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論文

Multi-step magnetic transitions in EuNiIn$$_4$$

池田 修悟*; 金子 耕士; 田中 佑季*; 川崎 卓郎; 花島 隆泰*; 宗像 孝司*; 中尾 朗子*; 鬼柳 亮嗣; 大原 高志; 望月 健生*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 89(1), p.014707_1 - 014707_7, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)

Magnetism in EuNiIn$$_4$$ has been studied by specific heat, magnetic susceptibility, magnetization, $$^{151}$$Eu M$"o$ssbauer spectroscopy, and neutron diffraction experiments. The specific heat shows two magnetic transitions at $$T_{rm N1}$$ and $$T_{rm N2}$$ at zero magnetic field. An antiferromagnetic ground state of EuNiIn$$_4$$ has a uniaxial magnetic anisotropy along the b-axis, revealed by the magnetic susceptibility and the M$"o$ssbauer spectroscopy. Single crystal neutron diffraction experiments clarify that this antiferromagnetic structure in the ground state is characterized by the commensurate propagation vector $$q$$ = (1/2, 1/2, 1/2) which reveals no distinct anomaly at $$T_{rm N2}$$. The magnetization curve along the b-axis at 2 K shows four successive magnetic field-induced transitions up to 50 kOe and, reaches 7 $${mu}_{rm B}$$/f.u. above 190 kOe, The magnetic phase diagram in EuNiIn$$_4$$ has unique characteristics with five magnetic states in low magnetic field.

報告書

環境に近い廃棄物等のリスク受容に係る研究(共同研究)

田中 勝*; 五福 明夫*; 石坂 薫*; 佐藤 和彦; 長濱 洋次

JAEA-Research 2014-019, 103 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-019.pdf:12.1MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター、岡山大学、鳥取環境大学及び廃棄物工学研究所は、ウラン鉱山の跡措置や産業廃棄物の処分の安全性に係る市民のリスク認知や関係者間の信頼醸成について平成19年度より研究を行っている。平成23年度は、今般の東日本大震災及び東京電力福島第一原子力発電所事故のような大災害が、これまでの調査で得られてきた市民のリスク認知様式に対してどのように影響を及ぼしているかを理解するための調査を実施した。調査は、岡山県下の市民を対象としてアンケートを行い、事故発生前後の結果を比較した。また、災害廃棄物の安全性に係る意識についても別途調査を実施した。調査の結果、ウラン鉱山の跡措置のリスク認知については、放射線への関心や知識、放射線への忌避感、及び情報リテラシーには大きな変化が認められなかった一方で、国や事業主体、科学技術や基準に対する信頼の低下が認められた。災害廃棄物のリスク認知については、多くの市民が災害廃棄物の広域処理の必要性を認識する一方で、放射性物質への懸念も認められた。

論文

Evaluation of mechanical properties and nano-meso structures of 9-11%Cr ODS steels

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二; 大場 洋次郎*; 大沼 正人*; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 440(1-3), p.568 - 574, 2013/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:73.42(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では9Cr及び11Cr-ODS焼戻しマルテンサイト鋼の強度試験と微細組織評価を行い、高温強度向上の観点から、11Cr-ODS鋼の化学組成について検討した。11Cr-ODS鋼の残留$$alpha$$フェライト割合は状態図に基づいた組成選択を行うことで、優れた高温強度を有する9Cr-ODS鋼と同レベルに制御することができた。引張強度はWを2.0wt%から1.4wt%に減量したことで低下した。一方、973Kにおけるクリープ強度はW減量によって低下しなかった。引張強度とクリープ強度はナノサイズの酸化物分散粒子の数密度とともに増加した。X線小角散乱解析の結果より、チタンと過剰酸素の濃度がナノ酸化物粒子の分散状態を改善する重要なパラメータであることを示した。

論文

Investigation of advanced divertor magnetic configuration for DEMO tokamak reactor

朝倉 伸幸; 新谷 吉郎*; 飛田 健次; 星野 一生; 清水 勝宏; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 中村 誠; 大野 哲靖*; 小林 政弘*; et al.

