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論文

Surface amorphization in Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ induced by swift heavy ion irradiation

大久保 成彰; 石川 法人; 左高 正雄; 實川 資朗

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 314, p.208 - 210, 2013/11

 被引用回数:10 パーセンタイル:24.82(Instruments & Instrumentation)

高エネルギーキセノンイオン(70-160MeV)を照射した単結晶アルミナ試料における微細組織変化を透過型電子顕微鏡(TEM)により調べた。その結果、2.0$$times$$10$$^{14}$$ ions/cm$$^{2}$$以上の照射線量で、表面から約800nm付近まで非晶質化していることが明らかになった。また、照射線量による非晶質化の過程をX線回折により調べ、TEMの結果と比較した。TEMにより、非晶質と単結晶領域の境界に、明瞭かつ複数のイオントラック(高エネルギーイオンが通過した飛跡)がイオン入射方向と平行に観察された。イオントラックの数密度及びサイズ(径)は、入射表面からの深さとともに減少していくと考えられる。これは、非晶質化がイオントラック(非晶質か否かまだ明らかになってないが)の重畳により生じていることを示している。また、非晶質化の深さが、同程度の電子的エネルギー付与を受けた多結晶アルミナに比べて、約半分であった。これは、電子的なエネルギー付与に起因する非晶質化等の構造変化の及ぼす範囲には、平均自由行程が存在することを示唆している。

論文

Effect of carbon impurity content on microstructural evolution in neutron-irradiated alpha iron; Cluster dynamics modeling

阿部 陽介; 都留 智仁; 實川 資朗

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1535 (Internet), 7 Pages, 2013/04

従来のクラスターダイナミクスモデルによるカスケード照射下での微細組織変化予測においては、自己格子間原子型(SIA)ループの1次元(1D)運動の効果を無視したり、カスケードで導入される欠陥クラスターのサイズ分布をフィッティングすることにより実験データの再現が試みられてきた。本研究では、SIAループの1D運動を適切に記述可能な生成バイアスモデルに基づき、原子計算により明らかにされてきた不純物元素である炭素と原子空孔の複合体によるSIAループの捕捉効果を組み込むことにより、$$alpha$$鉄中でのカスケード損傷下での微細組織変化に及ぼす不純物効果の評価を行った。その結果、比較対象とした実験で用いられた試料と同程度の不純物濃度を用いたモデル計算によって、実験で得られたSIAループの数密度やサイズ分布の再現が可能であることがわかった。さらに、SIAループの数密度やサイズ分布の不純物濃度依存性や、照射速度・温度依存性についての詳細な解析を行うとともに、実験データとの比較による本モデルの妥当性を検証した。

論文

Cluster dynamics simulation on microstructure evolution of austenitic stainless steel and $$alpha$$-iron under cascade damage condition

阿部 陽介; 實川 資朗; 大久保 成彰; 松井 秀樹*; 塚田 隆

Effects of Radiation on Nuclear Materials; 25th Volume (ASTM STP 1547), p.313 - 337, 2013/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100

原子炉圧力容器鋼の機械特性低下は、中性子照射により形成されたナノサイズの溶質原子や点欠陥クラスターに起因することが知られている。したがって、照射による材料の微細組織変化やその結果として生じる材料特性変化を予測可能なモデルを開発することは極めて重要である。われわれは、点欠陥クラスターの長期間発展を評価するために用いられてきた反応速度論に基づくクラスターダイナミクスコードを、自己格子間原子(SIA)型クラスターの移動を考慮できるように改良を行った。この計算コードを用いて、316ステンレス鋼と$$alpha$$鉄に対する計算結果の比較・解析を行うことにより、両材料における欠陥クラスターの反応機構、カスケードによる欠陥クラスターサイズ分布、SIAの移動度などの差異により、両材料中に生じる微細組織発展の差異が特徴付けられることを明らかにした。

論文

Effects of carbon impurity on microstructural evolution in irradiated $$alpha$$-iron

阿部 陽介; 鈴土 知明; 實川 資朗; 都留 智仁; 塚田 隆

Fusion Science and Technology, 62(1), p.139 - 144, 2012/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.66(Nuclear Science & Technology)

