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報告書

MA含有低除染燃料の開発I; Np含有MOXの焼結特性と相分離挙動

森本 恭一; 加藤 正人; 西山 元邦; 遠藤 秀男; 河野 秀作; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*; 菅田 博正*

JNC TN8400 2003-011, 32 Pages, 2003/01

JNC-TN8400-2003-011.pdf:0.62MB

先進的核燃料リサイクルの燃料として Npを含有させた MOX燃料が考えられている。Np含有MOX 燃料の開発を進めるためには、照射燃料製造及び燃料設計に必要となる Np-Pu-U 系混合酸化物に関する基礎的なデータ取得が必要である。本報告では、Np含有(最大 12%)MOXのペレットを作製し、焼結特性に及ぼす Npの影響、相安定性及び均質性について評価した。試験の結果、Np の濃度の増加により密度が低下し、Np は焼結中の緻密化を遅くする効果があることがわかった。相安定性については、O/M=1.90$$sim$$2.00の試料について、相状態を観察し、MOXと Np 含有 MOX の相分離挙動はほぼ同じであることが分かった。また、均質性の評価を行い、本試験で作製した試料は均質性が良く、Puスポットの観点からは燃料仕様上問題がないことが分かった。

論文

Low cycle fatigue properties of 8Cr-2WVTa ferritic steel at elevated temperatures

石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1183 - 1186, 1998/00

 被引用回数:38 パーセンタイル:93.16(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の候補材料となっている低放射化フェライト鋼(F82H)の疲労特性に及ぼす試験温度及び引張側保持の影響を評価するため、試験温度が室温~650$$^{circ}$$C、制御ひずみ範囲が0.4~2.0%の試験条件で、保持無し及び引張側保持の高温低サイクル疲労試験を実施した。その結果、次のような知見を得た。(1)試験温度や制御ひずみ範囲の増大に伴い疲労寿命は減少した。(2)制御ひずみ範囲が0.5%の試験では、繰り返し疲労試験中の引張側最大荷重の減少に及ぼす試験温度の影響が顕著に現れた。(3)600$$^{circ}$$Cにおける引張側保持試験では、保持無しの試験に比べて寿命が低下すると共に引張側最大荷重の減少が著しくなり、この試料の組織観察では、炭化物の粗大化とラーベス相の析出が確認できた。

論文

Irradiation embrittlement of 2.25Cr-1Mo steel at 400$$^{circ}$$C and its electrochemical evaluation

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1187 - 1192, 1998/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.76(Materials Science, Multidisciplinary)

照射温度が290$$^{circ}$$C~400$$^{circ}$$Cで、1$$times$$10$$^{22}$$~3$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射を受けた2.25Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400$$^{circ}$$Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、この程度は極めて小さい。しかし、照射量が1$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、照射温度を約300$$^{circ}$$Cから400$$^{circ}$$Cに変えた場合、300$$^{circ}$$Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400$$^{circ}$$C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400$$^{circ}$$C照射による2.25Cr-1Mo鋼の脆化の主因は粒界脆化であることがわかった。また、電気化学的分極法により、その原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。

報告書

21/4Cr-1Mo鋼の400$$^{circ}$$Cにおける中性子照射脆化

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦

JAERI-Research 97-039, 29 Pages, 1997/06

JAERI-Research-97-039.pdf:1.41MB

照射温度が290$$^{circ}$$C~400$$^{circ}$$Cで、1$$times$$10$$^{18}$$~3$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射を受けた21/4Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400$$^{circ}$$Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、その程度は極めて小さい。しかし、照射量が5$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、累積中性子照射量が5.2~7.5$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$において照射温度を約300$$^{circ}$$Cから400$$^{circ}$$Cに変えた場合、300$$^{circ}$$Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400$$^{circ}$$C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400$$^{circ}$$C照射による脆化の主因は粒界脆化であり、電気化学的分極法によってその原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。

報告書

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験

石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一

JAERI-Research 96-028, 33 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-028.pdf:1.85MB

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験を実施し、疲労寿命及び繰り返し軟化挙動に与える中性子照射の影響を調べた。試験は大洗ホットラボ施設に設置された照射後疲労試験装置を用いて、真空中450$$^{circ}$$C、歪み速度0.1%/s、制御歪み範囲0.75~1.5%で行った。主要な結果は次の通りである。1)2$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$($$>$$1MeV)以上の中性子照射量を受けた材料では、繰返し疲労試験初期の最大応力が増大した。2)照射材と未照射材の繰返し軟化挙動に顕著な差はなかった。3)照射により延性が低下した材料では、未照射材に比べて疲労寿命が僅かに減少した。4)HTTR圧力容器における設計上の中性子照射量では、疲労寿命と繰返し軟化挙動に与える照射の影響はないものと考えられる。

