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論文

Effect of $$B$$-site randomness on the antiferroelectric/relaxor nature of the ground state; Diffuse and inelastic X-ray scattering study of Pb(In$$_{1/2}$$Nb$$_{1/2}$$)O$$_3$$

大和田 謙二*; 塚田 慎也*; 福田 竜生; 筒井 智嗣*; Baron, A. Q. R.*; 水木 純一郎*; 大和 英弘*; 安田 直彦*; 寺内 暉*

Physical Review B, 98(5), p.054106_1 - 054106_10, 2018/08

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.98.054106
 被引用回数：3 パーセンタイル：15.56(Materials Science, Multidisciplinary)

The effect of $$B$$-site randomness on the antiferroelectric/relaxor nature of the ground state was investigated by studying diffuse and inelastic X-ray scattering from ordered and disordered Pb(In$$_{1/2}$$Nb$$_{1/2}$$)O$$_3$$ (O- and D-PIN) single crystals. The diffuse scattering measurement of O-PIN (antiferroelectric at $$T<T_N$$) shows the existence of ferroelectrically interactive local polarization above $$T_N$$. Inelastic X-ray scattering shows that the transverse-acoustic (TA) and transverse-optic (TO) modes are dominant at $$Tsim$$800 K, while the central peak (CP) and TA modes are coupled and majorly contribute to the critical behavior of the diffuse scattering at $$T_N$$. Upon these results, the $$B$$-site randomness is discussed in terms of suppressing the antiferroelectric instability and enhancing the polarization fluctuation.

論文

Negative correlation between electrical response and domain size in a Ti-composition-gradient Pb[(Mg$$_{1/3}$$Nb$$_{2/3}$$)$$_{1-x}$$Ti$$_{x}$$]O$$_{3}$$ crystal near the morphotropic phase boundary

清水 大輔*; 塚田 慎也*; 松浦 直人*; 坂本 潤哉*; 小島 誠治*; 並河 一道*; 水木 純一郎; 大和田 謙二

Physical Review B, 92(17), p.174121_1 - 174121_5, 2015/11

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.92.174121
 被引用回数：13 パーセンタイル：50.04(Materials Science, Multidisciplinary)

Ti組成が傾斜した単結晶試料Pb[(Mg$$_{1/3}$$Nb$$_{2/3}$$)$$_{1-x}$$Ti$$_{x}$$]O$$_{3}$$を用いてモルフォトロピック相境界(MPB)近傍の相図ならびに電気応答と結晶コヒーレンス長の相関を調べた。結晶は29mol%と34.7mol%付近に相境界がありそれらは単斜晶相MB-単斜晶相MC,単斜晶相MC-正方晶相境界と対応する。結晶コヒーレンス長のTi濃度依存性は電気応答と強い負の相関を示しており、これらはMPB近傍におけるドメインサイズ効果として説明可能である。

論文

Effect of $$gamma$$-ray irradiation on corrosion of low alloy steel in neutral water

山本 正弘; 中野 純一; 小松 篤史; 佐藤 智徳; 塚田 隆

Proceedings of 19th International Corrosion Congress (19th ICC) (CD-ROM), 6 Pages, 2014/11

福島第一原子力発電所事故対応において、圧力容器や格納容器の腐食が重要な課題である。現状不確定な要因としてこれらの金属の腐食に対する放射線の影響がある。そこで、$$gamma$$線照射下でのこれらの金属の腐食試験を実施した。また、試験後の酸素や過酸化水素量も測定した。試験結果より、放射線の影響で腐食量が増加すること、また腐食と酸素や過酸化水素の量が対応していることが明らかになった。さらに、電気化学的試験より、過酸化水素の拡散係数は酸素の0.75倍であり、酸素と過酸化水素量より腐食速度が予測可能であることが分かった。

論文

Effects of hydrazine addition and N$$_{2}$$ atmosphere on the corrosion of reactor vessel steels in diluted seawater under $$gamma$$-rays irradiation

中野 純一; 加治 芳行; 山本 正弘; 塚田 隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(7-8), p.977 - 986, 2014/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.890917
 被引用回数：4 パーセンタイル：30.92(Nuclear Science & Technology)

