禮司; Snead, L. L.*; 加藤 雄大*
Proceedings of 4th International Energy Agency Workshop on SiCf/SiC Ceramic Composites for Fusion Structural Application, p.175 - 180, 2000/00
セラミック系材料の熱伝導率は0.001dpa以下の照射初期に大きく劣化することが知られている。そのため通常の照射後試験では初期劣化の把握は難しく、その場測定が必要となる。ここでは、ORNLのHFIR炉を用いて行われた熱伝導率その場測定実験(TRIST-TC1)で得られた、SiC、アルミナ、スピネルの結果の幾つかを紹介し、原子炉でのその場測定の実験上の問題点を議論するとともに、照射後試験による定量を含め得られた「その場」熱伝導率の定量化の道すじを述べる。
平野 耕一郎; 野村 昌弘; 山崎 良雄; 石川 雄大*; 小又 智輝*; 檜山 徹*; 加藤 裕子*
JNC TN9400 99-040, 52 Pages, 1999/05
サイクル機構では、核種分離・消滅処理研究の一環として、大電力CW電子線形加速器を用いて高レベル放射性廃棄物中に含まれる長寿命核分裂生成物を消滅する可能性を研究している。大電力CW電子線形加速器の要素技術開発として、ビームエネルギー10MeV、ビーム電流100mA、パルス幅4msec、繰返50Hzの条件で、大電流加速技術の開発を進めている。この中で、大電力高周波を制御し、大電流ビームを安定に加速するためのシステムを開発する必要がある。そこで、大電流ビーム及び大電力高周波の異状から加速管を保護するためのインタロックシステムを開発した。また、運転条件に対応したインターロックを選択できるシステムを開発した。低デューティのビームを加速させた状態で異常条件を再現し、加速器の各要素機器を組み合わせた総合的な試験を実施したので報告する。試験の結果、ビーム及びRFが確実に停止されることを確認した。また、インターロック動作後、RF及びビームが3.5
secで遮断されることが分かった。
江本 隆; 加藤 裕子*; 平野 耕一郎; 石川 雄大*; 武井 早憲; 野村 昌弘; 谷 賢
PNC TN9410 98-060, 45 Pages, 1998/06
動燃事業団では、核種分離・消滅処理研究の一環として、大電流電子加速器を用いて高レベル放射性廃棄物中に含まれる長寿命核分裂生成物を消滅する可能性を研究している。将来の消滅処理システムで必要となる加速器の大電流化技術を開発することを目的として、当面の目標をエネルギー10MeV、最大電流100mA、パルス幅4ms、繰り返し50Hzに設定し大電流電子線形加速器の開発を推進している。本計測・制御装置は加速器全体の制御および大電流化により生じる問題に対して試験・運転を支援するものである。本装置の特徴は加速器の状態を分散配置した計算機で同時に把握できるように、通常用いられているEthernetの他に、専用の高速ネットワーク(SCRAM Net;15MB/s)とデータ処理専用の計算機(DSP)を用いて高速のデータ集録系としたこと、データの集録・制御の変更に対して柔軟にハードウェア・ソフトウェアの変更・保守が行えるようにデータの入出力を扱うハードウェアは他の加速器施設で採用されている標準規格モジュールを採用し、制御・測定のMMI(Man Machine Interface)部分は他の加速器施設に先駆け全面的にソフトウェアによるものとしたことである。制御画面等はGUI(Graphical User Interface)を採用し、その開発環境はオブジェクト指向プログラミングを用いて開発時間の短縮、保守性の向上を計り、視覚プログラミングを用いて容易な開発環境を整備した。
野澤 貴史; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
no journal, ,
先進SiC/SiC複合材料の繊維-マトリックス界面の中性子照射効果を解明するため、単繊維の微小押し抜き法により界面強度を評価した。高温(1080C),中線量(7.7dpa)において、界面構造に依存した界面強度の照射温度,線量依存性を特定したが、その変化量に対しバルク強度特性の有意な劣化は認められなかった。本発表では、先進SiC/SiC複合材料の繊維-マトリックス界面の具体的な設計指針と今後の開発方針について報告する。
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。
