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高村 三郎; 有賀 武夫; 仲田 清智*
Journal of Nuclear Materials, 136, p.159 - 163, 1985/00
被引用回数:15 パーセンタイル:84.26(Materials Science, Multidisciplinary)22種類の金属をLHTLにおいて核分裂スペクトルの中性子を極低温照射し、照射後電気抵抗による増加量を測定し、照射欠陥のはじき出し断面積を求めた。一方、核分裂中性子による弾性散乱,非弾性散乱断面積から計算上のはじき出し断面積を求め、実験値との比較を行った。計算値と実験値の比は面心立方金属に対しては0.3~0.4、体心立方金属では0.6~0.8であった。またはじき出し断面積は原子番号に対して減少関数であることを示した。
片野 吉男; 有賀 武夫; 白石 健介
Journal of Nuclear Materials, 132, p.32 - 40, 1985/00
被引用回数:4 パーセンタイル:54.57(Materials Science, Multidisciplinary)ステンレス鋼へのN-イオン照射効果については、既に照射によるボイドスエリング挙動(J.Nucl.Mater 103-104(1981)1053)及び深さ分布挙動(同誌122-123(1984)191)をそれぞれ発表して来たが、本研究では、照射による析出効果について電子顕微鏡により組織観察で調べた。1.1MeVのN-イオンを照射温度803Kで照射量60dpaまで行なった。この時損傷ピーク位置おける照射速度は約0.3at%/dpaである。照射量20dpaの組織観察では、クランクループ上又は母相中に微細な析出物が観られ、電子線回折(SAD)の結果'相の回折斑点が認められ、X-線分析(EDS)により、それらは、Ni及びSi偏析による'相(NiSi)であることがわかった。更に照射量を42および60dpaにすると、各々の照射量と共に板状折出物が観察され、それぞれ析出物の平均径は18nmおよび28nmであった。又数密度は、照射量に依存せず、約7.410/m程度である。この板状析出物はSAD及びEDSの解析によりCrN相であることがわかった。このようにステンレス鋼へのN-イオン照射では高密度の'相やCrN相の照射析出が起こることが明らかとなった。
佐々木 貞吉; 馬場 祐治; 北條 喜一; 有賀 武夫
Journal of Nuclear Materials, 132, p.95 - 97, 1985/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.4(Materials Science, Multidisciplinary)高エネルギー重イオンによる損傷の深さ分布とエネルギーデポジットの分布を明らかにする目的で、トランスミッションスパッタの膜厚依存性を求めるとともに、スパッタ率の定量的解析の可能性をオージェ電子分光法(AES)により検討を行った。タンデム加速器からの114MeV Fイオンを種々の膜厚のTiに照射しトランスミッションスパッタリングされたTi粒子をAg箔上に捕集した。スパッタ放出率は飛程の末端近傍で最大になることが明らかになった。この結果はEDEP-1コードにより計算されたエネルギーデポジットの分布とよい一致を示した。又、スパッタ率の最大値が1.2~3.6/ionとなることをAESスペクトル解析から明らかにすることができた。
鈴木 建次; 片野 吉男; 有賀 武夫; 浜田 省三; 白石 健介
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.585 - 589, 1985/00
被引用回数:2 パーセンタイル:37.59(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉の第一壁材料では損傷組織に及ぼすヘリウムの影響が大きな問題になっているので、炭素量を0.15wt%まで含有する改良ステンレス鋼(PCA)におけるヘリウム気泡の析出挙動と炭素量との関係について検討した。1273および1373Kで30分間保持後急冷した試料に1.0MeVのヘリウムイオンを350および1023Kで約0.1dp(約210ppm)のピーク値になるまで照射した。照射後、試料の損傷領域における組織を電子顕微鏡で観察した。1023Kでヘリウムイオン照射した炭素含有量の異なる改良ステンレス鋼における組織観察によれば、炭素含有量の増加に伴ってヘリウム気泡の直径は11nmから4nmと減少するのに反して数密度は210/mから410/mと増加する。これらの結果は炭素含有量が増加することによりヘリウム気泡の核生成が促進される結果、ヘリウム気泡の成長を抑制することを示している。