Fusion Science and Technology, 63(1T), p.70 - 75, 2013/05

ダイバータの物理設計ではその形状を工夫して非接触プラズマを生成・制御するとともに、平衡コイルの配置と電流値の配分を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状の検討が注目され、「先進ダイバータ」と呼ばれている。非常に大きな熱流(500-600MW)の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、ダイバータ形状や磁場配位を生成する平衡コイルの配置を検討した。プラズマ平衡コードTOSCAを用い、平衡コイルをトロイダルコイルの外側に設置する条件で、先進ダイバータの代表例である「スーパーXダイバータ」及び「雪結晶型ダイバータ」を形成可能なコイル配置及び電流の検討を行った。その結果、平衡コイルをトロイダルコイルの外側においた場合でも、先進ダイバータ磁場配位が可能であることがわかり、その初期結果を報告する。前者の場合はダイバータ板の受熱面積は通常の約3倍に、磁力線長も30%増加可能であるが、ダイバータ配位を形成するコイルには大電流が必要になる。後者では、六重極ヌル点の制御の困難さ、主プラズマ形状への影響、一部の中心ソレノイドに非常に大きな電流が必要であることがわかった。

論文

Investigation of advanced divertor magnetic configuration for Demo tokamak reactor

朝倉 伸幸; 新谷 吉郎*; 飛田 健次; 星野 一生; 清水 勝宏; 宇藤 裕康; 染谷 洋二; 中村 誠; 大野 哲靖*; 小林 政弘*; et al.

Fusion Science and Technology, 63(1T), p.70 - 75, 2013/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:73.42(Nuclear Science & Technology)

近年、ダイバータの物理設計において、平衡コイルの配置と電流値の配分を工夫してダイバータ板への磁力線の連結長を増加する磁場形状の検討が注目され、「先進ダイバータ」と呼ばれている。非常に大きな熱流の低減が求められる原型炉のダイバータ設計への適応を考察するため、ダイバータ形状や磁場配位を生成する平衡コイル(PFC)の配置を検討した。プラズマ平衡コードTOSCAを改善し新たに2つのパラメータを導入することにより、PFCをトロイダルコイル(TFC)の外側に設置する条件で、先進ダイバータの代表例である「スーパーXダイバータ」を形成可能なコイル配置及び電流の検討を行った。その結果、PFCをTFCの外側においた場合でも、先進ダイバータ磁場配位が可能であることがわかり、その初期結果を報告する。ダイバータ板の受熱面積は通常の約2倍程度の増加であるが、磁力線長も40-70%増加可能である。一方、ダイバータ配位を形成するコイルには大電流が必要になる。「雪化粧型ダイバータ」の検討を行い、六重極ヌル点の制御の困難さ、主プラズマ形状への影響、一部の中心ソレノイドに非常に大きな電流が必要であることがわかった。

報告書

災害廃棄物広域処理にかかわる岡山県下住民のアンケート結果(速報)(共同研究)