原子レベルでの最適化法及び分子動力学法を用いて、$$alpha$$鉄中における自己格子間原子型(SIA)ループと不純物炭素の相互作用を静的・動的に調べることにより、不純物炭素によるSIAループの捕獲機構を評価した。この結果、SIAループの内側において原子空孔と不純物炭素の複合体との結合エネルギーが高くなることが示された。このことは、原子空孔-不純物炭素複合体が解離する450K以下におけるSIAループの捕獲機構として最も有力な反応であることを示唆している。この温度以上では、解離した不純物炭素が拡散しSIAループの拡張応力場に捕獲されることによりSIAループの移動度が減少する原因となることが予測される。得られた捕獲機構及び結合エネルギーを長時間積分が可能なクラスターダイナミクスに適用し実験データと比較・検証を行うことにより、得られた知見の妥当性を確認した。

論文

Long-term properties of reduced activation ferritic/martensitic steels for fusion reactor blanket system

芝 清之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 酒瀬川 英雄; 實川 資朗

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2895 - 2899, 2011/12

 被引用回数:24 パーセンタイル:8.81(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの熱時効特性を400$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲で、最長10万時間まで調べた。熱時効後のミクロ組織,析出物,引張特性,シャルピー衝撃特性等を調べた。Laves相は550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲で、また、1万時間以上では550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲でM$$_{6}$$C炭化物が生成した。これらの析出物は特に550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲で材料の靭性を大きく劣化させた。引張特性への時効の効果は大きくはなかったが、650$$^{circ}$$Cでは1万時間以上の時効で大きな軟化を示した。析出物の増加は延性にも影響を及ぼしたが、深刻な劣化ではなかった。析出物の増加は材料の靭性を大きく劣化させ、特に、650$$^{circ}$$Cでは結晶粒界への粗大なLaves相の析出によりDBTTが大きく上昇した。結晶粒界へのLaves相の析出は延性破壊時の吸収エネルギー(USE)も低下させ、シャルピー衝撃試験の結果から、F82H鋼の使用可能範囲は、550$$^{circ}$$Cで3万時間程度であることが明らかとなった。

論文

IFMIF specifications from the users point of view

Garin, P.*; Diegele, E.*; Heidinger, R.*; Ibarra, A.*; 實川 資朗; 木村 晴行; M$"o$slang, A.*; 室賀 健夫*; 西谷 健夫; Poitevin, Y.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.611 - 614, 2011/10

 被引用回数:22 パーセンタイル:9.49(Nuclear Science & Technology)

この論文はIFMIF仕様作業グループが、IFMIF施設の最上位の仕様に関して、ユーザーの視点で提言をまとめたものである。特に核融合動力炉と材料開発に関する日欧の異なるロードマップを考慮した。ブランケット構造材料,ブランケット機能材料及びセラミックス等の非金属材料の開発において、IFMIFに要求される仕様を提案した。さらに、ITER TBMの性能確認試験への適用の可能性についても言及した。

論文

Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; M$"o$slang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:23.28(Materials Science, Multidisciplinary)

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し3$$sim$$48mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC$$_{f}$$/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

論文

Density functional calculations for small iron clusters with substitutional phosphorus

中沢 哲也; 五十嵐 誉廣; 都留 智仁; 加治 芳行; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1090 - 1093, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.22(Materials Science, Multidisciplinary)

鉄において粒界に偏析する不純物はその物理的・化学的特性を著しく変化させることが知られている。その不純物の一つであるPは熱や照射環境のもと粒界に偏析し、粒界割れを引き起こす。本研究では、粒界におけるPとFeの結合特性を理解するため、八面体構造を持つFeクラスターの結合エネルギーや電子構造への置換したPの影響を密度汎関数計算を用いて調べた。Feクラスターの結合エネルギーは置換したPの増加とともに増加している。この増加はFeからPへの電荷移動によるFe-P結合の強化による。一方、計算で得た結合次数はFe-Fe結合の弱体化を示している。照射によるPの偏析で生じる脆化は弱体化したFe-Fe結合と関係していると考えられる。

論文

Heat treatment effect on fracture toughness of F82H irradiated at HFIR

大久保 成彰; Sokolov, M. A.*; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 實川 資朗; 沢井 友次; Odette, G. R.*; Stoller, R. E.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.112 - 114, 2011/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:36.2(Materials Science, Multidisciplinary)

