検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 32 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2010年度

住谷 秀一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 中田 陽; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2012-015, 166 Pages, 2012/05

JAEA-Review-2012-015.pdf:3.53MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2010年4月から2011年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故(以下、東電福島第一原発事故)の影響が一部の試料にみられた。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、東電福島第一原発事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2009年度

住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 藤田 博喜; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 水谷 朋子; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2011-004, 161 Pages, 2011/03

JAEA-Review-2011-004.pdf:4.09MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2009年4月から2010年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

Electronic structure of lithium amide

鎌倉 望; 竹田 幸治; 斎藤 祐児; 山上 浩志; 坪田 雅己*; Paik, B.*; 市川 貴之*; 小島 由継*; 室 隆桂之*; 加藤 有香子*; et al.

Physical Review B, 83(3), p.033103_1 - 033103_4, 2011/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:25.44(Materials Science, Multidisciplinary)

高容量水素貯蔵材料として期待されている軽元素系水素化物であるリチウムアミドの電子構造についてN 1$$s$$軟X線発光,吸収分光により研究を行った。発光スペクトルの価電子帯上端と吸収スペクトルの伝導帯下端との間には絶縁体であるリチウムアミドのバンドギャップが観測されている。発光スペクトルによって得られた価電子帯は鋭い3ピークが価電子帯上端から約8eVまでのエネルギー範囲に分布している。バンド計算との比較から発光スペクトルの高結合エネルギー側のピークは水素との混成状態によるものであることがわかる。この状態についてはバンド計算よりも高結合エネルギー側に位置しているが、軟X線発光,吸収分光により得られたリチウムアミドの電子構造はバンド計算とほぼ一致することが明らかとなった。

論文

Regulatory research for geological disposal of high-level radioactive waste in Japan

中山 真一; 渡部 芳夫*; 加藤 正美*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management (ICEM 2010) (CD-ROM), p.279 - 285, 2010/10

経済産業省原子力安全・保安院(NISA)は、日本の放射性廃棄物の処理・処分における最近の状況を踏まえ、規制の役割を見直すとともに、それに必要な規制支援研究ニーズを示した。これに対応して 技術的規制支援機関である原子力安全基盤機構(JNES)は、日本原子力研究開発機構(JAEA)及び産業技術総合研究所(AIST)との協力の下、「放射性廃棄物処理・処分にかかわる規制支援研究計画(平成22年度$$sim$$平成26年度)」という5年研究計画を平成21年に策定した。当該計画は低レベル廃棄物から高レベル廃棄物までの放射性廃棄物処理・処分を広くカバーするものである。本報告では、地層処分研究計画及び今後の研究活動について概説する。JNESは、設立された2003年に、またJAEAとAISTは、規制支援研究機関として、2005年に地層処分の安全研究に乗り出した。2007年10月、これら3機関は、共同研究,職員の相互派遣,情報の共有を目的として地層処分に関する協力研究協定を締結した。共同研究として、JAEA幌延地下研究所地区に対する広域地下水流動モデリングを進めている。

論文

Selective vibrational excitation in the resonant Auger decay following core-to-$$pi^*$$ transitions in N$$_2$$O

Travnikova, O.*; C$'e$olin, D.*; Bao, Z.*; B${o}$rve, K. J.*; 田中 隆宏*; 星野 正光*; 加藤 秀樹*; 田中 大*; Harries, J.; 為則 祐介*; et al.

Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 181(2-3), p.129 - 134, 2010/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:7.38(Spectroscopy)

本論文ではN$$_2$$OのN-ターミナル、N-セントラルとOのコアー$$pi^*$$励起に伴うオージェ崩壊後の終状態震度状態分布についてのスタディーを報告する。励起光のエネルギーをみつの共鳴のある領域をスキャンするとベンド:ストレッチの振動分布がかわることを証明する。これがコア励起状態においてRenner-Tellerスプリットによる効果だということが知られているが、非対称ストレッチ励起がおもにN-ターミナルの1s-$$pi^*$$励起後の崩壊に伴うものであることを証明した。この選択性についてはそれぞれの電子状態のポテンシャルエネルギーサーフェスを比較して議論する。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2008年度

武石 稔; 住谷 秀一; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明*; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; et al.

JAEA-Review 2009-048, 177 Pages, 2009/12

JAEA-Review-2009-048.pdf:19.3MB
JAEA-Review-2009-048(errata).pdf:0.12MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2008年4月から2009年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2007年度

武石 稔; 松浦 賢一; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; 國分 祐司; et al.