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の1、2および3号機では、海水が炉心に注入された。原子炉容器鋼の腐食が進行することが懸念されている。原子炉容器鋼耐久性を評価するために、50$$^{circ}$$Cでの希釈海水中で腐食試験を$$gamma$$線照射下で行った。10mg/Lおよび100mg/L N$$_{2}$$H$$_{4}$$を希釈海水中に添加した。N$$_{2}$$H$$_{4}$$無添加の希釈海水中において、0.2kGy/hで照射された鋼材の重量減少は非照射のそれと同等であり、4.4kGy/hで照射された鋼材の重量減少は非照射鋼材の約1.7倍まで増加した。N$$_{2}$$H$$_{4}$$を含む希釈海水中で照射された鋼材の重量減少はN$$_{2}$$H$$_{4}$$無添加の希釈海水中でのそれと同等であった。フラスコの気相をN$$_{2}$$で置換した場合、鋼材の重量減少、および希釈海水中のO$$_{2}$$およびH$$_{2}$$O$$_{2}$$濃度は減少した。

論文

$$gamma$$線照射下におけるヒドラジン添加希釈海水中での炭素鋼および低合金鋼の腐食

中野 純一; 山本 正弘; 塚田 隆

日本原子力学会和文論文誌, 13(1), p.1 - 6, 2014/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J13.015

東京電力福島第一原子力発電所(1F)の1, 2および3号機では、海水が炉心に注入された。炭素鋼と低合金鋼の腐食に及ぼす$$gamma$$線照射の影響を調べるために、50$$^{circ}$$Cでの希釈海水中で腐食試験を4.4kGy/hと0.2kGy/hの線量率の$$gamma$$線照射下で行った。加えて、ヒドラジン(N$$_{2}$$H$$_{4}$$)を希釈海水中に添加した。N$$_{2}$$H$$_{4}$$無添加の希釈海水中において、0.2kGy/hで照射された鋼材の重量減少は非照射のそれと同等であり、4.4kGy/hで照射された鋼材の重量減少は非照射鋼材のそれの約1.7倍まで増加した。N$$_{2}$$H$$_{4}$$を含む希釈海水中で照射された鋼材の重量減少はN$$_{2}$$H$$_{4}$$無添加の希釈海水中でのそれと同等であった。$$gamma$$線照射試験中、N$$_{2}$$をフラスコの気相に導入した場合、鋼材の重量減少は減少した。

論文

Effects of temperature on stress corrosion cracking behavior of stainless steel and outer oxide distribution in cracks due to exposure to high-temperature water containing hydrogen peroxide

中野 純一; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 山本 正弘; 塚田 隆; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 444(1-3), p.454 - 461, 2014/01

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.10.031
 被引用回数：3 パーセンタイル：23.92(Materials Science, Multidisciplinary)

沸騰水型原子炉(BWR)の運転温度よりも低い温度において、ステンレス鋼(SS)の応力腐食割れ(SCC)に及ぼす過酸化水素(H$$_{2}$$O$$_{2}$$)の影響を評価するため、H$$_{2}$$O$$_{2}$$を含む561$$sim$$423Kの高温水中でき裂進展試験を行った。小型コンパクト・テンション(CT)試験片を熱鋭敏化304SSから作製した。100ppbのH$$_{2}$$O$$_{2}$$を含む561Kの高温水中での試験では、CT試験片のサイドグルーブ近傍に粒界型SCC(IGSCC)の小さな領域が認められたにもかかわらず、423及び453KではCT試験片の中央部までIGSCC領域が拡大した。SCCに及ぼすH$$_{2}$$O$$_{2}$$の影響はBWR運転温度よりも低い温度で著しく現れた。き裂中の環境を評価するため、破面及び疲労予き裂上の外層酸化物分布をレーザーラマン分析により調べるとともに熱平衡計算を行った。

論文

Morphology of stress corrosion cracking due to exposure to high-temperature water containing hydrogen peroxide in stainless steel specimens with different crevice lengths

中野 純一; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 山本 正弘; 塚田 隆; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 441(1-3), p.348 - 356, 2013/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.05.073
 被引用回数：2 パーセンタイル：18.63(Materials Science, Multidisciplinary)

