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論文

Effect of helium on irradiation creep behavior of B-doped F82H irradiated in HFIR

安堂 正己; 野澤 貴史; 廣瀬 貴規; 谷川 博康; 若井 栄一; Stoller, R. E.*; Myers, J.*

Fusion Science and Technology, 68(3), p.648 - 651, 2015/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

照射下クリープに及ぼすヘリウムの影響を調べるために、F82H鋼およびボロン添加したF82H鋼の圧力管を準備し、573Kおよび673Kにて6dpaまでの中性子照射を行った。照射後、これらの圧力管の径を非接触型レーザーシステムにて測定し、クリープひずみの解析を行った。この結果、573K, 673Kにて照射されたF82H鋼のクリープひずみは約260MPaおよび170MPaの応力までそれぞれ直線的に増加することがわかった。特に673K照射材では、いくらかの$$^{10}$$BN添加F82H鋼のクリープひずみは、ヘリウムの発生しない$$^{11}$$BN添加F82H鋼に比べて増加する傾向にあった。この原因として、ボロンによって発生したヘリウムによりバブルが形成し、わずかなスウェリングが生じたためと考えられる。

論文

Effects of heat treatments and addition of minor elements of boron and nitrogen on mechanical properties and microstructures of reduced-activation ferritic/martensitic steel

若井 栄一; 安堂 正己; 大久保 成彰

Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.11, p.104 - 112, 2015/03

核融合原型炉のための低放射化フェライト鋼は1980年代から開発が進められている。この鋼は核融合原型炉の第一壁や構造材料及びIFMIFのターゲットアセンブリやターゲット背面壁の第一候補材料となっている。本研究では、この鋼に関する2つの課題を調べた。その概略を以下に示す。(1)照射損傷を含む、低放射化フェライト鋼の微細組織や強度特性への初期熱処理は、核融合原型炉の設計に大変重要である。(2)この鋼の微細組織や強度特性へ及ぼすHeやH生成の効果は核融合原型炉の設計評価に本質的なものであり、我々はIFMIFのような核融合模擬照射環境下でこの鋼を調べ、評価をしなければならないと考えられる

論文

Corrosion-resistant coating technique for oxide-dispersion-strengthened ferritic/martensitic steel

酒瀬川 英雄; 谷川 博康; 安堂 正己

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(6), p.737 - 743, 2014/06

AA2013-0280.pdf:1.68MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:61.51(Nuclear Science & Technology)

酸化物分散強化型鋼は高速炉の燃料被覆管及び核融合炉ブランケット第一壁の構造材料として魅力的な材料である。高クロム系ODSフェライト鋼は良好な耐食性をもつが加工性に乏しく異方性を有することから実用化には困難が伴う。一方、より低クロム系ODSフェライト・マルテンサイト鋼は良好な加工性をもち異方性はマルテンサイト変態を通じて低減させることができる。しかしその耐食性は高クロム系ODSフェライト鋼よりも劣る。本研究は8CrのODSフェライト・マルテンサイト鋼を対象としての耐食性改善のためのコーティング技術を開発した。従来材料製作工程におけるカプセル材を軟鋼からステンレス鋼に変えてコーティング材としてそれを使用することにより、304あるいは430のステンレス鋼で覆われたODS鋼を製作した。

論文

材料の物性値に対する放射線照射誘起効果,2-6; 圧力管型試験片を用いたF82H鋼の照射下クリープの評価

安堂 正己; 野澤 貴史; 廣瀬 貴規; 谷川 博康

プラズマ・核融合学会誌, 90(1), p.64 - 67, 2014/01

核融合炉ブランケット構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼F82Hの照射クリープ特性評価のため、圧力管型クリープ試験片を用い、照射温度300$$sim$$500$$^{circ}$$CにてHFIR炉で中性子照射試験を行ったところ、熱クリープの生じない300$$^{circ}$$Cでの照射においてクリープ変形が生じることが負荷応力とひずみ量の関係から明らかとなった。また従来のFFTFでの高照射量データとの比較を行い、照射クリープ速度(ひずみ/照射量)-負荷応力での整理を行ったところ、高照射量での結果と類似の傾向を示すことがわかった。論文では、圧力管型クリープ試験片を用いた照射下クリープ試験及び評価についての概要についても紹介した。