田中 勝*; 五福 明夫*; 石坂 薫*; 佐藤 和彦; 長濱 洋次

JAEA-Research 2012-016, 23 Pages, 2012/07

JAEA-Research-2012-016.pdf:9.41MB

日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センター,岡山大学,鳥取環境大学及び廃棄物工学研究所は、ウラン鉱山の跡措置や産業廃棄物の処分の安全性にかかわる市民のリスク認知や関係者間の信頼醸成について研究を行っている。平成23年3月11日の東日本大震災で発生した岩手県及び宮城県の災害廃棄物の広域処理の安全性にかかわる市民の認知構造は、この研究の目的であるウラン鉱山の跡措置や産業廃棄物の処分の安全性にかかわる認知様式を理解するうえで重要であると考えられる。そこで、岡山県下の市民を対象に、災害廃棄物の安全性にかかわる意識を把握することを目的としてアンケート調査を行った。調査対象者は電話帳を用いて岡山市及び倉敷市それぞれ500人、合計1,000人を系統無作為抽出した。調査は、平成23年12月に郵便を用いた調査を行い、有効回答数は530であった。主な結果は、次の通り。(1)「岩手県,宮城県の災害廃棄物の処理・処分に他の自治体が協力するのは必要なことだと思う」93%、(2)「自分の住む自治体ががれきを引き受け、処理・処分に協力することに賛成する」87%、(3)「災害廃棄物を引き受ければ、放射性物質で自分の地域が汚染されるのではないかと心配」70%

論文

Experimental studies and empirical models for the transient self-leveling behavior in debris bed

Cheng, S.*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(10), p.1327 - 1336, 2011/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:86.19(Nuclear Science & Technology)

セルフレベリング挙動解明のため、粒子ベッドを通して窒素ガスを一定に浸透させる一連の実験を行った。この実験で、長方形タンク内の固体粒子と水により、それぞれ燃料デブリと冷却材を模擬した。得られたデータに基づき、セルフレベリング過程でのベッドの傾きの過渡変化を表す経験モデルが開発された。計算と実験結果による値は十分な一致をみせた。モデルの検証は実験パラメーター(物質サイズ、濃度、ガスの流量等)の影響の詳細な解析により確認された。そのモデル適用性について、モデルシミュレーションと既存の沸騰型の大規模実験システムでの実験結果とを比較し、拡張条件のも適用できることが考察された。

論文

Experimental investigation of bubbling in particle beds with high solid holdup

Cheng, S.*; 平原 大輔*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.

Experimental Thermal and Fluid Science, 35(2), p.405 - 415, 2011/02

 被引用回数:23 パーセンタイル:75.07(Thermodynamics)

水を液体として用い観察タンクの底から窒素を発生させバブルを作る実験が2次元(2D)3次元(3D)それぞれの状態で個別に行われた。粒子ベッド高さ(30mmから200mm),粒子直径(0.4mmから6mm)そして、粒子タイプ(アクリルビーズ,ガラス,アルミ,ジルコニウム)等で粒子ベッドに変化を持たせた。これらの実験でイメージ解析によって初めて3種類のバブル特性が観察され、さらに表面バブル頻度、2D, 3D状態の表面バブルサイズなどのバブル挙動の定量的な詳細分析で検証された。

論文

Experimental investigation on self-leveling behavior in debris bed

Cheng, S.*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 甲斐 貴之*; Zhang, B.*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; et al.

Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11

Studies on the self-leveling behavior of debris bed are crucial for the assessment of core-disruptive accident (CDA) in sodium-cooled fast reactors (SFR). In this study, to clarify the behavior, experiments were performed by injecting nitrogen gas uniformly to particle beds. By this way relatively larger gas velocity might be achieved easily. Current experiments were conducted in a rectangular tank, where solid particles and water simulate the fuel debris and coolant. Based on the experimental observations and data obtained, with the help of dimensional analysis technique an empirical model was developed to predict the relative change of inclination angle (${it R}$) during self-leveling process. The calculated values of ${it R}$ using proposed models and the experimental data were compared. Calculated values by the model agreed with the experimental values. The rationality of the proposed model was also confirmed by a detailed analysis of the effect of current experimental parameters.

論文

Experimental study of bubble behavior in a two-dimensional particle bed with high solid holdup

Cheng, S.*; 平原 大輔*; 田中 鷹平*; 権代 陽嗣*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 福田 研二*; 山野 秀将; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/05

気泡挙動について一連の実験を行い、デブリ層における三相流動を明らかにした。本件は冷却材沸騰状態での除熱能力における最重要ポイントである。本実験には2次元タンクを使用した。液相には水を用い、気泡の生成はタンク底部から窒素ガスを注入して行った。実験パラメータには多様性をもたせ、高さの異なる粒子層,さまざまな直径の粒子,異なるタイプの粒子,異なる流量の窒素ガスなどを用いた。デジタル画像解析の手法を用い、3種の気泡上昇挙動が本実験条件下で観測された。このことは、気泡離脱頻度や気泡離脱サイズなどの気泡上昇特性について詳細な定量分析によっても確認された。