有賀 武夫; 片野 吉男; 鈴木 建次; 池田 裕二郎; 中村 知夫; 白石 健介
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.667 - 670, 1985/00
被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉炉物理用中性子源の14MeV中性子を室温で3.010/nまで照射した純バナジウム試料中の欠陥集合体の分布を電子顕微鏡で観察し第1次ノックオン原子(PKA)のエネルギー分布との関係を調べた。欠陥集合体は、孤立した3~15nmのものと70nmの大きさの領域に数個のサブカスケードに分割した大きさ5~15nmの集合体が特徴的に観察された。集合体の数密度は210/mであるが、個々のカスケード(1つのPKAに起因)としてはその1/2程度である。これは310/mまで照射したバナジウム中のPKA密度の約1/4に相当する。さらに、最も頻度高く観察された10~15nmの大きさの集合体は、2体衝突近似の格子照射損傷計算の結果から、約20KeVのPKAによるものと推定され、典型的なサブカスケードに分割した集合体は100~数百KeVのPKAに起因している。これはPKAのエネルギー分布で100~400KeVのPKAが約50%を占めることと顕著な相関を示すものと認められた。
鈴木 建次; 片野 吉男; 有賀 武夫; 白石 健介
JAERI-M 84-181, 37 Pages, 1984/10
エネルギーの高いイオンで照射した材料における照射損傷領域の組織観察法は材料の照射損傷を研究する上で有用な手段である。組織変化に及ぼす照射量の影響を解明するために、均質かつ時間的に安定なプロフィルを有するイオンビームが必要となる。2MVバンデグラフ加速器のセンターダクトにおけるイオンビームは上述の条件を比較的容易に満し得るけれども、装置の設置に対する許容空間は少ない。このため、大型装置と同様に排気、試料の加熱およびイオン電流密度の計測などができる小型イオン照射装置を製作し、得られる照射条件の検討を行った。その結果、本照射装置は材料の照射試験に充分使用できることがわかった。
有賀 武夫; 片野 吉男; 白石 健介
Journal of Nuclear Materials, 122-123, p.1401 - 1405, 1984/00
溶体処理後923kで11,000h時効処理をした316及び316+0.58w/0Tiの析出相の組成分析を行った。316鋼では多種類の析出相が観察され、これらにはMo,Si,Crが多く含まれている。すなわち、316鋼の母相ではMo,Si,Cr量が平均の値より少なくなっている。これに対し、316+Ti鋼では、mC型の炭化物のみが生じ組成に大きな変化は認められない。これらの試料に973kでピーク値で510appmのHeを注入した後電子顕微鏡組織を観察した。時効した316鋼では、非常に小さい気泡が数多く生じており、これらの気泡によるスエリング量は0.3%で、比較のためHeを注入した溶体化処理のままの316鋼のスエリング量の2%に比べて、非常に小さい。これに対して、時効処理をした316+Ti鋼ではかなり大きな気泡が生じ、この気泡によるスエリングは5.5%と非常に大きい。このことは、ステンレス鋼中の気泡の生成・成長は材料組成の局所的な変化に対して非常に敏感であることを示している。
有賀 武夫; 片野 吉男; 白石 健介
Journal of Nuclear Materials, 122-123, p.191 - 195, 1984/00
溶体処理をした316ステンレス鋼に803kで10dpaまで炭素イオン照射をすると、イオンの入射表面から0.35および1.3mの距離に、それぞれ、0.02および0.002%のスエリングピークが現われ、0.5~0.8mの間はボイドが生じない。なお、計算によるはじき出し損傷のピーク位置は0.83mにある。照射量を42dpaに増やすと試料表面に近い方のピークは0.5mの位置で約20%と非常に大きくなる。窒素イオンを、この温度で、42dpaまで照射した試料でも、0.4~0.5および1.1~1.2mの位置にスエリングピークが現われ、0.7~1.1mの間にはボイドが生じない。これに対して、923kで炭素イオンを10dpaまで照射した試料には0.5~0.6mの位置に0.07%のスエリングピークが現われるにすぎない。これらの現象は、入射イオンの照射欠陥と結合した拡散によって説明できる。