ステンレス鋼(SS)の応力腐食割れ(SCC)進展形態に及ぼすすきま構造と過酸化水素(H$$_{2}$$O$$_{2}$$)の関係を評価するため、H$$_{2}$$O$$_{2}$$を含む高温水中でき裂進展試験を行った。異なる疲労予き裂長さを有する小型コンパクト・テンション(CT)試験片を作製し、20$$sim$$300 ppb H$$_{2}$$O$$_{2}$$を561Kの高温水中へ注入した。粒界型SCC(IGSCC)がCT試験片のサイドグルーブ近傍にのみ観察された。予き裂の短縮により、IGSCCの領域はCT試験片の中央部まで拡大した。SSに及ぼすH$$_{2}$$O$$_{2}$$の影響は高レベルのH$$_{2}$$O$$_{2}$$に曝された表面近傍に強く現れた。H$$_{2}$$O$$_{2}$$の残存率の計算はき裂の両側から流れ込んだH$$_{2}$$O$$_{2}$$の影響がき裂開口部を通して流れ込んだそれらよりも明瞭であることを示した。

論文

Influence of microstructure on IASCC growth behavior of neutron irradiated type 304 austenitic stainless steels in simulated BWR condition

加治 芳行; 三輪 幸夫*; 柴田 晃; 中野 純一; 塚田 隆; 高倉 賢一*; 仲田 清智*

International Journal of Nuclear Energy Science and Engineering, 2(3), p.65 - 71, 2012/09

JMTRにおいて288$$^{circ}$$C、BWR模擬水質で照射したコンパクトテンション(CT)試験片を用いてき裂進展試験を実施した。腐食電位が高い条件で応力拡大係数が10から30MPam$$^{1/2}$$の範囲では、2dpaまでは中性子照射量が増加するにしたがって、き裂進展速度が増加するが、2から10dpaの範囲ではほぼ同じ値となる。ミクロ組織観察や析出物周辺の局所ひずみ測定などにより、き裂進展速度に及ぼすミクロ組織の影響を調べた。本論文では、き裂進展速度とミクロ組織,照射硬化,照射誘起偏析の関係について議論した。

論文

Effects of temperature on SCC propagation in high temperature water injected with hydrogen peroxide

中野 純一; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 加治 芳行; 山本 正弘; 塚田 隆

Proceedings of 2012 Nuclear Plant Chemistry Conference (NPC 2012) (CD-ROM), 9 Pages, 2012/09

過酸化水素(H$$_{2}$$O$$_{2}$$)を含む高温水中でのステンレス鋼の腐食挙動は、O$$_{2}$$のみを含むものと異なることが報告されている。H$$_{2}$$O$$_{2}$$の応力腐食割れ(SCC)に及ぼす影響を評価するため、H$$_{2}$$O$$_{2}$$を注入した高温水中でのSCC進展試験を行った。561K, 100ppb H$$_{2}$$O$$_{2}$$の環境では、粒界型SCC(IGSCC)が、CT試験片のサイドグルーブ近傍の領域に狭い範囲で認められた。しかしながら、453K, 100ppb H$$_{2}$$O$$_{2}$$の環境では、一様にSCCが進展し、CT試験片の板厚全体にIGSCCを示した。H$$_{2}$$O$$_{2}$$の熱分解が減少したため、SCC進展挙動に及ぼすH$$_{2}$$O$$_{2}$$の影響が低温でより強く示された。さらに、き裂内の環境状態を推定するため、CT試験片のき裂に形成した酸化皮膜の外層酸化物を調べ、熱力学平衡計算を行った。

報告書

軽水炉の応力腐食割れ(SCC)事象とその評価手法; 炉内構造物・配管の高経年化事象予測に向けたSCC評価手法技術資料集(受託研究)

山本 正弘; 加藤 千明; 佐藤 智徳; 中野 純一; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 加治 芳行; 辻川 茂男*; 服部 成雄*; 吉井 紹泰*; et al.

JAEA-Review 2012-007, 404 Pages, 2012/03

JAEA-Review-2012-007.pdf:36.72MB

我が国の軽水炉は運転開始から20年以上経過したものが多くを占め、経年劣化に対応した技術を確立して安全に運転していくことが望まれている。特にSCCについては、これまでに幾つかのトラブル事象が報告されており、対応技術やメカニズムに関する数多くの研究例がある。今回、それらをできるだけ広く集めて整理し、体系的にレビューした。具体的には、軽水炉に発生したSCC事例とその評価の現状、SCC発生・進展因子に関する評価法の研究と知見の現状、SCC・腐食環境のモニタリング技術の現状等について調査を行った。調査した結果は、炉型(BWR, PWR),材料(ステンレス鋼,Ni基合金)及びSCC評価法(ラボと実機)について、横断的かつ総合的に検討を行い、それらの共通点,相違点を理解しやすい図表として整理し、相対的な比較を行いやすいようにまとめた。これらの整理した結果を元に、今後検討すべき課題を抽出し、また実機において留意していくべき事象に関してまとめた。ラボ試験における加速条件の評価においては、最新の解析技術を駆使したミクロな解析と統計的な手法を含めた計算機的な予測やモデル化技術が今後重要になることを示した。また、実機の状況を運転中に把握し、SCCが顕在化する以前の兆候をモニタリングする手法の重要性を示し、今後実用化を含めた検討が必要であることを示した。