論文

CGR behavior of low carbon stainless steel of hardened heat affected zone in PLR piping weld joints

安藤 昌視*; 仲田 清智*; 伊藤 幹朗*; 田中 徳彦*; 越石 正人*; 小畠 亮司*; 三輪 幸夫; 加治 芳行; 早川 正夫*

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 16 Pages, 2007/00

実機PLR配管を模擬した溶接継ぎ手から作製したSUS316NG鋼の試験片を用いて、BWR環境を模擬した水中で長期間の応力腐食割れ進展試験を行った。試験片は溶接部過程での熱収縮により硬化した熱影響部から作製し、そのような部位での傷の進展挙動を評価するための応力腐食割れ進展速度線図を得ることを目的とした。鍛造管材と引き抜き管材の溶接継ぎ部が、幾つかの溶接方法で作成した。得られた応力腐食割れ進展速度は、溶体化熱処理材から得られた進展速度よりも速くなった。硬化したSUS316NGのき裂進展速度は、材料や溶接方法によらず、硬さと関連性を持っていた。硬さが210から250Hvの範囲では、き裂進展速度は硬さの増加とともに大きくなった。低炭素ステンレス鋼の硬化した熱影響部で応力腐食割れ進展速度が加速される機構は、き裂先端のひずみ分布及びAFM画像に基づいて推定された。き裂先端での塑性ひずみ勾配と粒界に沿った局所的ひずみの相互作用が重要であると予想された。

報告書

将来炉及び燃料サイクルシステムに関する調査

大滝 清*; 田中 洋司*; 桂井 清道*; 青木 和夫*

JAERI-Review 2005-035, 79 Pages, 2005/09

JAERI-Review-2005-035.pdf:4.57MB

我が国の将来炉と燃料サイクルシステムの評価に必要な技術情報を収集するため、低減速軽水炉(RMWR)を含む将来炉とその燃料サイクルシステムについて、1998年度以来調査を行ってきた。調査の内容は、ナトリウム冷却FBRの代替炉と燃料サイクル,プルトニウムリサイクル,使用済燃料再処理と廃棄物処理の3つのカテゴリーに分けられる。本報告書はこれらの調査の概要をまとめたものである。

報告書

非定常熱伝達特性の流体温度ゆらぎ周波数依存性に関する研究 (先行基礎工学研究に関する共同研究報告書)

千田 衞*; 稲岡 恭二*; 吉村 信哉*; 村松 壽晴; 村上 諭*; 田中 正暁

JNC TY9400 2005-003, 66 Pages, 2004/12

JNC-TY9400-2005-003.pdf:7.85MB

サーマルストライピング現象において、構造物の熱疲労挙動を支配する低周波数の流体温度ゆらぎと非定常熱伝達特性の関連性について基礎的実験を行った.実験では平行平板間流路の上流側に角柱を挿入し,角柱後流に周期的に放出される大きなスケールの渦を発生させた.さらに、角柱上流側の流路入口で、温度の異なる流体を流入させることにより、角柱で発生する後流渦により角柱背後で低周波数・高振幅の温度ゆらぎを与えた.角柱のアスペクト比を変化させて後流渦の状態(渦のスケールおよび周波数)を変えることによって、発生する温度ゆらぎの周波数および振幅を変化させた.熱伝達率の時系列データ測定には,流路壁面に設置した薄膜熱流束センサーを使用した.実験条件はレイノルズ数Reが9000,角柱からの温度ゆらぎのストローハル数Stは0.159$$leqq$$St$$leqq$$0.209(流体温度ゆらぎ周波数fは1.80Hz$$leqq$$f$$leqq$$3.34Hz)とした.流体温度ゆらぎ場における局所平均ヌセルト数は温度ゆらぎのない場合とほぼ等しくなり,また本実験条件における周波数範囲では熱伝達率の流体温度ゆらぎ周波数への依存性は小さいことが分かった.また、実験条件を対象として数値解析を実施した.その結果,ヌセルト数変動のスペクトル分布および流体温度ゆらぎのスペクトル分布について解析結果と実験結果は良い一致を示した。