報告書

抵抗溶接法の開発,1; 抵抗溶接法の基本特性評価試験およびクミール5照射用試験の製作

西山 元邦; 上村 勝一郎; 関 正之; 塚田 竜也*; 石橋 藤雄; 井坂 和彦*

PNC TN8410 95-046, 81 Pages, 1995/01

PNC-TN8410-95-046.pdf:4.07MB

抵抗溶接法は、接合面近傍の母材は溶融せず、軟化した状態で接合するため、熱影響部の幅はTIG溶接法等の融接法に比べ非常に小さくなる。そこで、酸化物分散強化型鋼(以下「ODS鋼」と言う)を溶接するため、加圧抵抗溶接(PRW-Pressurized Resistance Welding)法の技術開発を行うこととし、本溶接法に関しての基本特性の把握、クミール5照射試験(高速実験炉「常陽」にて実施する)のための試験片の製作を行い、その結果が得られたので報告する。(1)今回13KA(電流)2cycle(通電時間)250kgf(加圧力)で溶接した試料は、未接合部は無く被覆管と端栓の接合状態は良好なものが得られたが、高温引張試験において接合部破断となった。また、熱影響部の幅は、1.0mmとBN社のものより若干大きい程度であった。今後は、硬さ低下を少なくする、熱影響部の幅を狭くする等の溶接条件のさらなる検討(入熱パターンを変える・突き合わせ部の変更等)を行う必要がある。(2)今回、接合面の元素分析の結果、EPMAレベルではTi、Y等の耐熱元素の凝集は確認されなかった。今後は、接合部に溶融相が残っているかどうかをTEM等により解析を行う必要がある。(3)装置付属機器の改善について以下のことがらを実施した。1.被覆管コレットチャックの隙間を0.3mmにすることにより、全体にわたり熱が均一にもたらされ、未接合部の無い接合部が得られた(今後はさらに狭くする)。2.多分岐型の給電部にすることにより、チャックとホルダの接触面の電食を無くした。(4)今回は、常温・高温引張試験のみによる強度評価を行ったが、今後は、これらの試験に加えて内圧・単軸クリープ、回転曲げ疲労試験等のデータを採取し接合部の健全性評価を行う。(5)接合部の品質保証は、モニタリング機器による溶接条件の管理および超音波探傷法を用いた検査法の開発を行う予定である。

論文

Estimation of toughness degradation by microhardness and small punch tests

鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 西山 裕孝; 深谷 清; 磯崎 孝則

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.217 - 227, 1993/00

微小かたさ試験及びSP試験によるDBTTの評価を、熱時効、中性子照射あるいは冷間加工した21/4Cr-1Mo鋼及び鉄-0.15炭素モデル合金について実施した。DBTTの変化はSP試験によって大むね評価できるが、粒間破壊に起因する脆化については金属組織学的検討もあわせて行う必要のあることが分かった。

論文

Electrochemical evaluation of thermal aging embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel for a nuclear pressure vessel

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 庄子 哲雄*

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.16 - 26, 1993/00

400$$^{circ}$$C~550$$^{circ}$$Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行った原子炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、30$$^{circ}$$Cの硝酸カルシウム溶液中で計測したアノード分極曲線を用いることにより、粒界脆化度の非破壊評価手法の開発を行った。不働態域中に得られる2次ピーク電流密度値(mA/m$$^{2}$$)とシャルピー延性-脆性遷移温度移行量との相関を考察し、本法のサーベイランス試験法としての適用可能性を示した。得られた主な結果は以下のとおりである。(1).アノード分極曲線中の2次ピーク電流密度の上昇量と粒界脆化度は時効温度に依存した一義的な相関が得られた。これにより共用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を、アノード分極曲線測定により非破壊的に推測できる。(2).(1)の機関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度値の上昇が著しく、これは高濃度に偏析したリンの存在を敏感に反映した結果であることを示した。

論文

Development of a miniaturized bulge test(small punch test) for post-irradiation mechanical property evaluation

衛藤 基邦; 高橋 秀明*; 三沢 俊平*; 鈴木 雅秀; 西山 裕孝; 深谷 清; 實川 資朗

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.241 - 255, 1993/00

スモールパンチ試験の照射材への適用の妥当性を検討することを目的として、(1)試験法の標準化、(2)SPエネルギーデータの統計的解析手法の確立、(3)低合金鋼等への適用結果の検討の観点からこれまでの成果をまとめた。2~12$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$(E≧1MeV)、573~673Kなる照射条件で照射されたF-82,F-82H,HT-9,21/4Cr-1Mo鋼について得られた各種SP試験パラメータは、引張強度、耐力、破壊靱性、延性脆性遷移温度と相関々係があることが分かった。その結果、SP試験はフェライト鋼の照射後の特性評価に有効であることが示唆された。