JAEA-Review 2008-057, 155 Pages, 2008/11

JAEA-Review-2008-057.pdf:2.15MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2007年4月から2008年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果、及び大気, 海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

Photoabsorption spectra of CF$$_3$$I and thermally dissociated CF$$_3$$I near the C 1s, I 3d and F 1s ionisation thresholds

田中 隆宏*; 星野 正光*; 加藤 秀樹*; Harries, J.; 為則 雄祐*; 上田 潔*; 田中 大*

Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 164(1-3), p.24 - 27, 2008/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:24.57(Spectroscopy)

Cの1s, Iの3d、それからFの1sイオン化端付近のX線励起による全イオン収率及び角度分解イオン収率を紹介し、スペクトルに現れるそれぞれの電子状態を推定する。イオン収率の異方性はC 1s$$rightarrowsigma^*_{C-I}$$の遷移のみに現れ、この遷移の双極子モーメントがC$$_{3v}$$と平行になっていることを示す。CF$$_3$$Iのサンプルを800Kまで加熱し、この条件で測定したスペクトルと室温のスペクトルを比較して初めてCF$$_3$$の内殻励起過程について情報が得られた。

論文

Effect of neptunium ions on corrosion of ultra low carbon type 304 stainless steel in nitric acid solution

加藤 千明; 本岡 隆文; 沼田 正美; 遠藤 慎也; 山本 正弘

Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS), p.439 - 447, 2008/07

第4世代原子炉のような、革新的原子力システムにおいて材料の劣化や腐食は主要なトピックスである。現在並びに次世代再処理システムにおける核燃料再処理施設の 腐食問題も重要である。このプロセスにおいては使用済み燃料の溶解やU, Puの分離のために硝酸を使用する。硝酸は高い腐食性を持ち、TRUやFPであるPuやNp等の酸化性イオンが存在すると腐食性が高まることが知られている。次世代再処理システムにおいては、これらTRUやFPが使用済み燃料により多く存在することになり、より腐食性が高まるものと考えられる。本研究では極低炭素鋼ステンレスであるSUS304ULCの腐食に関するNpイオンの腐食影響を検討した。その結果、沸騰硝酸中にNpイオンが存在するとSUS304ULC鋼の粒界腐食を促進することが明らかとなった。さらに。コバルト60線源を用いた$$gamma$$線の影響についても検討した。その結果、Npイオンが存在することで生じる腐食加速は$$gamma$$線によって腐食速度が低減することが明らかとなった。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2006年度

武石 稔; 宮河 直人; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; 國分 祐司; 加藤 千明; et al.

JAEA-Review 2007-044, 155 Pages, 2008/02

JAEA-Review-2007-044.pdf:2.58MB
JAEA-Review-2007-044(errata).pdf:0.13MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、4; 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2006年4月から2007年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心に関する反応度管理及び燃焼度管理

加藤 友章; 荒木 正明; 出雲 寛互; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二

JAEA-Technology 2007-050, 39 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-050.pdf:14.09MB

JRR-3におけるアルミナイド燃料からシリサイド燃料への変更では、ウラン密度を2.2[g/cm$$^{3}$$]から4.8[g/cm$$^{3}$$]へ増大させた。このウラン密度増大により生じた過剰反応度の増加を抑制するために、可燃性吸収体を採用した。可燃性吸収体の燃焼は、反応度変化に大きく影響を及ぼすため、その燃焼のメカニズムを考察し、実際の原子炉運転に及ぼす影響を解明した。また、過去の運転データを精査し、サイクル初期に確保すべき過剰反応度及び原子炉計画外停止後の再起動可能時間を算出した。シリサイド燃料への変更では、燃料の最高燃焼度を50%から60%へ増大させ、燃料交換手法を6バッチ分散型方式から燃焼度管理方式へ変更した。本方式による燃料交換計画立案では、原子炉運転による燃焼度増加幅の予測が必要となるため、過去の運転データを精査し、燃焼度増加幅の予測手法を確立した。最後に、燃料有効利用を実現するための新たな燃料交換手法として、燃料装荷位置ごとに「使用済燃料とする燃焼度」を設定する手法の提案を行った。本手法を採用することにより、燃料の炉心滞在期間を約2%増大させることが可能であることがわかった。

論文

Effect of heat treatments on tensile properties of F82H steel irradiated by neutrons

若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 谷川 博康; 田口 富嗣; Stroller, R. E.*; 山本 敏雄; 加藤 佳明; 高田 文樹