報告書

ゲル化顆粒燃料製造設備構成の調査

谷本 亮二*; 菊池 俊明*; 田中 宏和*; 網野 真樹*; 箭内 実*

JNC TJ9420 2004-001, 258 Pages, 2004/02

JNC-TJ9420-2004-001.pdf:10.19MB

湿式ゲル化法による振動充填燃料製造のうち、顆粒製造に係わる主要機器構図について概念調査検討を行った。検討対象は外部ゲル化法による炉心燃料製造に係わるゲル化転換装置(滴下、洗浄、乾燥装置等)、焙焼・還元炉、焼結炉、マテリアルハンドリング設備、試薬回収設備である。

論文

原子力の超長期的利用に向けて; 水冷却増殖炉「低減速スペクトル炉」の展望と課題

佐藤 治; 立松 研二; 田中 洋司*

原子力eye, 47(7), p.60 - 64, 2001/07

原子力の超長期的な利用を可能にするために、高速増殖炉の開発が進められてきたが、実用化の展望が不透明な情勢となっている。こうした中で、水冷却の増殖炉「低減速スペクトル炉」の開発が日本原子力研究所を中心に進められており、増殖炉の開発のバックアップとして、我が国の原子力開発戦略上重要な役割を果たす可能性が出てきた。そこで、我が国の発電炉・燃料サイクルの長期シナリオを幾つか描き、燃料サイクルシステムのシミュレーション分析を行うことによって、低減速スペクトル炉がウラン資源消費量の低減に果たす役割を検討した。また、低減速スペクトル炉の炉心特性(転換比とプルトニウム装荷量)がその導入効果に及ぼす影響についても検討した。さらに、発電コストの試算を行い、濃縮ウラン軽水炉や他のプルトニウム利用炉との比較を通じて、経済性向上の見地からの要件をまとめた。以上の検討を通じて、低減速スペクトル炉はウラン資源問題の解決に役立つ十分な可能性があるが、FBR代替技術となるためには転換比とプルトニウム装荷量に改善が必要であり、また経済性向上に向けて高燃焼度化等の燃料サイクル費の低減方策が重要であるなどの所見を得た。今後の開発を通じてこの検討で指摘した課題に応えることができれば、増殖炉の有力な選択肢となり得るものと考えられる。

報告書

プルトニウムリサイクルの経済性に関する分析

立松 研二; 田中 洋司*; 佐藤 治

JAERI-Research 2001-014, 25 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-014.pdf:2.23MB

耐用年均等化発電原価計算法を用いて代表的なプルトニウム利用炉の発電原価を計算し、プルトニウムリサイクル利用の経済性について分析を行った。その結果、想定した前提条件の下で、プルトニウム利用炉の発電原価は、現行の地層ウランを用いた濃縮ウラン軽水炉に比べて割高であり、経済性を向上させるために以下の改善が必要であるとの所見を得た。FBRに関しては、建設費の削減及び燃焼度100GW/t以上を達成すること、全MOX炉及び低減速スペクトル炉(RMWR)に関しては、高燃焼度化による燃料装荷量の削減を行うことである。特に、RMWRに関しては燃焼度70GW/tの炉心が実現できれば、現行の濃縮ウラン軽水炉に近い経済性が期待できる。