白石 健介; 有賀 武夫; 片野 吉男
Journal of Nuclear Materials, 103-104, p.1053 - 1058, 1981/00
イオン照射における試料表面の効果および注入されるガス原子の影響を調べるために、316ステンレス鋼に723Kから923Kの温度範囲で20dpaまで窒素イオンを照射した。803Kで14dpaまで照射した試料には試料表面から0.35mまでの範囲にはボイドが生じないし、0.5m程度までは試料表面の影響を受ける。この試料の異常に大きな表面効果は照射した窒素イオンの影響によると考えられる。注入した窒素が少ない場合には窒素はボイドの生成を抑えスエリングを少なくする。しかし、照射温度が高くなると窒素は気泡として析出するのでボイドの生成を助け、スエリングが大きくなる。803Kの照射では注入した窒素量が0.1%となる15dpaを超えるとスエリングが急激に大きくなる。また、注入した窒素は照射誘起析出の生成核として作用する。すなわち、803Kで14dpaまで照射した試料には、非照射の熱処理では観察されない、'相が観られる。この'相には珪素が析出していることを確認した。
平野 光将; 新藤 隆一; 有賀 武夫; 安川 茂
JAERI-M 8519, 113 Pages, 1979/11
多目的高温ガス実験炉の参考設計に際しては、まず炉心の最適諸元を探るために広範囲にわたる核・熱流動特性サーベイが実施されたが、本報告書にはそのうちの領域別燃料装荷炉心の燃焼特性の検討を中心とする炉心核特性サーベイの手順と結果についてまとめられている。サーベイの主な結果は、(1)径方向には領域別燃料装荷の必要はなく一様装荷が好ましい、(2)軸方向には適当な領域別燃料(濃縮度)装荷が必要であり、Mark-Iには炉心上部から燃料体毎に8,8,8,6,4,2m/o(平均6m/o、6段)、Mark-IIには7,7,5,5,5,3,3、m/o(平均5m/o、7段)が推奨された、(3)実験炉炉心は低出力密度なので、中空型燃料棒と円環型燃料棒では燃料温度に関してほとんど差がない、(4)Mark-Iとして85カラム炉心が、Mark-IIとしては73カラム炉心が推奨された、などである。
新藤 隆一; 平野 光将; 有賀 武夫; 安川 茂
JAERI-M 7339, 60 Pages, 1977/10
参考設計炉心(Mark-I,Mark-II)を対象に制御棒の反応度補償量及び出力分布特性の検討を行なった。その結果、圧力容器や燃料体の構造設計上の制約から制御棒の本数や寸法諸元に制限がありあり制御棒の反応度補償能力に限度があること、また制御棒1本当りの反応度価値も安全上余り大きくできないこと、等から可燃性毒物の使用が避けられないことを明らかにした。出力分布に関しては、径方向には炉心が小さく反射体の動きが良好であること、燃料交換が全炉心同時であるため炉心内に新燃料と燃焼途中の燃料が混在しないこと、等から炉心グロスの出力勾配は余り大きくなく、流量調節領域内の局所出力ピーキング係数を大きくしないことが重要といえる。一方、軸方向出力分布は制御棒の挿入状態に強く影響されることから、燃料最高温度を制限内に抑えるには燃料の軸方向領域別及び制御棒操作手順の設定が極めて重要であるといえる。
新藤 隆一; 平野 光将; 有賀 武夫; 安川 茂
JAERI-M 6974, 93 Pages, 1977/03
本サーベイの目的は低濃縮ウランを燃料とした角柱ピン型燃料体に対し、核特性的にみて最適な燃料棒のみならず実用規模炉心をも対象とし、出力規模が異なっても主なる寸法諸元の変更なしに適用できる燃料体設計の可能性が検討された。燃料棒諸元設定の基準としては燃料特性上の優劣をとるものとし、具体的には余剰反応度、燃焼度、燃料炉内滞在時間、経年ピーキング係数、天然ウラン所要量及び分裂性プルトニウム生成量の各量が考慮された。一般に、ウランを燃料とする格子の燃焼特性は炭素対ウラン原子数密度比(Nc/Nu)、ウラン238I原子当りの実効散乱断面積()及び濃縮度(Nc/Nu、、e)を選定し燃焼計算コードDELIGHT-2を用いて燃焼特性解析を行ない、核特性的にみて最適な(Nc/Nu、)の範囲を算出し、それを満たす燃焼棒の寸法諸元設定を中空型及び円環型燃料棒について行なった。
下川 純一; 安野 武彦; 安川 茂; 三竹 晋; 宮本 喜晟; 武藤 康; 新藤 隆一; 田所 啓弘; 幾島 毅; 荒井 長利; et al.