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.74 - 80, 2007/08

 被引用回数:9 パーセンタイル:58.28(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の実証炉等に向け、構造材料として研究開発を進めているF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C系マルテンサイト鋼)に関して、照射硬化と脆化をコントロールさせるための熱処理法の検討を行った。本研究では焼き戻し温度を750$$^{circ}$$Cから800$$^{circ}$$Cまで振り、その時間を0.5時間から10時間まで振った。これらをパラメータにして照射硬化量の変化及び引張試験温度に対する硬化量の変化を調べた。JMTR炉で微小引張試験片(SS-3タイプ)を150$$^{circ}$$Cと250$$^{circ}$$Cで約2dpaまで中性子照射を行った。照射後、引張試験を室温から500$$^{circ}$$Cまで行った。750$$^{circ}$$Cで焼き戻しを行った場合、室温試験において、硬化量が100$$sim$$240MPa程度であったが、500$$^{circ}$$Cの試験ではいずれの試料においても、硬化量がほとんどなくなった。一方、焼き戻し温度をやや高めに(780$$^{circ}$$C又は800$$^{circ}$$Cで0.5時間)した試料では、室温試験で硬化量は約300MPa程度であった。また、500$$^{circ}$$C試験では硬化量が130$$sim$$R200MPa程度まで保持された。このことから、やや高めで焼き戻し処理をした試料では、高温まで比較的安定に存在する照射欠陥クラスターが形成されていると考えられる。以上のように、照射硬化量は照射前に施す焼き戻しの温度と時間に依存して変化するため、照射硬化と脆化の抑制には熱処理法による調整が有効な方法であると考えられる。

報告書

保守データを活用した研究用原子炉(JRR-3)の保守管理方法の検討

出雲 寛互; 加藤 友章; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二

JAEA-Technology 2007-046, 23 Pages, 2007/07

JAEA-Technology-2007-046.pdf:4.54MB

JRR-3は、安全上重要な設備に対しては、主として予防保全である「時間計画保全」を中心に保守管理を行い、安全上重要でない設備機器に対しては「事後保全」を行うことにより、改造後約15年にわたり安全安定に原子炉運転を行ってきた。しかし、最近になって事後保全で管理していた設備の経年変化に起因していると考えられるトラブルにより原子炉の計画外停止の事例が増加してきた。一方、設備の保守対応に必要な資源(人・予算)の確保が年々厳しくなってきている。このような状況を踏まえ、JRR-3では安全性・信頼性を確保しつつ、経済性を考慮した合理的な保守管理を実施するため、過去の保守データを有効活用することにより、現状の保守方法を見直しているところである。本報告書では、保守見直しにおける方法を示すとともに、今後のJRR-3の保守管理における方針を述べる。

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2005年度

武石 稔; 宮河 直人; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 森澤 正人; 藤田 博喜; 國分 祐司; 加藤 千明; et al.

JAEA-Review 2006-031, 155 Pages, 2006/10

JAEA-Review-2006-031.pdf:7.76MB
JAEA-Review-2006-031(errata).pdf:0.13MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構東海研究開発センター核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第4編、環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2005年4月から2006年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気,海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果を取りまとめたものである。なお、環境監視計画の概要,測定方法の概要,測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。

論文

Experimental and theoretical elastic cross sections for electron collisions with the C$$_{3}$$H$$_{6}$$ isomers

Makochekanwa, C.*; 加藤 英俊*; 星野 正光*; 田中 大*; 久保 博孝; Bettega, M. H. F.*; Lopes, A. R.*; Lima, M. A. P.*; Ferreira, L. G.*

Journal of Chemical Physics, 124(2), p.024323_1 - 024323_9, 2006/00

 被引用回数:16 パーセンタイル:48.38(Chemistry, Physical)

構造異性体関係にあるプロペンC$$_{3}$$H$$_{6}$$とシクロプロパンc-C$$_{3}$$H$$_{6}$$の電子衝突断面積について報告する。これら分子の電子衝突断面積は、核融合プラズマ,プロセスプラズマにおいて重要な基礎データである。エネルギー1.5-100eV,散乱角20-120度の領域で電子散乱微分断面積を測定した。一方で、弾性散乱の全断面積,微分断面積及び運動量移行断面積をSchwinger-multichannel法を用いて計算した。プロペンの1.2-2.0eVのエネルギー領域で観測された$$pi$$*形状共鳴がC$$_{2}$$H$$_{4}$$, C$$_{2}$$F$$_{4}$$と類似していることは、これら分子の分子構造における2重結合の効果を示す。60eV以下の衝突エネルギー領域では、プロペンとシクロプロパンの全断面積,微分断面積及び運動量移行断面積のピークのエネルギー,大きさに異性体効果による違いが観測された。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置の機能試験結果報告(受託研究)

稲垣 嘉之; 林 光二; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲葉 良知; 大橋 弘史; 片西 昌司; et al.