熱処理条件及び微量添加元素を変化させた低放射化フェライト鋼F82Hの照射硬化及び破壊靭性について調べた。試料は、標準材であるF82H-IEA材,IEA材に各種熱処理を加えたMod1シリーズ及びF82Hにタンタルを0.1%添加したMod3材である。これらの試料をHFIR炉で300$$^{circ}$$Cにて約18dpaまで照射した。照射後の硬さ試験の結果、Mod3材の照射硬化はIEA材と同程度であった。また、Mod1シリーズは、熱処理条件によって照射硬化が比較的抑えられる傾向を示した。破壊靭性試験から求めたMod3材の脆性遷移温度は、IEA材に比べて低く、室温付近であった。また、Mod1材も同様に室温付近であった。以上の結果から、熱処理条件の絞込み及び微量添加元素の調整が、照射後の遷移温度上昇の抑制に効果的であることが明らかになった。

論文

Status and key issues of reduced activation ferritic/martensitic steels as the structural material for a DEMO blanket

谷川 博康; 芝 清之; M$"o$slang, A.*; Stoller, R. E.*; Lindau, R.*; Sokolov, M. A.*; Odette, G. R.*; Kurtz, R. J.*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.9 - 15, 2011/10

 被引用回数:96 パーセンタイル:0.35(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER建設の開始をうけ、原型炉にむけた研究開発はより具体的段階への移行が始まりつつある。この段階において開発の中心となる材料は、10年程度で工学設計活動に利用できるだけの十分な工学的バックグラウンドを有している材料でなければならない。この観点から、F82H、あるいはEUROFERといった低放射化フェライト鋼は、そのような要求を十分に満たすポテンシャルを有する唯一の材料といえる。そのことから、日欧協力「幅広いアプローチ」活動における国際核融合エネルギー研究開発センターにおける原型炉ブランケット材料工学開発における対象材料とされている。本論文では、特に材料製造技術,製作技術,検査試験技術、及び材料データベースの現状について総括する。また照射効果に関する近年の新しい知見についても総括する。

論文

$$alpha$$-Fe中でのCu析出物の相変化と障害物強度への影響に関する原子論的検討

都留 智仁; 阿部 陽介; 加治 芳行; 塚田 隆; 實川 資朗

材料, 59(8), p.583 - 588, 2010/08

$$alpha$$-Fe中のCu不純物の相変化と障害物強度に対する影響に関して、原子論的手法に基づく解析を行った。その結果、Cu析出物は空孔のない場合でも直径が4nmを越えるとbcc構造から9R構造に相変化することがわかった。また、相変化した析出物では内部で9Rのすべりを要するため、張り出したらせん転位は界面で原子間の再配列を生じ、その結果障害物強度は上昇する。このことは、従来の剛性率効果からは見積もることができないため、析出物の成長とともに相変化を考慮した予測が必要であることを示唆した。

論文

Intensely irradiated steel components; Plastic and fracture properties, and a new concept of structural design criteria for assuring the structural integrity

鈴木 一彦; 實川 資朗; 大久保 成彰; 高田 文樹

Nuclear Engineering and Design, 240(6), p.1290 - 1305, 2010/06

 被引用回数:13 パーセンタイル:25.32(Nuclear Science & Technology)

Review of mechanical properties of structural materials under intense neutron irradiation reveals several critical issues to be dealt with in developing a concept assuring the structural integrity of a component under such irradiation. Among these issues are possible reduction in ductility, significant change in mechanical properties, remarkable cyclic softening and other unique cyclic properties observed during a high-cycle fatigue testing, and the redundancy of the plastic collapse concept to bending. Therefore, a new concept for assuring structural integrity is required for application not only to components with high ductility but also components with reduced ductility. First, fracture ductility and the relation of true stress and true strain were formulated. Then, potential failure modes were identified, and a new and systematic concept is here proposed for preventing these modes of failure.

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:8 パーセンタイル:63.11(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

Phase transformation of Cu precipitate in Fe-Cu alloy studied using self-guided molecular dynamics

阿部 陽介; 實川 資朗

Philosophical Magazine Letters, 89(9), p.535 - 543, 2009/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.73(Materials Science, Multidisciplinary)

MD計算において構造探索を効率的に促進可能なself-guided molecular dynamics(SGMD)を用いて、熱時効による$$alpha$$鉄中での銅析出物の相変化過程を調べた。その結果、SGMD法は銅析出物中に空孔が存在しない条件下でもbccから9Rへの構造変化を再現できることがわかった。この相変化の起こる析出物サイズ(最小4.0nm)が、実験データと一致することを示した。

