検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 40 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

論文

A Geochemical approach for identifying marine incursions; Implications for tsunami geology on the Pacific coast of northeast Japan

渡邊 隆広; 土屋 範芳*; 山崎 慎一*; 澤井 祐紀*; 細田 憲弘*; 奈良 郁子*; 中村 俊夫*; 駒井 武*

Applied Geochemistry, 118, p.104644_1 - 104644_11, 2020/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Geochemistry & Geophysics)

地層中の津波堆積物の分布から、過去の津波浸水域を推定することが可能である。津波浸水域に関する情報は、今後の防災や減災計画の基礎データとして利用することが期待されている。しかし、津波堆積物を用いて過去の津波浸水域を復元するにあたり、形成年代の決定、津波堆積物の供給源の特定、洪水や高潮堆積物との区別、及び目視で判別困難な泥質津波堆積物の検出等が現状で解決すべき課題となっている。本研究では上記の問題を解決する一つの手段として、津波堆積物の地球化学判別手法を提案した。仙台平野において採取された堆積物の化学分析を実施し、津波堆積物の判別手法の改良を試みた。分析の結果、カルシウム等の単成分による津波層検出は、後背地の特徴や貝殻の有無などの影響を強く受けることから必ずしも有効ではなく、ケイ素とアルミニウムとの相対比についても、砂層の検出には有効であるが、その供給源に関する情報は乏しいことが示された。一方、ナトリウムとチタンとの相対比を用いることによって海由来の物質で形成された堆積層を検出できる可能性が高いことが示唆された。

論文

Outlines of JAEA'S instructor training program and future prospects

日高 昭秀; 中村 和幸; 渡部 陽子; 薮内 友紀子; 新井 信義; 澤田 誠; 山下 清信; 沢井 友次; 村上 博幸

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

JAEA has conducted Instructor Training Program (ITP) to support Asian countries seeking peaceful use of nuclear energy. The program consists of (1) Instructor Training Course (ITC) in Japan, (2) Follow-up Training Course (FTC) in own countries, and (3) Nuclear Technology Seminar for bringing up nuclear trainers and leaders. The purpose of ITP is to develop a self-sustainable training system in Asian countries by disseminating the knowledge and technology in their countries. After completing ITC, the trainees are obliged to set up FTC in each country. Two or three Japanese experts join the FTC to give technical advices and support to local lecturers. The present specialized fields of ITC are (1) Reactor engineering such as reactor physics, thermal engineering and reactor safety, (2) Environmental radioactivity monitoring, and (3) Nuclear emergency preparedness. As of FY2014, ITC is applied to 8 Asian countries. Present paper summarizes the outlines, experiences and future prospects of ITP.

論文

Assembly study for JT-60SA tokamak

柴沼 清; 新井 貴; 長谷川 浩一; 星 亮; 神谷 宏治; 川島 寿人; 久保 博孝; 正木 圭; 佐伯 寿; 櫻井 真治; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.705 - 710, 2013/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:37.16(Nuclear Science & Technology)

The JT-60SA project is conducted under the BA satellite tokamak programme by EU and Japan, and the Japanese national programme. The project mission is to contribute to early realization of fusion energy by supporting ITER and by complementing ITER with resolving key physics and engineering issues for DEMO reactors. In this paper, the assembly of major tokamak components such as VV and TFC is mainly described. An assembly frame (with the dedicated cranes), which is located around the tokamak, is adopted to carry out the assembly of major tokamak components in the torus hall independently of the facility cranes for preparations such as pre-assembly in the assembly hall. The assembly frame also provides assembly tools and jigs to support temporarily the components as well as to adjust the components in final positions.