JAERI-Tech 2003-034, 129 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-034.pdf:7.62MB

HTTR水素製造システムの中間熱交換器から下流の水素製造設備を模擬した実規模単一反応管試験装置の機能試験の結果について報告する。本試験装置は、HTTR水素製造システムの水蒸気改質器反応管1本を実寸大で模擬した装置で、熱源には原子炉の代わりに電気ヒータを用いて、HTTR水素製造システムと同じ温度・圧力の条件で試験を行うことができる。試験装置は、平成9年より設計,製作を開始し、平成13年9月に据付を完了した。平成13年10月から平成14年2月まで実施した機能試験において、各設備の性能確認を行うとともに、高温ヘリウムガスを熱源として120m$$^{3}$$N/hの水素製造を達成して、試験装置を完成させた。また、本報告では、機能試験時に発生した不具合事項とその対策についても合わせて述べる。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置のヘリウムガス循環機の性能確認試験結果(受託研究)

清水 明; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫; 会田 秀樹; 武田 哲明; 西原 哲夫; 片西 昌司; 高田 昌二; 稲葉 良知; et al.

JAERI-Tech 2003-033, 105 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-033.pdf:8.35MB

HTTR水素製造システムのモックアップモデルとして建設した「実規模単一反応管試験装置」のヘリウムガス循環機に付き、2001年度に実施した総合機能試験結果を解析し、その特性を述べた。試験データを解析し、昇温値,電力,昇温値に関する性能曲線を求めた。また、これらの性能曲線を使い「循環機性能予測計算コード」を作成した。さらに、ヘリウムガス供給系主循環設備の全体圧力損失を評価した。ヘリウムガス循環機は、試験において圧力2.7MPa~4.0MPa,流量250g/s~400g/s,昇温値~250kPaの運転が必要となるが、最大入力電力150kW,最大回転数12,000rpm以内という循環機運転制限値内で達成できることが確認できた。

論文

Microstructural analysis of mechanically tested reduced activation ferritc/martensitic steels

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 安堂 正巳; 實川 資朗; 加藤 雄大*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.293 - 298, 2002/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:51.57(Materials Science, Multidisciplinary)

特に中性子照射された材料の破壊機構について、微細組織レベル理解することは重要な問題として挙げられてきたが、強度試験後試料から透過型電子顕微鏡(TEM)用薄膜試料を作ることが極めて困難であったため、これまで十分に理解されていない。この技術的な問題を解決するために、集束イオンビーム(FIB)マイクロサンプリング・システムを、日本原子力研究所の東海研ホットラボ施設に導入した。このシステムにより、中性子照射された試料の疲労破壊起点といったような、破壊機構を理解するうえで要点となる箇所からTEM用薄膜試料を作ることが可能となった。この論文では低放射化フェライト鋼の疲労破壊挙動について、特に核変換生成ヘリウムの効果に着目して、微細組織観察をベースに検討を行った。その結果を報告する。

論文

Evaluation of hardening behavior of ion irradiated reduced activation ferritic/martensitic steels by an ultra-micro-indentation technique

安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12

 被引用回数:38 パーセンタイル:90.14(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。

報告書

酸回収蒸発缶試験体における伝熱管の破壊試験(受託研究)

浜田 省三; 深谷 清*; 加藤 千明; 柳原 隆夫; 土井 正充*; 木内 清

JAERI-Tech 2001-063, 49 Pages, 2001/10

JAERI-Tech-2001-063.pdf:13.39MB

原研では六ヶ所再処理施設の主要機器の一部である酸回収蒸発缶及び溶解槽に関して、長時間使用における耐食安全性に対する評価を行うために、平成7年度からそれぞれの小型モックアップ試験体を用いた実証試験を実施した。酸回収蒸発缶の小型モックアップ試験体については約2.5年(約20,000時間)の実証試験を完了した。試験終了後酸回収蒸発缶モックアップ試験体の加熱部にある7本の伝熱管のうち4本を加熱部から引抜き、このうちの1本に対して、伝熱管内面の腐食状況の直接観察のほか、機械的特性を評価するために破壊試験を実施した。その結果、伝熱管の内表面では粒界腐食が進行しているが、その粒界侵食深さは一結晶粒程度の統計分布を有していることが確認された。また、本伝熱管の機械的特性に変化を及ぼすような材質変化は生じていないことが確認された。

32 件中 1件目~20件目を表示