論文

Development of remote welding techniques for in-pile IASCC capsules and evaluation of material integrity on capsules for long irradiation period

柴田 晃; 中野 純一; 近江 正男; 川又 一夫; 中川 哲也; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 422(1-3), p.14 - 19, 2012/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.11.057
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

炉内照射試験により腐食誘起応力腐食割れ(IASCC)挙動の再現を行うためには、IASCCしきい値以上に試験片を照射しなければならない。このとき、照射済み試験片をベース照射キャプセルから炉内試験キャプセルに装荷する必要がある。これを行うため、遠隔操作型溶接機が開発された。また、キャプセルの長期照射におけるキャプセル構造材の健全性を確認するため、空気中における引張試験と、水中における低速ひずみ試験(SSRT)が行われた。この試験における試験片は、1.0-3.9$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$に照射されたキャプセル外筒管及び0.03-1.0$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$に照射されたバスケットの構造材から製作された。キャプセル外筒管温度である423Kにおいて15%以上の伸びが確認され、また、SSRTからIGSCC破面が確認されなかったことからキャプセル外筒管の健全性が確認された。

論文

SCC susceptibility of cold-worked stainless steel with minor element additions

中野 純一; 根本 義之; 塚田 隆; 内一 哲哉*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.883 - 886, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2010.12.151
 被引用回数：2 パーセンタイル：18.29(Materials Science, Multidisciplinary)

加工硬化層を有する低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性を調べるため、高純度304ステンレス鋼を溶製し、微量元素、Si, S, P, CあるいはTiを添加した。加工硬化層をステンレス鋼表面に切削加工により導入した。試験片を42%MgCl$$_{2}$$の沸騰溶液に20時間浸漬し、発生したき裂の数と長さを調べた。すべての試験片中、Pを含む試験片のSCC感受性が最も高く、Cを含む試験片の感受性が最も低かった。磁気力顕微鏡により、マルテンサイト相と見られる磁性相を表面近傍に検出した。マルテンサイト相の耐食性はオーステナイト相のそれよりも低いことから、微量元素の添加は、変態したマルテンサイト量、すなわちオーステナイト安定性を通してSCC感受性に影響を及ぼしているのだろう。

論文

Effects of hydrogen peroxide on SCC behavior of type 304 stainless steel under simulated water radiolysis environment

中野 純一; 佐藤 智徳; 加藤 千明; 山本 正弘; 塚田 隆

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10

ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)挙動へ及ぼす過酸化水素(H$$_{2}$$O$$_{2}$$)の影響を評価するために、H$$_{2}$$O$$_{2}$$を注入した高温水中でのき裂進展試験及びその場電気化学的インピーダンス測定(EIS)を行った。561K, 100ppb H$$_{2}$$O$$_{2}$$中で試験したコンパクトテンション(CT)試験片の破面上では、粒界型SCC(IGSCC)がCT試験片のサイドグルーブ近傍にのみ観察された。H$$_{2}$$O$$_{2}$$の残存量を増やすため、CT試験片からシェブロンノッチ部を除去した。その結果、CT試験片の中央部までIGSCCが拡大した。ステンレス鋼の隙間付腐食試験片に対して行ったEISから得られた電荷移動抵抗を用いて、隙間内側のH$$_{2}$$O$$_{2}$$の残存率を微分方程式の計算コードにより計算した。シェブロンノッチ無のCT試験片でのH$$_{2}$$O$$_{2}$$の残存率がシェブロンノッチ有のそれよりも高いという計算結果を得た。

論文

Stress corrosion cracking behavior of type 304 stainless steel irradiated under different neutron dose rates at JMTR

加治 芳行; 近藤 啓悦; 青柳 吉輝; 加藤 佳明; 田口 剛俊; 高田 文樹; 中野 純一; 宇賀地 弘和; 塚田 隆; 高倉 賢一*; et al.