論文

Microstructural evolution and void swelling in extra high purity Ni-base superalloy under multi-ion irradiation

Kim, G.; 芝 清之; 沢井 友次; 井岡 郁夫; 木内 清; 中山 準平*

Proceedings of 2nd International Workshop on Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS-2), p.273 - 279, 2012/12

In the present work, irradiation effects of high-purity Ni alloys were studied in terms of microstructural changes with respect to multi-ion irradiation by using JAEA triple-ion beam irradiation facility, TIARA. The alloys investigated are designed as the MA doped MOX fuel claddings for sodium cooled fast reactor and impurities, such as C, O, N, P, S were reduced less than 100 ppm in total to improve workability, irradiation embrittlement, inter-granular corrosion, and so on. Two types of alloys (Fe-40Ni-Cr-1.5Ti-1.5Al) with different Cr contents (20 or 25%) were used for the irradiation experiments. Single (Fe$$^{3+}$$ or Ni$$^{3+}$$), dual (single + He$$^{+}$$), and triple (dual + H$$^{+}$$) beam irradiation were conducted up to $$sim$$50 dpa, $$sim$$150 appmHe, and $$sim$$1500 appmH at 825K to evaluate the effect of radiation damage and the effect of transmuted gaseous elements. Void swelling was evaluated and compared with type 316 stainless steel. Other microstructural features, such as precipitation stability, dislocation structures were also evaluated to discuss irradiation resistance.

論文

Irradiation behavior of precipitation hardened Ni-base super-alloys with EHP grade under multi-ion irradiation

Kim, G.; 芝 清之; 沢井 友次; 井岡 郁夫; 木内 清

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1298, p.61 - 66, 2011/04

FaCT事業では、約250dpaの照射量に耐える燃料被覆管の候補材として9Cr系のODS鋼が選定されているが、粉末冶金に伴う製品の安定性や、再処理適合性の面での懸念も議論されている。本研究では、こういった懸念に対するバックアップ材料としての位置づけで、耐照射性とともに耐食性に優れる二種類($$gamma$$'析出型とG相析出型)の超高純度高Ni合金(EHP合金)を選定し、その開発を進めている。開発材の耐照射性を確認するために、高速炉での核変換反応に伴うHeやHの生成量を模擬した高崎量子応用研究所TIARAのイオン照射実験を実施した。その結果、400$$^{circ}$$C照射では$$gamma$$'析出型合金,G相析出型合金ともに照射硬化を示したが、G相析出型合金の方が照射硬化量は大きかった。また、550$$^{circ}$$C照射によるスエリングは両合金ともに良好であったが、特にG相析出型合金では大型のボイドが形成されず、極めて耐スエリング性が高いということが明らかになった。

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:85.75(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

Structural design of ferritic steel tiles for ripple reduction of toroidal magnetic field in JT-60U

芝間 祐介; 新井 貴; 三代 康彦; 沢井 友次; 櫻井 真治; 正木 圭; 鈴木 優; 實川 資朗; 宮 直之

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2462 - 2470, 2007/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

臨界プラズマ試験装置JT-60におけるトロイダル磁場のリップル低減に用いるフェライト鋼製タイルの構造設計と機械及び真空特性について報告する。8Cr-2W-0.2V系フェライト鋼板を製造し、機械特性,真空特性を評価することにより設計条件の妥当性を確認した。引張強度は、耐力,強度ともに室温において偏差の少ないことを確認した。また、運転温度である15$$^{circ}$$C, 300$$^{circ}$$Cにおいて十分な強度を有することを確認した。200$$^{circ}$$Cに昇温後の真空特性を評価した。その結果、市販のステンレス鋼と同程度の真空特性を有するものの、JT-60の真空容器内材料の基準値をわずかに上回ることがわかった。しかし、実際の運転温度は300$$^{circ}$$Cであること,残留放出ガスが燃料である水素であることを考慮すると、容器内への適用が可能であると判断した。

論文

Creep behavior of reduced activation ferritic/martensitic steels irradiated at 573 and 773K up to 5dpa

安堂 正巳; Li, M.*; 谷川 博康; Grossbeck, M. L.*; Kim, S.-W.; 沢井 友次; 芝 清之; 幸野 豊*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.122 - 126, 2007/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:27.6(Materials Science, Multidisciplinary)

F82HといくらかのJLF-1鋼の照射下クリープが、HFIRで照射されたヘリウム加圧チューブを用いて、5dpaまでの範囲で測定が行われた。これらのチューブはヘリウムによって、0から400MPaの内圧フープストレスを照射温度条件にて付与されたものである。照射後の200MPaのフープストレスからのF82HとJLF-1の結果は、非常に小さいクリープ歪となった(0.15%以下)。これらの鋼の照射クリープレートは200MPaまでは負荷応力に対してほぼ線形を示した。しかし、より高い応力レベルでは、これらのクリープレートは、非線形となることが示された。また300$$^{circ}$$CでのF82HとJLF-1のコンプライアンス係数は非常に小さい値となることがわかった。これらの結果はITERのブランケット設計活動への材料データベースの一部として寄与するものと期待される。