論文

Irradiation response in weldment and HIP joint of reduced activation ferritic/martensitic steel, F82H

廣瀬 貴規; Sokolov, M. A.*; 安堂 正己; 谷川 博康; 芝 清之; Stoller, R. E.*; Odette, G. R.*

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S557 - S561, 2013/11

 被引用回数:5 パーセンタイル:46.51(Materials Science, Multidisciplinary)

The objective of this work is to investigate irradiation response in the joints of F82H. The joints of F82H were prepared using TIG welding, EB welding and Hot-Isostatic-Pressing (HIP). As for weld joints, mechanical specimens were cut out of weld-metal (WM), heat-affected-zone (HAZ). These specimens were irradiated in an instrumented irradiation capsule, RB-15J in HFIR at Oak Ridge National Laboratory. The irradiation temperature was controlled at 573 and 673 K using liquid lithium as a heating medium, and the irradiation dose was up to 6 dpa. Tensile tests after 573 K irradiation revealed that the hardening in WM and base metal (BM) are greater than 300 MPa. On the other hand, HAZ exhibits about half of that of the WM and BM. Since the HAZ is the weakest part in the joint even before irradiation, neutron irradiation significantly enhances the weakness of the HAZ and it could be in danger of local deformation at this region.

論文

Irradiation hardening in F82H irradiated at 573 K in the HFIR

廣瀬 貴規; 大久保 成彰; 谷川 博康; 安堂 正己; Sokolov, M. A.*; Stoller, R. E.*; Odette, G. R.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.108 - 111, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:21.87(Materials Science, Multidisciplinary)

F82Hは日米協力照射試験プログラムの下で、過去20年以上にわたって研究が進められてきた。これらの結果、F82Hは673K以上では60dpaまで照射硬化しないことが明らかとなった。本研究では照射硬化が顕著になる573KにおけるF82H照射試験の最新の結果を要約する。この研究で使用された材料はF82H-IEA及び改良鋼である。照射後の強度試験によりF82Hの照射硬化は9dpa付近で飽和し、その耐力は1GPaであることが明らかとなった。延性の低下も同様に9dpaで飽和した。また、照射の前にF82H-IEAより優れた延性を示した熱処理改良鋼の照射後延性は、標準的なF82Hのそれと同じレベルになることを得た。これはブランケット製作工程で生じたHAZ等の軟化部では延性低下が顕著となることを意味する。一方、ブランケット製作工程の熱履歴下で優れた組織安定性を示すTa増量鋼F82H-mod3の照射応答は、F82H-IEAと同等でありTaの悪影響は認められなかった。したがって、mod3材はHIPによって製造されるブランケットの構造材料として有効であると言える。

論文

In situ and time-resolved small-angle neutron scattering observation of star polymer formation via arm-linking reaction in ruthenium-catalyzed living radical polymerization

寺島 崇矢*; 元川 竜平; 小泉 智*; 澤本 光男*; 上垣外 正己*; 安藤 剛*; 橋本 竹治*

Macromolecules, 43(19), p.8218 - 8232, 2010/10

 被引用回数:36 パーセンタイル:17.07(Polymer Science)

${it In situ}$ and time-resolved small-angle neutron scattering (SANS) was employed for the elucidation of star polymer formation mechanism via linking reaction of living linear polymers in ruthenium-catalyzed living radical polymerization. Here, methyl methacrylate (MMA) was first polymerized with R-Cl/RuCl$$_{2}$$(PPh$$_{3}$$)$$_{3}$$/tribuylamine ($$n$$-Bu$$_{3}$$N) initiating system, followed by the addition of ethylene glycol dimethacrylate (EGDMA: 3) as a linking agent. After the in situ addition of a small amount of 3 to living linear PMMA, the SANS analysis revealed the following three steps: (process II-1) formation of block copolymers (4) and competitive formation of the small star polymers via the linking reaction of 4 and 4; (process II-2) star-star linking of the small star polymers into star polymers and putting 4 into the core of the star polymers, leading to formation of the microgel-core star polymers; (process II-3) growth of the microgelcore star polymers (5) via placement of 4 into the microgel-core star polymers. Furthermore, the SANS profiles, obtained as a function of polymerization time, were quantitatively analyzed with a core-shell spherical model in order to determine the microstructures of the star polymers: The final reaction product had an average radius of microgel-core ($$sim$$ 1 nm), and average arm numbers N $$sim$$ 17.