報告書

低減速スペクトル炉の導入効果に関する分析

立松 研二; 佐藤 治; 田中 洋司*

JAERI-Research 2000-025, 74 Pages, 2000/05

JAERI-Research-2000-025.pdf:2.4MB

我が国の長期原子力発電システムに低減速スペクトル炉を導入した場合の影響を、ウラン資源の有効利用の視点から評価した。分析においては、炉型の組み合わせと前提条件の異なる多数のケースを設定し、多様な条件下で低減速スペクトル炉の導入効果を検討するとともに、低減速スペクトル炉の炉心特性と天然ウラン消費量の関係を検討した。その結果、低減速スペクトル炉のプルトニウム所要量と転換比が天然ウラン消費量に大きな影響を与えること、原子力発電規模の伸びが小さい場合には控えめな性能の低減速スペクトル炉でも天然ウラン消費量を低い水準に抑制できるが、多様な将来条件の下で低減速スペクトル炉をFBRの本格的な代替技術として利用するためには、プルトニウム所要量と転換比の改善が必要であることなどが明らかになった。

報告書

遠隔配管工事システムに係るモックアップ試験 -成果報告書要約版-

田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*

PNC TJ8224 92-002, 33 Pages, 1992/03

PNC-TJ8224-92-002.pdf:1.03MB

再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修、交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が、再処理施設等の溶接に関する技術基準に於ける合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部、熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として試作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果についてその要約を報告するものである。

報告書

遠隔配管工事システムに係るモックアップ試験 -成果報告書-

田中 洋次*; 長沢 音彦*; 杉本 弘*; 竹下 博志*

PNC TJ8224 92-001, 108 Pages, 1992/03

PNC-TJ8224-92-001.pdf:3.3MB

再処理工場のプロセス機器類の保守作業における作業員の被ばくの低減化と作業性の向上および再処理工場のより一層の安定運転の確保に寄与することを目的として、遠隔操作による配管の補修,交換を行うシステムの開発を進めている。本モックアップ試験では、先に試作した基本作業ユニットの検査装置に関する評価試験を行い、検査装置の改良項目を抽出した。検査対象とする溶接配管として、管径25Aおよび50Aのステンレス配管を溶接接合し、ここに人工的な欠陥を設けるなどしたものを用いた。欠陥の大きさは、基本的に、再処理施設等の溶接の技術基準に準じた。また、試験の結果に基づき検査装置の改良案を立案した。これらの成果として次の事が得られた。(1)試作した検査装置が再処理施設等の溶接に関する技術基準における合否の判定を行うに充分な欠陥検出能および再現性を有している事を確認した。(2)配管の溶接に関する各部位(母材部,熱影響部、溶接部)について欠陥検出能および再現性を把握することができた。(3)遠隔配管工事システム開発の一環として製作した工具で溶接した試験片を用いて試験を行い、欠陥検出性の信頼性が高いことを確認した。(4)検査装置の改良についての案を作成することが出来た。この報告書は上記モックアップ試験内容および成果について報告するものである。

口頭

高Cr-ODSマルテンサイト鋼のクリープ強度とナノ/マクロ組織の評価

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 矢野 康英; 小山 真一; 田中 健哉; 大場 洋次郎*; 大沼 正人*

no journal, , 

高速炉の長寿命燃料被覆管の第一候補材料として、高温強度,耐照射性及び製造性に優れた9Cr-ODSマルテンサイト鋼の開発を進めている。9Cr-ODS鋼の優れた特性に加えて、優れた耐食性を付与する観点から、高Cr化を図った11Cr-ODSマルテンサイト鋼の開発及びその燃料被覆管としての適用性評価を進めている。本研究では11Cr-ODS鋼の組成や製造方法の最適化を図ることを目的として、試作試験とクリープ試験及びナノ/マクロ組織評価を行った。試作した11Cr-ODS鋼の単軸クリープ強度は9Cr-ODS鋼と同等以上であった。11Cr-ODS鋼で比較した場合、Ti添加量0.2wt%よりも0.3wt%の強度の方が高かった。酸化物分散粒子のサイズと数密度はTi添加量及び余剰酸素量に依存することがわかった。

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