論文

Fabrication of 8Cr-2W ferritic steel tile for reduction in toroidal magnetic field ripple on JT-60U

工藤 祐介; 沢井 友次; 櫻井 真治; 正木 圭; 鈴木 優; 笹島 唯之; 林 孝夫; 高橋 龍吉*; 本田 正男; 實川 資朗; et al.

Journal of the Korean Physical Society, 49(96), p.S297 - S301, 2006/12

JT-60Uでは、大体積運転においてプラズマ加熱の低下,プラズマ対向機器への熱負荷の増大を引き起こすトロイダル磁場のリップル損失を低減するため、フェライト鋼製タイルの導入を図った。JT-60Uでは重水素運転であるため、中性子発生量が低いことから、フェライト鋼として、F82Hの放射化元素の含有成分の制限を緩めた8Cr-2W-0.2V鋼を製作した。製造されたフェライト鋼は焼戻しマルテンサイト構造を示し、十分な、磁気,機械特性であった。鋼板の飽和磁化は573Kで1.7Tであり、予想より低かったものの、JT-60Uの運転では十分有効であることが計算により確認された。8-9Crフェライト鋼の飽和磁化に対する材料条件を調べることは、フェライト鋼を炉内構造物として使用する将来の核融合装置において重要である。

論文

BおよびB+N添加した8Cr-2W(F82H)鋼の強度特性と微細組織に及ぼす熱処理効果

若井 栄一; 佐藤 通隆*; 大久保 成彰; 沢井 友次; 芝 清之; 實川 資朗

日本金属学会誌, 69(6), p.460 - 464, 2005/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.83(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

本研究ではFe-8Cr-2W-0.1C系のマルテンサイト鋼F82Hに約60ppmのBを添加させた材料と約60ppmのBと約200ppmのNを複合添加させた材料を作製し、その微細組織と強度特性を評価した。これらの鋼材中のBの偏析を防ぐために、熱処理に関しては950$$^{circ}$$Cまたは1000$$^{circ}$$Cで約10分間焼ならしを行った後、水中に急冷するなどの措置を施した。その後、約780$$^{circ}$$Cで30分間焼きもどしを行った。これらの熱処理後、各試料の微細組織観察やSIMSによるBやNの分布測定を行うとともに、引張試験とシャルピー衝撃試験等を行った。B添加材とB+N複合添加材の引張特性は添加していない材料とほぼ同一であったが、衝撃試験では無添加材に比べて空冷したB添加材の延性脆性遷移温度(DBTT)が70$$^{circ}$$C程度上昇するとともに、ボロンの分布の局在化がSIMSによって観察された。焼きならし温度から急冷したB添加材のDBTTの上昇量は30$$^{circ}$$C程度になり、ボロンの局在化の度合いも減少した。一方、BとNを複合添加した材料ではDBTTの上昇がなく、Bの局在的な偏りがさらに減少した。また、酸化物や窒化ボロンは観察されなかった。

論文

Extra radiation hardening and microstructural evolution in F82H by high-dose dual ion irradiation

安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 松川 真吾; 内藤 明*; 實川 資朗; 岡 圭一郎*; 田中 典幸*; 大貫 惣明*

JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.159 - 161, 2004/11

ブランケット構造材料の候補材料である低放射化フェライト鋼では、照射による靭性の低下(延性脆性遷移温度の上昇)が重要な課題となっている。本研究では、低放射化フェライト鋼F82Hに対して、照射硬化が、靭性の低下と大きな関連を有することに着目し、特にヘリウムによる硬化促進及び高照射量での硬化挙動について、TIARAによる多重ビーム照射を用いて調べた。まずヘリウムがない場合における、照射硬化の照射量依存性を調べた結果、633Kにおいては、30dpaまで硬化は増加する傾向にあるが、それ以上の照射量においては飽和傾向を示すことが明らかとなった。さらに同照射温度にて、ヘリウムが照射硬化の促進に及ぼす影響について、ヘリウム注入比を10/100appmとしてそれぞれ比較した結果、1000appmを超えるとわずかな硬化の促進が見られるが、約3300appm(ヘリウム注入条件100appmHe/dpa)の場合においては、20%程度の硬化量の促進が生じることがわかった。

