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論文

Thermal-stress analysis of IFMIF target back-wall made of reduced-activation ferritic steel and austenitic stainless steel

井田瑞穂; 千田輝夫; 古谷一幸*; 若井栄一; 中村博雄; 杉本昌義

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.987 - 990, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.272

被引用回数：6 パーセンタイル：41.05(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIF加速器運転中の核発熱による熱応力及び変形が許容できるターゲット背面壁の構造及び材料を明らかにするため、ABAQUSコード及び中性子,2次線核発熱データを用いて熱応力解析を実施した。背面壁材料としては、316L鋼のみの場合、周辺部が316L鋼で中心部がF82H鋼の場合について評価した。厚さ2-8mmの応力緩和部の効果についても評価した。加速器ビーム条件としては10-100%負荷を選択した。結果として、後者の材料の背面壁(316L鋼,F82H鋼)では、応力緩和部厚さが5mm以上であれば、熱応力は許容値(316L鋼:328MPa,F82H鋼:455MPa)以下であった。一方、316L鋼のみの背面壁では許容値を満たさなかった。異材(316L-F82H)溶接試験片に対する予備的な引張試験では、316L鋼母材部で破断したので、本異材溶接はIFMIF背面壁用として有望である。

論文

Crystal structure of advanced lithium titanate with lithium oxide additives

星野毅; 佐々木一哉*; 土谷邦彦; 林君夫; 鈴木晶大*; 橋本拓也*; 寺井隆幸*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1098 - 1101, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.289

水素により還元されにくく、Liの核的燃焼に対する耐久性,トリチウム増殖比が向上した先進トリチウム増殖材の開発を目指し、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ よりLi添加量の大きい(Li $_{2}$ O/TiO $_{2}$ 比が1.0より大きい)チタン酸リチウムの合成法の探索を行った。リチウムエトキシド(LiO-C $_{2}$ H $_{5}$ )又はリチウムプロポキシド(LiO-i-C $_{3}$ H $_{7}$ )とテトラチタンプロポキシド(Ti(O-i-C $_{3}$ H $_{7}$ ) $_{4}$ )をLi $_{2}$ O/TiO $_{2}$ 比が2.0になるようにアルコール溶媒にて混合した後、加水分解を行い、得られたゲルを5%H $_{2}$ -He雰囲気中にて、800 $^{circ}$ C・6時間の条件にて焼成を行ったところ、水素により還元されず、Liの核的燃焼に対する耐久性が高いと考えられる試料の合成に成功したことを、熱天秤等を利用した材料特性評価により確認した。

論文

Impact of ceramic coating deposition on the tritium permeation in the Japanese ITER-TBM

中道勝; 中村博文; 林君夫; 高木郁二*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.692 - 695, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.282

被引用回数：10 パーセンタイル：56.67(Materials Science, Multidisciplinary)

国際熱核融合実験炉(ITER)の日本のテストブランケットモジュール(TBM)開発においては、トリチウム透過バリアとしての皮膜技術開発が必要であり、原子力機構では、このために化学緻密化法によるセラミックスの成膜技術を開発した。本皮膜は、ガラス化材を添加することにより皮膜内の貫通欠陥である開気孔を減少することに成功したものである。また、炉外における特性試験の結果から、皮膜中の重水素の拡散係数は非常に小さいことが明らかになった。これら皮膜の成膜技術開発から特性評価、そして、日本設計のTBMにおけるトリチウムの透過挙動評価の結果について報告する。本成膜技術は、ITER-TBMのみならず、核融合原型炉の発電ブランケットにおけるトリチウム透過低減対策への適用も可能である。

論文

Recent findings on blistering and deuterium retention in tungsten exposed to high-fluence deuterium plasma

洲亘; 河裾厚男; 山西敏彦

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.356 - 359, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.129

被引用回数：44 パーセンタイル：93.19(Materials Science, Multidisciplinary)

高フルエンス重水素プラズマ照射によるタングステンでのブリスタリング挙動と滞留挙動の解明が炉心プラズマへの不純物制御やトリチウム滞留量の制御にとって重要である。本研究では、高フラックス・低エネルギーの重水素プラズマ照射によるタングステンのブリスタリングと重水素滞留を調べ、新しい知見を得た。まず、ドーム高さと外径との比率が従来報告値の一桁以上であるという高ドームブリスタが観測された。また、その内部が空洞ではないブリスタも発見された。次に陽電子消滅測定で重水素プラズマ照射による原子空孔濃度の増加が見られた。さらにブリスタリング挙動と滞留挙動は、顕著な温度依存性,マイクロ組織依存性,フルエンス依存性などを示している。これは、ブリスタリングと水素滞留を制御・抑制できることを示唆するものである。

論文

Effect of two-steps heat treatments on irradiation hardening in F82H irradiated at 573 K

安堂正己; 谷川博康; 若井栄一; Stoller, R. E.*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.315 - 318, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.123

被引用回数：18 パーセンタイル：74.76(Materials Science, Multidisciplinary)