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Interfacial properties of HIP joints between beryllium and reduced activation ferritic/martensitic steel

廣瀬 貴規; 安堂 正己; 荻原 寛之*; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 85(5), p.809 - 812, 2010/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.77(Nuclear Science & Technology)

ITERテストブランケットモジュール第一壁開発の一環として、熱間等方圧加圧法(HIP: Hot Isostatic Pressing)により、プラズマ対抗材料であるベリリウムとブランケットの構造材料である低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの異材継手を試作した。接合強度特性試験,接合界面の微細組織観察及び接合界面の元素分析の結果から、HIPはF82Hの焼き戻し温度条件で実施することが有効であることを得た。接合強度は、F82H側へのベリリウム拡散距離の二乗に反比例する傾向を示した。拡散の抑制には、ベリリウム表面へのクロム蒸着が有効であり、試作した継手はITER遮蔽ブランケット第一壁におけるベリリウムと銅合金の異材継手と同等以上の強度を達成した。

報告書

平成20年度「幅広いアプローチ」活動原型炉R&D共同研究報告書(共同研究)

谷川 博康; 野澤 貴史; 安堂 正己

JAEA-Review 2009-053, 89 Pages, 2010/03

JAEA-Review-2009-053.pdf:22.39MB

2007年より「幅広いアプローチ(BA)」活動の国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)事業の一つである、原型炉設計・R&D調整センター活動の主要な活動として原型炉工学R&Dが開始された。この原型炉工学R&Dについては、日欧双方が興味を有し、かつ特定の炉型に依存しない"generic"な項目を実施すべしとの共通理解にもとづいて、次の5件の工学R&Dが実施されている。(1)SiC/SiC複合材,(2)トリチウム技術,(3)ブランケット構造材料(低放射化フェライト鋼),(4)先進中性子増倍材,(5)先進トリチウム増殖材第1フェーズ(2007-2009年)においては、2008-2009年R&D活動について日欧間で締結された調達協定(Procurement Arrangement:PA)に基づいて実施される予備的R&Dにおいて、その一部を大学等と原子力機構との共同研究として分担実施している。2008年度は、SiC/SiC複合材開発、及びブランケット構造材料(低放射化フェライト鋼)開発について共同研究を実施した。本報告書は、その成果について取りまとめたものである。

論文

Irradiation effects on reduced activation ferritic/martensitic steels; Tensile, impact, fatigue properties and modelling

實川 資朗; 鈴木 一彦; 大久保 成彰; 安堂 正己; 芝 清之

Nuclear Fusion, 49(11), p.115006_1 - 115006_8, 2009/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:65.42(Physics, Fluids & Plasmas)

400$$^{circ}$$C以下では、しばしば大きな照射硬化と延性及び靭性低下を示すが、この強度特性変化の挙動を的確に評価し、設計法等での対応を行えば、低放射化フェライト鋼のITER-TBMへの利用には問題を十分に少なくできる。また、硬化及び伸びの変化は、照射量に対して飽和傾向を示すため、DEMO装置への適用可能性も期待できる。このために、照射による大きな強度特性変化に対応できる設計手法の開発が必須であること、照射下での低放射化フェライト鋼の巨視的な挙動モデルの構築が鍵となることが指摘できる。ここでは塑性(構成式)と繰返し軟化挙動のモデルについて検討を加える。併せて、微細組織変化の予測への微式的な照射挙動モデルの重要性及び熱処理による特性改善の可能性についても言及する。