論文

Synergistic effect of displacement damage and helium atoms on radiation hardening of F82H at TIARA facility

安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 谷川 博康; 古谷 一幸; 實川 資朗; 竹内 浩; 岡 圭一郎*; 大貫 惣明*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1137 - 1141, 2004/08

 被引用回数:40 パーセンタイル:7.15(Materials Science, Multidisciplinary)

F82H鋼の開発にあたり、高照射域($$sim$$100dpa)での照射脆化に及ぼすヘリウムの効果を調べることは、構造材料の寿命を見通すうえで非常に重要である。一般的に照射によって生じる脆化と硬化の間には正の相関関係があることから、損傷により生じる硬化に加え、ヘリウムが存在する場合での硬化の促進作用の有無について把握しておく必要がある。本研究では、イオン照射法を用いて、総ヘリウム量5000appmまでの同時照射実験(Feイオンによる損傷導入+ヘリウム注入)を行い、微小押込み試験により照射後の硬さ変化について調べた。その結果、約500appmのヘリウム量では、硬化量の促進はほとんど認められず、ミクロ組織も損傷のみの場合と同様の組織が観察された。このことから500appmまでのヘリウム同時照射は、照射硬化の促進には寄与しないことがわかった。

論文

Effects of heat treatment process for blanket fabrication on mechanical properties of F82H

廣瀬 貴規; 芝 清之; 沢井 友次; 實川 資朗; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.324 - 327, 2004/08

 被引用回数:53 パーセンタイル:4.43(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合発電実証プラントにおける増殖ブランケット製作技術開発の一環として、製造プロセスにおける熱履歴が低放射化フェライト鋼の材料特性に及ぼす影響について評価を行った。低放射化フェライト鋼に対して、熱間等方圧加圧(HIP)相当の熱履歴与えたところ、0.04%のTaを含むF82H鋼は1313K以上のHIP相当熱処理により結晶粒の粗大化が認められたが、F82H-0.1%Ta添加材では粒成長が抑制された。これは粒成長が粒界の移動を阻害する炭化物(TaC)の溶解によるものであることを示唆している。より高温における接合を考慮した場合、1373K以下での熱処理では、炭化物の分布状況に起因する熱処理以前の粒径の影響が残っていることから、接合処理後の細粒化には、均質化及びTaCの溶解温度以下での焼きならしの2段階の熱処理が必要である。F82H鋼においては、1423K以上における均質化、並びにTaC溶解温度以下($$sim$$1243K)での焼きならし処理により、加工を伴うことなく結晶粒度7程度の細粒組織が得られることを確認した。

論文

Mechanical properties and microstructure of F82H steel doped with boron or boron and nitrogen as a function of heat treatment

若井 栄一; 佐藤 通隆*; 沢井 友次; 芝 清之; 實川 資朗

Materials Transactions, 45(2), p.407 - 410, 2004/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.28(Materials Science, Multidisciplinary)

材料中に生成するHeが組織や強度特性に及ぼす影響を評価するために原子炉での熱中性子との$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li反応を利用したB添加法がある。本研究ではFe-8Cr-2W-0.1C系のマルテンサイト鋼F82Hに約60ppmのBを添加させた材料と約60ppmのBと約200ppmのNを複合添加させた材料を作製し、その組織と強度特性を評価した。これらの試料の熱処理はBの偏析を防ぐために950$$^{circ}$$Cから1150$$^{circ}$$Cまでの数種類の温度で約30分間焼ならしを行った後、水中に急冷した。その後、約780$$^{circ}$$Cで30分間焼きもどしを行った。これらの熱処理後、各試料の組織やSIMSによってBやNの分布を調べるとともに、引張試験とシャルピー衝撃試験等を行った。B添加材とB+N複合添加材の引張特性は添加していない材料とほぼ同一であったが、衝撃試験では無添加材に比べてB添加材の延性脆性遷移温度(DBTT)が30$$sim$$70$$^{circ}$$C程度上昇したのに対して、BとNを複合添加した材料ではDBTTは上昇しなかった。また、この複合添加材ではBの偏りを抑えることができた。また、焼ならし温度によってもBの偏析分布やDBTTが変化した。以上の結果から材料中にHeをより均一に生成させるためにはBとNを複合添加し、1000$$^{circ}$$Cで焼きならしをした材料が最適であることがわかった。