Proceedings of 15th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (CD-ROM), p.1203 - 1216, 2011/08

引張特性と照射誘起応力腐食割れ進展挙動に及ぼす中性子照射速度の影響について検討するために、304ステンレス鋼を用いたき裂進展(CGR)試験,引張試験,微細組織観察を実施した。試験片は、JMTRにおいて沸騰水型原子炉模擬高温水中で2つの照射速度で約1dpaまで照射した。照射硬化は照射速度に伴い増加するが、CGRに及ぼす影響は小さい。降伏応力の増加はフランクループの数密度の増加に起因する。粒界における照射誘起片析挙動に及ぼす照射速度の効果は小さい。さらに、結晶塑性シミュレーションにおけるき裂先端近傍の局所塑性変形挙動に及ぼす照射速度効果も小さいことがわかった。

論文

The Electrochemical impedance spectroscopy of stainless steel exposed to high temperature water containing hydrogen peroxide

佐藤 智徳; 野田 和彦*; 加藤 千明; 山本 正弘; 中野 純一; 塚田 隆

Proceedings of Symposium on Water Chemistry and Corrosion in Nuclear Power Plants in Asia 2009 (CD-ROM), p.232 - 237, 2009/10

過酸化水素を含む高温水中でのステンレス鋼の表面における腐食挙動及び形成される酸化皮膜の電気化学的特性を評価するため、高温水中での皮膜形成時における電気化学インピーダンスの変化を測定した。その結果、皮膜抵抗は大きな変化は示さなかったが、電荷移動抵抗は浸漬直後に減少し、その後増加してある一定値となった。これは、過酸化水素注入直後には、皮膜と母材の界面における腐食反応が過酸化水素により加速されるが、その後、皮膜の成長と安定化により皮膜と母材との界面における腐食反応は抑制され、30時間程度で皮膜と母材界面における腐食反応は一定となったためであると推測された。また、316Lステンレス鋼の過酸化水素への耐食性は304Lステンレス鋼より高いことが示唆された。

論文

Influence of microstructure on IASCC growth behavior of neutron irradiated type 304 austenitic stainless steels in simulated BWR condition

加治 芳行; 三輪 幸夫; 柴田 晃; 中野 純一; 塚田 隆; 高倉 賢一*; 仲田 清智*

Proceedings of 14th International Conference on Environmental degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), p.1181 - 1191, 2009/08

中性子照射した304ステンレス鋼のき裂進展試験をBWR条件で実施した結果を304L及び316Lステンレス鋼の結果と比較し、以下の結果を得た。(1)き裂進展速度は中性子照射量の増加とともに増加し、1.4dpa以上でKのべき乗則に従っていた。4.3dpa以上では304ステンレス鋼と304L及び316Lの低炭素ステンレス鋼ではK依存性の傾向が異なっていた。(2)304ステンレス鋼のき裂進展速度は、同じ照射量で低炭素ステンレス鋼よりも若干小さく、4dpa以上でも増加傾向を示し、9dpaでは1.0$$times$$10$$^{-9}$$m/sとなっていた。(3)均一伸びの照射量依存性が304及び304Lステンレス鋼と316Lステンレス鋼とで異なっていた。すなわち、チャンネル変形のような局所変形が優位になる照射量が316Lステンレス鋼の方が高い。(4)欠陥集合体の平均径において304ステンレス鋼が低炭素ステンレス鋼より若干大きい傾向があり、0.2%耐力の傾向と対応している。

論文

Examination of relation between IASCC susceptibility and magnetic property

高屋 茂; 永江 勇二; 吉武 庸光; 根本 義之; 中野 純一; 上野 文義; 青砥 紀身; 塚田 隆

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 1(1), p.44 - 51, 2009/05

中性子照射されたモデル合金についてSSRT試験により評価されたIASCC感受性と磁束密度を比較した結果、SCCへの中性子照射の影響が確認される場合については、両者の間に、照射量や化学組成によらない関係が認められた。さらに、非照射模擬劣化材について磁束密度の測定を行い、磁束密度が増加するためには、化学組成の変化だけでなく、欠陥の導入も必要であることを示した。これらの結果は、磁束密度測定によるIASCC感受性の非破壊評価の可能性を示している。

報告書

中性子照射下高温水中応力腐食割れ試験用き裂進展・発生試験ユニットの技術検討,1(受託研究)

出雲 寛互; 知見 康弘; 石田 卓也; 川又 一夫; 井上 修一; 井手 広史; 斎藤 隆; 伊勢 英夫; 三輪 幸夫; 宇賀地 弘和; et al.