論文

低炭素オーステナイト系ステンレス鋼SUS316Lの粒内・粒界の変形挙動の評価

長島 伸夫*; 早川 正夫*; 塚田 隆; 加治 芳行; 三輪 幸夫*; 安藤 昌視*; 仲田 清智*

圧力技術, 47(4), p.236 - 244, 2009/07

本研究では、冷間加工により予ひずみを与えた低炭素ステンレス鋼SUS316Lの変形挙動を調べるために微小硬さ試験とAFM観察を実施し、以下の結果を得た。同じ塑性ひずみを負荷したにもかかわらず、予ひずみを与えなかったものよりも30%冷間加工材の方がすべり帯の間隔がより狭く、粒界近傍にすべり帯が集中していることがわかった。微小硬さが300以上となる領域が30%以上の冷間加工材の特に粒界において多く見られた。これらのことから粒界における変形の非均一性が低炭素ステンレス鋼のIGSCC進展機構の重要な要因であることが示唆される。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:102 パーセンタイル:1.59(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Assembly of the US-Japan MFE-RB-15J experiment for irradiation in the HFIR

廣瀬 貴規; 安堂 正己; 谷川 博康; 大久保 成彰; McDuffee, J. L.*; Heatherly, D. W.*; Sitterson, R. G.*; Stoller, R. E.*; 山本 琢也*

Fusion Materials Semiannual Progress Report (DOE/ER-0313/46) (Internet), p.72 - 78, 2009/06

熱中性子を遮蔽した計装化キャプセルMFE-RB-15J照射試験の試験片情報を報告する。本J試験は、米国エネルギー省と日本原子力研究開発機構の国際協力による核融合材料の協力照射試験の一環として実施されたもので、ITER-テストブランケットモジュールの設計作業のために300$$^{circ}$$C及び400$$^{circ}$$Cで6dpa間で照射した低放射化マルテンサイト鋼F82H及びその接合部の強度データを取得するとともに、ホウ素同位体を用いて鋼に300ppmのヘリウムを導入し、強度特性に及ぼす核変換ヘリウムの影響を評価することを目的とする。試験用キャプセルは2008年4月に完成し、中性子照射試験は米国オークリッジ国立研究所の試験炉HFIRのRB-1A照射孔において、第415サイクルから照射開始された。

論文

Effect of Ta rich inclusions and microstructure change during precracking on bimodal fracture of reduced-activation ferritic/martensitic steels observed in transition range

谷川 博康; Sokolov, M. A.*; 澤畠 篤司*; 橋本 直幸*; 安堂 正己; 芝 清之; 榎本 正人*; Klueh, R. L.*

Journal of ASTM International (Internet), 6(5), 10 Pages, 2009/05

F82Hに代表される低放射化フェライト鋼の靱性評価には、現在マスターカーブ法(MC法)が用いられているが、この手法は破壊起点が一様に分布していることを前提としている。一方、近年の研究より、MC法の許容値以下の値で破断したF82HではアルミナとTa酸化物の複合介在物が破壊起点に存在することが示されてきた。本研究では、複合介在物が鋼中に不均一に分布すること,低温では割れやすくなることが、靱性値に影響を与え、MC法による靱性値推定に影響を与えている可能性を示した。

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:35.18(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

論文

Effect of two-steps heat treatments on irradiation hardening in F82H irradiated at 573 K

安堂 正己; 谷川 博康; 若井 栄一; Stoller, R. E.*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.315 - 318, 2009/04

 被引用回数:12 パーセンタイル:28.36(Materials Science, Multidisciplinary)

573K付近の照射で生じる低放射化フェライト鋼の照射硬化挙動を明らかにするために、熱処理条件を変化させたF82H鋼を準備し、中性子照射・イオン照射によって生じた照射硬化についての比較を行った。その結果、573Kで照射されたF82H鋼ではすべての材料について照射硬化を生じたが、焼き戻し温度が高めの条件のF82H鋼では、照射前後の硬さ値が最も低い結果となった。中性子照射材の引張試験の結果では、同様に降伏応力が最も低くなるのに加えて、硬化量($$Delta$$YS)も低減する傾向にあることがわかった。これらの結果から、熱処理条件によって照射硬化量が低減できる可能性があることが明らかとなった。