論文

Tensile and impact properties of F82H steel applied to HIP-bond fusion blanket structures

古谷 一幸; 若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 岩渕 明*; 中村 和幸; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.385 - 389, 2003/09

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.74(Nuclear Science & Technology)

原研では、発電実証プラントに水冷却型固体増殖ブランケットの装荷を予定しており、その構造材には低放射化材F82H鋼を提案している。前研究にて、ブランケット構造体モックアップをHIP接合法により製作し、その製作性に問題がないことを明らかにしたが、HIP接合部周辺に結晶粒の粗大化が見られた。これは接合強度を劣化させる懸念があるため、モックアップ健全性評価の一環として粗大化を伴うHIP接合部の引張り試験、及び硬さ測定を行った。引張り試験は室温から773Kまでの温度範囲で行った。HIP接合部の強度は、IEA標準材と比較して約50MPa増加し、延性は約4%低下した。粗大化領域及び非粗大化領域間での硬さは同等であったが、両領域の硬さは、標準材と比較して約5%増加した。このことから、引張り特性の変化は全体的な硬化によるものと思われる。一方で、結晶粒粗大化を伴わない母材部の引張り及び衝撃試験を行った結果、母材部の引張り特性は接合部と同様の傾向であったが、延性脆性遷移温度(DBTT)は標準材に比べ高温側に約40K移動していた。これはモックアップ製作行程中の熱処理が原因と思われる。これらの結果より、粗大化をともなうHIP接合部のDBTTの高温側への移動が推測される。

論文

Microstructure and hardness of HIP-bonded regions in F82H blanket structures

古谷 一幸; 若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 中村 和幸; 竹内 浩; 岩渕 明*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.289 - 292, 2002/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:58.07(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合原型炉のブランケットの構造材料には低放射化フェライト鋼F82Hが用いられる予定であり、F82H鋼は固相拡散接合法の一つであるHIP法により一体化される。F82H鋼は核融合反応により発生する高中性子束に曝されるため、材料中の原子の弾き出しやHeやHガスが発生するなどの照射損傷による機械特性の劣化が予想される。本報告は、F82H鋼のHIP接合部の照射損傷をイオン注入装置を用いて調べた結果に関するものである。0.5nmの再結晶粒が形成されているHIP接合部に430$$^{circ}C$$で50dpaのFeイオン,2000appmのHeイオン、及び500appmのHイオンを同時注入した結果、接合部近傍では硬さが増加していたため延性が低下する可能性があり、同時に多数のキャビティーも形成されていたためスウェリングも生ずるものと思われる。これらの照射損傷は接合特性を劣化させる原因となり得る可能性があることから機械試験等による影響の定量化が今後の課題である。

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:34 パーセンタイル:10.34(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。

論文

Swelling of cold-worked austenitic stainless steels irradiated in HFIR under spectrally tailored conditions

若井 栄一; 橋本 直幸*; Robertson, J. P.*; 沢井 友次; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.352 - 356, 2002/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:42.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ORNLのHFIR炉等で中性子のエネルギースペクトルを調整した照射をオーステナイト-ステンレス鋼に行い、スエリング挙動に対する冷間加工と添加元素の効果を調べた。弾き出し損傷に対するヘリウムの生成速度を約15appmHe/dpaに調整して、400$$^{circ}$$Cで17.3dpaまで照射した。試料は20%冷間加工したJPCA,316R、及び炭素濃度を0.02%に低減し、ニオブやチタンを添加した材料(C及びK材)である。照射によってこれらの材料中にはキャビティ,転位ループ及び炭化物が形成した。冷間加工したJPCAと316R材のスエリングはそれぞれ0.003%,0.004%となり、溶体化処理材に比べてやや小さくなった。また、CとK材ではそれぞれ0.02%,0.01%となり、冷間加工によってスエリングが著しく抑制された。以上のように、炭素とニオブたチタンの同時添加に冷間加工を加えることで400$$^{circ}$$Cでのスエリングは抑制された。