JAEA-Technology 2009-011, 31 Pages, 2009/04

JAEA-Technology-2009-011.pdf:4.38MB

軽水炉の炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に対する健全性評価においては、照射後試験(PIE)によるデータの拡充が進められている。しかし、実際の炉内でのIASCCは材料と高温高圧水が同時に照射の影響を受ける現象であるため、照射下試験データとの比較によりPIEで取得されたデータの妥当性を確認する必要がある。照射下き裂進展試験において、低照射量領域の中性子照射の影響を適切に評価するためには、破壊力学的な有効性の観点から、従来より大型の試験片に対応できるき裂進展試験ユニットの開発が必要となる。そこで技術検討を行った結果、従来の単軸方式からテコ式に変更することによって、目標荷重を負荷できる見通しが得られた。また、き裂発生試験ユニットに関しては、リニア可変差動トランス(LVDT)を採用するユニット構造を検討し、今後さらに技術検討を進めるべき項目を抽出した。

論文

In-situ SCC observation of thermally-sensitized and cold-worked type 304 stainless steel irradiated to a neutron fluence of 1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$

中野 純一; 根本 義之; 三輪 幸夫; 宇佐美 浩二; 塚田 隆; 秀 耕一郎*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.281 - 285, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.114
 被引用回数：4 パーセンタイル：30.49(Materials Science, Multidisciplinary)

照射誘起応力腐食割れにおけるき裂発生及び進展過程を酸素添加した561Kの高温水中での低ひずみ速度試験により調べた。同時に試験片表面のその場観察を行った。304ステンレス鋼の試験片に固溶体化,熱鋭敏化及び冷間加工を施し、材料試験炉(JMTR)の323Kの炉水中で1.0$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで照射した。照射量1.0$$times$$10$$^{26}$$n/m$$^{2}$$の冷間加工材では最大応力到達直後に割れの発生が見られたが、照射量1.0$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$の冷間加工材では最大応力に到達する前に割れの発生が観察された。破面観察では、熱鋭敏化材ではほぼ全面で粒界型応力腐食割れを示し、固溶体化材及び冷間加工材では粒内型応力腐食割れと延性を示すディンプルの混在する破面が認められた。

論文

Observation of high-$$j$$ quasiparticle states in $$^{249}$$Cm by in-beam $$gamma$$-ray spectroscopy using heavy-ion transfer reactions

石井 哲朗; 牧井 宏之*; 浅井 雅人; 塚田 和明; 豊嶋 厚史; 松田 誠; 牧嶋 章泰*; 重松 宗一郎*; 金子 順一*; 静間 俊行; et al.

Physical Review C, 78(5), p.054309_1 - 054309_11, 2008/11

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.78.054309
 被引用回数：14 パーセンタイル：64.91(Physics, Nuclear)

We have measured deexcitation $$gamma$$ rays in $$^{249}$$Cm populated by one-neutron stripping reactions with a $$^{248}$$Cm target and a 162 MeV $$^{16}$$O, a 162 MeV $$^{18}$$O, and a 120 MeV $$^{13}$$C beams. $$gamma$$ rays in $$^{249}$$Cm were identified by measuring kinetic energies of outgoing particles using Si $$Delta E$$-$$E$$ detectors. It was demonstrated that high-$$j$$ orbitals were selectively populated in the ($$^{16}$$O,$$^{15}$$O) reaction having a large negative $$Q$$ value. We have observed eight quasi-particle states above the deformed shell gap of $$N=152$$. The 1/2$$^{+}$$[620], 1/2$$^{-}$$[750], and 7/2$$^{+}$$[613] bands were extended up to 19/2$$^{+}$$, 19/2$$^{-}$$, and 13/2$$^{+}$$ states, respectively. We have established the 9/2 9/2$$^{+}$$[615] state at 526 keV, the 9/2 9/2$$^{+}$$[604] state with a short life of $$T_{1/2}ll 2$$ ps at 1030 keV, and the 11/2 11/2$$^{-}$$[725] state with $$T_{1/2}=19(1)$$ ns at 375 keV. Furthermore, the 17/2 1/2$$^{+}$$[880] state, having a large component of the $$k_{17/2}$$ spherical single-particle state, has been identified at 1505 keV. We discuss the properties of those quasi-particle states in the framework of a deformed shell model.

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