論文

Fusion materials development program in the Broader Approach activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 實川 資朗; 野澤 貴史; 林 君夫; 山西 敏彦; 土谷 邦彦; M$"o$slang, A.*; Baluc, N.*; Pizzuto, A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.405 - 410, 2009/04

 被引用回数:29 パーセンタイル:8.52(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉の開発においては、増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められている幅広いアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D活動では、日欧双方が重要かつ不可欠と考える基盤的なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の開発を行う予定である。本論文では、BAにおける低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材の開発計画についてその概要を述べる。

論文

Stress corrosion cracking susceptibility of a reduced-activation martensitic steel F82H

三輪 幸夫; 實川 資朗; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.703 - 707, 2009/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:43.06(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化マルテンサイト鋼F82Hの応力腐食割れ感受性を調べるため、さまざまな試験温度条件かつ溶存酸素及び溶存水素を添加した条件で、低ひずみ速度試験を行った。F82H鋼の試験片にもまた、さまざまな温度での熱処理,異なるレベルの冷間加工,応力集中のためのノッチ、及び中性子照射による弾き出し損傷を与えた。中性子照射は220$$^{circ}$$Cで3.4dpaまで行った。試験の結果から、非照射材では粒界型応力腐食割れが焼きならしまま材に生じること、粒内型応力腐食割れが23%以上の冷間加工を与えさらにノッチを与えた試験片で生じることがわかった。また、通常の焼きならし焼き戻し材ではSCCが起こらないことがわかった。中性子照射材では、平滑試験片に粒内型応力腐食割れが水素添加環境中(300$$^{circ}$$C,溶存水素濃度1ppm)で起こることと、粒内型応力腐食割れが酸素添加環境中(300$$^{circ}$$C,溶存酸素濃度10ppm)でノッチ付き試験片のノッチの背面に生じることがわかった。

論文

Lowest energy structures of self-interstitial atom clusters in $$alpha$$-iron from a combination of Langevin molecular dynamics and the basin-hopping technique

阿部 陽介; 實川 資朗

Philosophical Magazine, 89(4), p.375 - 388, 2009/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.63(Materials Science, Multidisciplinary)

Langevin分子動力学法とbasin-hopping with occasional jumping(BHOJ)法を結びつけることにより、アルファ鉄中での格子間原子型(SIA)クラスターの最安定配位のサイズ依存性を系統的に求めた。最安定配位探索の高効率化のため、あるSIAクラスターにおいて相対的に結合の弱い原子をランダムに抽出し、他のSIAに隣接するサイトに移動させるlong jumpingプロセスを新たに導入した。求めた最安定配位における結合エネルギーを算出し、KMC法や反応速度論において直接使用可能な解析表現を得た。

論文

Latest design of liquid lithium target in IFMIF

中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12

 被引用回数:14 パーセンタイル:25.38(Nuclear Science & Technology)

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m$$^{2}$$の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。

論文

Technical issues of reduced activation ferritic/martensitic steels for fabrication of ITER test blanket modules

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 芝 清之; 笠田 竜太*; 若井 栄一; 芹澤 久*; 川人 洋介*; 實川 資朗; 木村 晃彦*; 幸野 豊*; et al.

Fusion Engineering and Design, 83(10-12), p.1471 - 1476, 2008/12

 被引用回数:70 パーセンタイル:1.47(Nuclear Science & Technology)

低放射化フェライト鋼は、核融合ブランケットシステムに用いられる構造材料の第一候補材として知られている。日本で開発が進められている低放射化フェライト鋼F82Hは、高温強度と溶接性を重視して成分調整が計られた鋼である。そのデータベースは、存在する低放射化フェライト鋼のうちで最も充実している。本論文は、F82Hの開発状況をレビューし、近年の日本における研究開発から示されたITER-TBM製作に向けた技術的課題を整理し示すことを目的とする。

論文

核融合の研究開発

牛草 健吉; 関 昌弘; 二宮 博正; 乗松 孝好*; 鎌田 裕; 森 雅博; 奥野 清; 柴沼 清; 井上 多加志; 坂本 慶司; et al.

原子力ハンドブック, p.906 - 1029, 2007/11

原子力ハンドブックの第VIII章核融合の研究開発において、核融合炉の概念,炉心プラズマ物理と炉心制御技術,国際熱核融合実験炉(ITER)計画,核融合ブランケット技術,核融合燃料循環処理技術,核融合炉用材料技術,核融合動力炉概念とシステム工学課題について、研究の現状を解説する。

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