JAERI-M 6141, 394 Pages, 1975/06
本報告書は、昭和49年1月から同年8月まで実施した多目的高温ガス実験炉の基本概念設計を次の項目にわたり詳細に編成したものである。同設計は、原子力関係メーカーから設計書、付属書類形式で納入された報告書により統一的に理解できるものであるが、しかし原研側による評価は記載されていない。したがって、原研研究報告書の編集に当っては、つとめて構想樹立の経過、設計方針、評価の結論などについて、克明な説明を施すことにした。1.概要(はしがき、今後の展望)2.敷地、建家、プラント配置等3.原子炉本体(燃料、炉容器、反応度制御室、熱設計等)4.冷却系(第1次、2次冷却系、純化系等)5.燃料取扱系、廃棄物処理系6.計装制御系、工学的安全系7.安全解析、評価
安川 茂; 新藤 隆一; 平野 光将; 有賀 武夫; 牧野 正彦*
JAERI-M 4467, 118 Pages, 1971/05
本報告書には、多目的高温ガス冷却実験炉の予備核設計を行在った結果が、単位格子特性、燃料交換計画と炉心燃焼特性、温度分布の燃焼依存、制御棒反応度価値、反応度係数と動特性パラメータ、等の項目に分けて説明されている。本予備設計より下記の結論を得た。(1)運転に必要な余剰反応度(約15~20%k/k)ならびに1年以上の燃料の炉内帯在時間を得るためには、約4~8%(重量)の濃縮度を持つ燃料を必要とする。(2)炉心半径方向ならびに軸方向に領域別燃料装荷を行なうことによって、燃料の中心最高温度が1350~1400Cを超えることなく、1000Cの冷却ガス平均出口温度を得る可能性があることを認めた。(3)19対本の制御棒の使用によって、~25%k/kの余剰反応度を吸収させることが可能である。この場合、制御棒の吸収体としてBCを黒鉛粉末に分散焼結させたペレットが使用され、ボロン濃度としては10%(天然ボロン)重量率前後でよい。(4)即発反応度温度係数は負で、約-310k/k/Cといった大きな値を持っている。
新藤 隆一; 平野 光将; 有賀 武夫
JAERI-M 4449, 55 Pages, 1971/05
本コードは高温ガス冷却炉のように燃料体が被覆燃料粒子からなる格子の燃焼特性を解析するもので、計算では次のようなモデルをとる。(1)格子は均質化する。(2)速中性子スペクトル(10Mev~2.38ev)の計算ではエネルギー群数を61群とし、中性子の減速を非連続減速モデルに基づいて取り扱う。一方、熱中性子スペクトル(2.38ev~0ev)の計算ではエネルギー群数を50群とし、中性子と黒鉛ならびに他の減速材核種との散乱には自由ガスによる散乱法則を用いる。(3)臨界・燃焼計算は少数エネルギー群(速中性子、熱中性子領域とも最大10群)で行うものとし、燃焼チェインとしてトリウム・ウラン系およびウラン・プルトニウム系を取り入れる。(4)特に、共鳴吸収の計算には被覆燃料粒子による中性子の空間的遮蔽効果をとり入れる。また、炉心の特性解析のための格子平均少数群に定数(最大10群)を計算し出力する。