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大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03
被引用回数：4 パーセンタイル：78.52(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700
Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。
Srの簡易分析大沼 高志; 駿河谷 直樹; 檜山 敏明
分析化学, 58(7), p.633 - 638, 2009/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)共存元素の影響を排除する新たな補正式を誘導することにより、半減期の長い核種が共存しても、Srの分析が可能な液体シンチレーション計測法を確立した。一般にSrの分析は、Srと放射平衡にあるYの生成過程を追跡することにより行われている。本研究は、使用済核燃料の再処理施設で発生する高放射性廃液中に溶存するSrを簡易な前処理操作により分析するため、新たに誘導した補正式を用いて共存核種の影響を排除するとともに、誘導した式が正しいことを実験により確証するものである。本研究で誘導された計算式及び簡易な分離操作により、高放射性廃液試料中のSrを分析した結果、他元素が測定系に共存してもYの
線の測定値を補正することができ、Srの精確かつ簡易な定量が可能であることがわかった。本法によるSrの分析結果の相対標準偏差は3%以下であった。
今川 裕也; 橋立 竜太; 鬼澤 高志; 加藤 章一; 大塚 智史; 大沼 正人*; 中島 英治*; 外山 健*
no journal, ,
次世代ナトリウム冷却高速炉では、熱的安定性に優れたナノサイズの酸化物粒子を均一分散することで高温
超高温での強度を高めた酸化物分散強化型(ODS)鋼を燃料被覆管材料として適用することで安全性の向上が期待されている。本報告では、ODS鋼の異常過渡時の高温から事故時の超高温を含む温度域での組織構造と機械的特性の相関を解明するための基礎データを取得するため、高温超高温での周方向クリープ試験及び評価を行った結果を報告する。
