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C宮澤 健; 菊池 裕太*; 安堂 正己*; Yu, J.-H.*; 藪内 聖皓*; 野澤 貴史*; 谷川 博康*; 野上 修平*; 長谷川 晃*
Journal of Nuclear Materials, 575, p.154239_1 - 154239_11, 2023/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)This study examined the effects of alloying elements such as Re and Ta on the microstructural evolution of recrystallized W under proton and self-ion irradiations at 800C. Although the number density of voids increased with increasing proton-induced damage level, the void density in W-Re and W-Ta alloys were lower than that of pure W. Herein, the addition of Re and Ta to W suppresses the void formation process. In the proton-irradiated W-3%Re, a lot of dislocation loops were observed at 0.05 dpa which is the stage of nucleation. The evolution process up to 0.2 dpa was characterized by loop growth via the absorption of clusters and point defects. The dislocation loops then coalesce and grow large, and the dislocation lines become tangled at 1 dpa. At 0.05 dpa, the dislocation loops in pure W have already evolved into the tangled dislocations. Solute Re may inhibit the mobility of small dislocation loops and SIA clusters. In W-3%Ta irradiated at 0.05 and 0.2 dpa, the coalescence process of the elongated dislocation loops was observed. Solute Ta may inhibit the mobility of SIA clusters. Although no voids and rafts were observed in self-ion irradiated W-3%Re to 0.2 dpa, not only dislocation loops but also voids and rafts were observed in pure W to 0.2 dpa. The solute Re would suppress the raft formation and then the void formation under self-ion irradiation.
山本 和典; 社本 真一; 赤阪 健*; 若原 孝次*; 宮澤 薫一*
no journal, ,
低ヘリウム雰囲気下で調製されたランタンフラーレン煤を真空又はヘリウム雰囲気下で熱処理すると、ランタンカーバイド内包多層カーボンナノカプセルが生成することを既に報告した。今回、これらの試料について顕微ラマンスペクトル測定を行ったので報告する。熱処理前のランタンフラーレン煤のラマンスペクトルは、1580cm
付近に現れるブロードなG-bandに加えて、1345cm付近に現れるD-bandのブロードなピークを示す。熱処理に伴いスペクトル幅が狭くなるとともに、D-bandの相対強度が増加する結果が観察された。前者の変化はカーボンブラックに代表される不定形炭素を熱処理した場合と同じ一般的な現象として説明される。しかし、後者の変化はこれらの一般的な不定形炭素を熱処理した場合とは逆の結果である。この現象について、透過型電子顕微鏡(TEM)観察結果をもとに考察した。
Hwang, T.; 長谷川 晃*; 戸村 恵子*; 海老澤 直樹*; 外山 健*; 永井 康介*; 福田 誠*; 宮澤 健*; 田中 照也*; 野上 修平*
no journal, ,
To clarify the irradiation hardening behavior of neutron-irradiated tungsten(W), the formation behavior of rhenium(Re)-enriched cluster and W-Re precipitation with displacement damage in fission reactors environment was investigated by the atom probe tomography (APT) technique, and the results obtained by APT and microstructural observation by transmission electron microscopy (TEM) were compared. The samples were irradiated to 0.96 dpa at 538C in a fast experimental reactor Joyo, and irradiated to 0.90 dpa at 500C in a mixed spectrum reactor HFIR. The chemical compositions of the matrix, Re clusters, and precipitates were determined by the AP analysis. The Joyo-irradiated samples contained lower levels of transmuted Re and Os, while the HFIR-irradiated samples contained higher levels of Re and Os. The Re-enriched clusters demonstrated characteristic spatial distribution related to defect cluster distribution in each irradiated specimen.
宮澤 健; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 光原 昌寿*; 中島 英治*; 大沼 正人*; et al.
no journal, ,
高速炉用9Cr-ODS鋼燃料被覆管の実用化に向けた強度基準整備を進めている。温度と時間を統一的に表す指標であるLarson-Millerパラメータ(LMP)と累積損傷則(Life fraction法)を用いて、変形・破壊モードが異なる各種強度データを統一評価する手法が提案されている(以下、LMP-Life fraction法と呼ぶ)。この評価手法を用いて、炉内で想定される応力・温度変動条件での9Cr-ODS鋼の破断強度を単一式で表せる可能性がある。本研究では、9Cr-ODS鋼のクリープ試験データ、引張試験データ及び急速加熱バースト試験データを用いて、事故時を含む広い温度範囲でLMP-Life fraction法の9Cr-ODS鋼への適用性を評価した。
宮澤 健
no journal, ,
核融合炉材料開発の一例として、先進W合金の照射耐性評価における加速器照射の有効性と海外炉の利用を紹介する。照射性能を把握するには原子炉照射は不可欠であるが、新素材の製造から照射実験・PIEに至るまで約10年を要する。加速器模擬照射を補完的に取り入れ、照射性能の把握やスクリーニング(材料の選定)を行うべきである。コンベンショナルな照射手法であっても、材料が変われば新たな現象(ここでは、再結晶遅延効果)が見つかる可能性がある。イオン照射では損傷領域が表面近傍に限定されるが、工夫次第によっては添加元素の影響評価やスクリーニングにおいて有効なツールである。今後の10年の研究活動の方向性としては、長寿命炉心材料開発に携わり、再稼働後の「常陽」を用いた照射試験・照射後試験を本命としつつ、補完的に加速器模擬照射を活用することで、効率的な長寿命炉心材料開発、基準類整備に貢献する。
