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論文

Microstructural development and radiation hardening of neutron irradiated Mo-Re alloys

根本 義之; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 阿部 勝憲*; 平岡 裕*

Journal of Nuclear Materials, 324(1), p.62 - 70, 2004/01

 被引用回数:37 パーセンタイル:89.74(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究においては純Mo及びMo-Re合金(Re濃度2,4,5,10,13,41wt%)を、照射温度681K$$sim$$1072Kで約20dpaまで中性子重照射した試料を用いて研究を行った。微細組織観察において全てのMo-Re合金の照射試料で$$sigma$$相と$$chi$$相の析出物が観察された。また全ての照射試料でボイドが観察され、低温度で照射した試料では転位ループ及び転位が観察された。ビッカース硬さ試験では全ての照射試料において照射硬化が測定され、特にMo-41Reの874K以下で照射した試料において硬化量が大きくなった。これらの結果からMo-Re合金の中性子重照射による微細組織発達と照射硬化及び照射脆化との関連について議論を行い、照射下で使用するMo-Re合金への最適なRe添加量及び熱処理条件を提案した。

論文

R&D of a MW-class solid-target for spallation neutron source

川合 將義*; 古坂 道弘*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; Li, J.*; 杉本 克久*; 山村 力*; 平岡 裕*; 阿部 勝憲*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 318, p.35 - 55, 2003/05

将来の核破砕施設で使用可能な、MW級の中性子源固体タングステンターゲットの開発を行った。Wを腐食から守るため、3つのコーテング技術を研究した。HIP,ろう付け,メッキである。HIP法は前報で最適化した条件が接合力の観点からも言えるかどうかを微小押し込み試験法で調べた。その結果、接合部からの亀裂発生荷重が最も高いことが証明され、確かに最適化条件であることを再確認した。たの2つの方法は、基礎的な技術としてターゲット製作に応用可能であることを示した。コーテングが無い場合のWのエロジョンを流水下で調べた。高速度ではエロージョンが発生しやすい。固体ターゲットの設計では、スラブ型と棒型を設計した。1MWターゲットの中性子特性に関する限り、固体ターゲットのほうが、水銀より優る。

論文

Neutron irradiation embrittlement of polycrystalline and single crystalline molybdenum

渡辺 勝利; 菱沼 章道; 平岡 裕*; 藤井 忠行*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.848 - 852, 1998/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:63.7(Materials Science, Multidisciplinary)

浸炭処理を施したMo多結晶及び単結晶について、中性子照射に基づく延性-脆性遷移挙動を検討した。用いた試料は15wt・ppmO、$$<$$3wt・ppmN及び30wt・ppmCを含むMo多結晶及び10wt・ppmO、$$<$$2wt・ppmN及び30wt・ppmCを含む$$<$$011$$>$$及び$$<$$001$$>$$軸方位のMo単結晶である。照射はJRR-2を用いて、673,873及び1073Kにおいて速中性子照射量(7.9-9.8)$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$とした。照射後曲げ特性測定を行い、さらにSEMによる破面解析を併せて行った。得られた結果は多結晶と単結晶との差異、浸炭の効果及び照射温度の影響等について解析を行った。曲げ試験結果はいずれの照射温度においても、多結晶試料よりも単結晶試料の方が照射に基づく延性-脆性遷移温度のシフトが著しく大きいことを示した。一方、浸炭処理は単結晶においてよりも多結晶において一層有効であることがわかった。このことは多結晶では粒界界面がC添加により強化されることを示唆している。

論文

Conceptual design study of self-completed fuel cycle system

大杉 俊隆; 高野 秀機; 小川 徹; 秋江 拓志; 土橋 敬一郎; 平岡 徹*; 小林 嗣幸*; 松丸 健一*; 東海林 裕一*

Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.181 - 189, 1995/00

長半減期核種の閉じ込め・核種変換システムを確立するために、窒化物燃料高速炉と高温化学再処理とに基づく核燃料サイクルシステムを検討した。窒化物燃料高速炉はその秀れた炉心特性の故に、電力生産、燃料生産のみならず、核種変換用炉心等種々の炉型の設計が可能である。また、高温再処理法は、プロセスの単純さと、装置の小型化が容易であることから、燃料サイクルコストの大幅な低下が期待できる。窒化物燃料の高温化学再処理の各プロセスの技術的検討とマスフローの解析を求め、これらシステムの成立性を確認した。さらに、プロセス機器、プラント建屋の概略の設計を進め、大幅な燃料サイクルコストの削減の可能性が大きいことを示した。

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