論文

照射された低放射化フェライト鋼の引張強度特性-硬さの相関

安堂 正己; 若井 栄一; 谷川 博康; 川崎 泰

日本金属学会誌, 72(10), p.785 - 788, 2008/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.77(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

低放射化フェライト鋼F82H鋼は、核融合炉第一壁・ブランケット構造材料の第一候補材として開発が進められており、そのうち照射特性評価については、現在米国HFIR炉を用いた日米協力照射実験にて、重照射データの取得が行われているところである。取得されたデータの信頼性を高めるため、硬さ試験による破壊試験片ごとの照射挙動の確認や、イオン照射実験から得られる硬化挙動・ミクロ組織変化評価からの補間が必要となる。本報告では、これまでにF82H鋼を中心として実施したイオン照射材からの照射硬化挙動,HFIRやJMTR炉による引張試験・ビッカース硬さ試験の結果から、これらの相関関係について明らかにすることを目的とする。微小硬さ(H)-ビッカース硬さ(Hv)の対応については、熱処理条件を変化させたF82H鋼により相関関係が得られており、この結果より異なる照射場での硬さ変化の比較がある程度可能となった。また、引張特性については中性子照射材の結果より、引張強さ(UTS)はUTS=(3$$pm$$0.2)$$times$$Hvとして得られることが確認された。これらの結果より強度変化に対する照射量依存性,熱処理効果,ヘリウム効果等について評価した結果について報告する。

論文

多重イオン同時照射による低放射化フェライト鋼の照射硬化促進

安堂 正己; 若井 栄一; 大久保 成彰; 荻原 寛之; 沢井 友次; 大貫 惣明*

日本金属学会誌, 71(12), p.1107 - 1111, 2007/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.18(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

低放射化フェライト鋼の高照射量でのヘリウム効果を評価するため、現在HFIR炉による中性子照射実験を進めている。低放射化フェライト鋼においては、ヘリウム効果の評価はニッケル・ボロン等の添加元素による方法が主となるが、添加元素の効果の影響のため、その評価は容易ではない。そこで、本研究では低放射化フェライト鋼F82H鋼の照射硬化に対するヘリウムの影響について、同時イオン照射実験により調べた。照射実験は、原子力機構高崎量子応用研究所のTIARA施設にて、540, 630Kにて40dpaまでの範囲で照射を行ったのち、微小硬さ測定を行った。その結果、F82H鋼の照射硬化が著しい630Kにてヘリウム同時照射を実施した場合、ヘリウム総注入量300appm程度では、損傷のみによる硬化量と同じであったが、総注入量3000appmでは、20%程度の硬化の促進が生じることがわかった。この結果から、ヘリウムは照射硬化が著しい条件においては、硬化への影響が小さいことがわかった。

論文

Irradiation effects on precipitation and its impact on the mechanical properties of reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 橋本 直幸*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己; Sokolov, M. A.*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.42 - 47, 2007/08

 被引用回数:21 パーセンタイル:14.79(Materials Science, Multidisciplinary)

代表的な低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, Niドープ材)は、300$$^{circ}$$C 5dpaの中性子照射により、異なる照射硬化,照射脆化を示すことがわかっている。転位組織に大きな違いがないことから、これらを対象として照射後鉄鋼材料の析出物解析を行った。報告済みの抽出残渣解析に加えて、抽出レプリカ試料、及びTEM薄膜試料を作成し、析出物のサイズ分布、及び構造についての情報を得ることができた。その結果、照射硬化が大きな鋼(ORNL9Cr, Niドープ材)では、微細析出物の増加が顕著であった。一方、照射硬化が小さかったJLF-1では小さな析出物が消滅し、析出物が成長していることがわかった。析出物の主たる析出サイトであるパケットサイズを基準として、析出物量変化に対する硬化量を整理したところ、単純な相関関係にのることがわかった。また、上記の相関関係は、ホールペッチ則によって説明できることが示された。なお、本研究は核融合研究開発における日米協力計画として実施された。

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