論文

Effects of triple ion beams in ferritic/martensitic steel on swelling behavior

若井 栄一; 沢井 友次; 古谷 一幸; 内藤 明; 有賀 武夫; 菊地 賢司; 山下 真一郎*; 大貫 惣明*; 山本 春也; 楢本 洋; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.278 - 282, 2002/12

 被引用回数:40 パーセンタイル:7.88

F82H鋼は核融合炉構造材や核破砕ターゲット容器材の候補材料である。この鋼は耐スエリング性の高い材料として知られているが、最近、He生成を伴う中性子照射の重損傷領域においてスエリングが無視できないことがわかった。本研究ではF82H鋼のスエリング挙動に対する核変換生成物などの効果を詳細に調べるとともに、スエリング抑制方法を検討した。400から500$$^{circ}$$CまでFe,He,HイオンまたはFe,Heイオンを50dpaまで同時に照射した後、TEM観察による照射欠陥の解析によってスエリングを評価した。核融合炉を模擬したトリプル照射ではF82H鋼のスエリングが照射温度の増加とともに3.2%から0.1%に低下した。一方、水素を注入しない2重照射ではスエリングが0.08%以下となった。他方、核破砕ターゲット容器材料の模擬トリプル照射ではその量が温度とともに増加する傾向にあったが、500$$^{circ}$$Cで最大1%程度であった。また、後者の照射条件で8at%までの水素を注入した後、$$^{15}$$Nの核共鳴反応法によって水素濃度を測定したが、注入領域に残存する水素濃度は測定限界以下になっていた。これらの結果から高温でのトリプル照射によるスエリングの著しい促進作用が400$$^{circ}$$C近傍に存在することがわかった。又、照射前の焼き戻し温度と時間や冷間加工法などによってスエリングをある程度抑制できた。

論文

Radiation effects on the plasticity and microstructure of Ti-Al-V alloys containing $$beta$$ phase

沢井 友次; 田淵 正幸*; 若井 栄一; 菱沼 章道

Proceedings of Materials Research Society Symposium, Vol.650, p.R3.9.1 - R3.9.6, 2001/00

高温用構造材料であるTiAl金属間化合物に10at%以上のVを添加することにより、金属組織中に新たに$$beta$$相を発生させ、これにより引張延性の飛躍的な向上を実現することができた。引張延性の向上は特に600$$^{circ}C$$以上で著しい。Ti-35Al-15V合金では、そのミクロ組織はほとんど$$beta$$相から構成され、620$$^{circ}C$$を境にその引張伸びは約10%から60%へと大きく向上する。大きな伸びを示した引張試験片を破断後、透過電子顕微鏡で観察すると特異なミクロ組織が見いだされた。すなわち六方晶の粒とマトリクスとは異なった方位を有する新たな$$beta$$相の粒からなる多数の変形バンドが存在する。これらのバンド中の$$beta$$相(方位は2種類)とマトリクスの$$beta$$相は、変形バンド中の六方晶と(101)$$beta$$//(0001)h,[111]$$beta$$//[1210]hなる方位関係を有しており、塑性変形に対して加工誘起マルテンサイト変態の寄与が示唆される。また、Ti-30Al-10V合金では、600$$^{circ}C$$で60%以上の破断伸びを示したが、この材料をJRR-3Mで3.5e25n/cm$$^{2}$$の照射を行ったところ延性が大幅に低下した。400$$^{circ}C$$照射材を照射温度で試験するとほとんど延性しめさず破断し、600$$^{circ}C$$照射材では照射温度での試験では破断伸びは10%程度に低下している。特に400$$^{circ}C$$照射材を600$$^{circ}C$$で試験した場合でも顕著な延性の回復が見られなかったことから、照射欠陥による延性低下のほかに、$$beta$$相の相分解によってもろい相が発生していることが示唆される。

40 件中 1件目~20件目を表示