報告書

DBTT measurement by use of small punch(SP) test

鈴木 雅秀; 深谷 清; 西山 裕孝; 衛藤 基邦

JAERI-M 92-086, 44 Pages, 1992/06

JAERI-M-92-086.pdf:2.79MB

微小試験片による延性脆性遷移温度(DBTT)の評価法について、スモールパンチ(SP)試験を中心に検討を行った。熱時効、冷間加工、中性子照射を行った21/4Cr-1Mo鋼及び鉄基モデル合金を用い、SP試験によるDBTT評価の課題を検討した結果、SPによるDBTTとシャルピー試験によるDBTTは全般的には良い相関が得られた。しかしながら、粒界脆化型のDBTTの上昇に関しては、SP試験片の破壊破面観察等を組み合わせることにより、脆化のより的確な判断を行っていく必要があることが判った。

論文

Small specimen test techniques for the evaluation of toughness degradation

鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 西山 裕孝; 深谷 清; 斉藤 雅弘*; 三沢 俊平*

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1023 - 1027, 1992/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:68.69(Materials Science, Multidisciplinary)

スモールパンチ(SP)試験を照射材の機械的性質評価に応用し、照射脆化評価を行った。透過電子顕微鏡観察用試験片(3mm$$Phi$$$$times$$0.25mm$$^{t}$$)を用い、8Cr-2WV,8Cr-2WVTa及び12Cr-1MoVWの3種類のフェライト鋼の延性脆性遷移温度(DBTT)、弾塑性破壊靱性値(J$$_{IC}$$)の評価を行った結果、スモールパンチ試験による推定法の有効性の確認、並びに8Cr-2WVTa鋼の優れた照射特性を明らかにすることができた。

論文

Evaluation of toughness degradation by small punch (SP) tests for neutron-irradiated 21/4Cr-1Mo steel

鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 深谷 清; 西山 裕孝; 古平 恒夫; 奥 達雄; 足立 守; 海野 明; 高橋 五志生; 三沢 俊平*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.441 - 444, 1991/00

 被引用回数:27 パーセンタイル:92.18(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した21/4Cr-1Mo鋼(焼ならし-焼もどし材)微小試験片($$Phi$$3mm$$times$$0.25mm、10$$times$$10$$times$$0.5mm)のスモールパンチ(SP)試験を行い、得られた各種の値と通常の方法によって得た照射後機械的性質とを比較した。照射はJRR-2で300$$^{circ}$$C、1$$times$$10$$^{23}$$ n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)なる条件で行なった。SP試験の温度範囲は約-100$$^{circ}$$Cから室温とした。SP試験によって得た弾塑性破壊じん性値J$$_{ICSP}$$は0.4及び0.7DCT(ディスコ型コンパクト試験片)を用いて得たJ$$_{IC}$$と良い一致を示した。

論文

高温工学試験研究炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の熱時効脆化の電気化学的評価

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 庄子 哲雄*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 32(2), p.169 - 175, 1991/00

400$$^{circ}$$Cから500$$^{circ}$$Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行ったHTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、硝酸カルシウム溶液中で計測したアノード分極曲線を用いた、粒界脆化の非破壊的な評価手法の検討を行った。そして、それらの結果とシャルピー衝撃特性の相関を考察し、本法のサーベイランス試験法としての適用可能性を示した。得られた主な知見は以下のとおりである。(1)アノード分極曲線中の2次ピーク電流密度の上昇量と、粒界脆化度は、時効温度に依存した一義的な相関が得られた。これにより、供用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を非破壊的に診断できる。(2)上記(1)の相関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度の変化が著しく、これは脆化に対してより実効的なPの偏析状態を敏感に反映した結果であると考えられた。

論文

Fracture toughness of a fine-grained nuclear graphite by means of various methods

衛藤 基邦; 石山 新太郎; 西山 裕孝; 奥 達雄*; T.D.Burchell*

Int. Symp. on Carbon New Processing and New Applications; Extended Abstracts,Vol. 1, p.170 - 173, 1990/11

HTTR炉心部用黒鉛IG-110の破壊靱性試験を種々の形状の試験片を用いて行い、得られた破壊靱性値の試験片による差異について検討した。用いた試験片の形状は、コンパクトテンション型、ディスクコンパクトテンション型、丸棒曲げ型、短丸棒型、シェブロンノッチ型、スロット入り円板型とした。これらの試験片のうち、スロット入り円板型とした。これらの試験片のうち、スロット入り円板型試験片は臨界応力拡大係数K$$_{IC}$$=0.8MPa・m$$^{1}$$/2を与えるのに対し、他の型の試験片では1.1~1.2MPa・m$$^{1}$$/2の値となった。この事実は、前者が亀裂発生のK$$_{IC}$$に対しており、後者は亀裂進展のK$$_{IC}$$に対応するものであることを示唆している。実験結果から、従来のデータの分布も同様に説明できることが明らかになった。

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