573K付近の照射で生じる低放射化フェライト鋼の照射硬化挙動を明らかにするために、熱処理条件を変化させたF82H鋼を準備し、中性子照射・イオン照射によって生じた照射硬化についての比較を行った。その結果、573Kで照射されたF82H鋼ではすべての材料について照射硬化を生じたが、焼き戻し温度が高めの条件のF82H鋼では、照射前後の硬さ値が最も低い結果となった。中性子照射材の引張試験の結果では、同様に降伏応力が最も低くなるのに加えて、硬化量(YS)も低減する傾向にあることがわかった。これらの結果から、熱処理条件によって照射硬化量が低減できる可能性があることが明らかとなった。

論文

Compatibility between Be-V alloy and F82H steel

土谷邦彦; 滑川要二; 石田卓也

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1056 - 1059, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.273

被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ベリリウム金属間化合物を含んだベリリウム系合金(Be-Ti, Be-Vなど)は、高温で高い化学的安定性を有しており、核融合原型炉の先進中性子増倍材として期待されている。そこで、Be-V合金と構造材料であるF82Hとの両立性試験を行い、その両立性及び反応素過程について調べた。Be-V合金としては、Be $_{12}$ V相とBe相が共存するBe-7at%Vを用いた。X線回折の結果、F82Hの反応層の表面には、Be $_{2}$ Feが観察された。また、800 $^{circ}$ Cで100時間の加熱条件では、F82Hの反応層の厚さは約10mであり、Beの場合と比較して約1/5であった。以上の結果より、Be-V合金がF82Hと良好な両立性を有することを明らかにした。

論文

Preliminary test for reprocessing technology development of tritium breeders

星野毅; 土谷邦彦; 林君夫; 中村和*; 照沼仁*; 蓼沼克嘉*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1107 - 1110, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.297

被引用回数：9 パーセンタイル：53.3(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケットで用いた使用済みのトリチウム増殖材用リチウムセラミックス微小球からリチウム資源を回収・再利用する技術を開発することは、希少資源としての $^{6}$ Liの有効利用の観点から重要なことである。本研究では、各種Liセラミックス(Li $_{2}$ TiO $_{3}$ , CaO添加Li $_{2}$ TiO $_{3}$ , Li $_{4}$ SiO $_{4}$ 及びLi $_{2}$ O)の溶解特性及びキレート剤担持吸着剤を用いた不純物除去特性を調べた。Liセラミックスを過酸化水素水又は硝酸を溶媒として超音波溶解し、その溶液を吸着剤に浸した結果、ほとんどのリチウムが溶液中に存在し、かつ溶液中の $^{60}$ Coは97%以上の除去ができることがわかった。本試験により、使用済LiセラミックスからLiを回収する一連のプロセスの開発に見通しを得た。

論文

Design and trial fabrication of a dismantling apparatus for irradiation capsules of solid tritium breeder materials

林君夫; 中川哲也; 小野瀬庄二; 石田卓也; 中道勝; 高津英幸; 中村和*; 野口恒行*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1083 - 1086, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.290

被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERに装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)の解体・照射後試験プロセスを確立するため、トリチウムを含有する照射済みキャプセルの解体・処理技術の確立に向けて、設計及び試作試験を行った。検討の対象としたキャプセルは、JMTRでのスイープ照射試験に用いたものであり、外径約65mmの外筒内にある試料容器中に、Li $_{2}$ TiO $_{3}$ 試料が装荷されている。照射済みキャプセルは帯のこぎりで切断され、その際放出されるトリチウムは、酸化装置を有するパージガス系によって安全に回収され、固化処理により放射性廃棄物となる。本解体装置は、収納容器(インナーボックス)に収められる構造となっており、このような構造とすることにより、ホットセルの大幅な改造を行うことなくトリチウムの安全な閉じ込めを実現できる技術的見通しを得た。非照射の模擬キャプセルを用いた試作試験において、本解体装置の切断性能が良好であることが実証された。本解体装置の設計及び試作試験の経験は、今後のTBM設計や解体プロセス検討に役立つものである。

論文

Torus configuration and materials selection on a fusion DEMO reactor, SlimCS

飛田健次; 西尾敏; 谷川博康; 榎枝幹男; 礒野高明; 中村博文; 鶴大悟; 鈴木哲; 林孝夫; 土谷邦彦; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.888 - 892, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.197

被引用回数：25 パーセンタイル：83.26(Materials Science, Multidisciplinary)

SlimCSは、20202030年代に見通しうる技術を想定して設計された小型の核融合原型炉概念である。高ベータ領域での運転を可能にするため、交換ブランケットと固定ブランケットの間にセクター規模の寸法を持つ導体シェルを挟み込む点が炉構造上の特徴である。ブランケット構造材料は低放射化フェライト鋼、冷却材はPWR条件の加圧水を第一案とした。ITER-TBMの日本案との連続性を考慮し、増殖材はLi $_{2}$ TiO $_{3}$ 、増倍材はBe $_{12}$ Ti又はBeとした。超伝導コイルは急速急冷法によるNb $_{3}$ Alとし、最大磁場16テスラを超える設計とした。これらの機器のほか、導体シェル,ダイバータについてその構造と材料について報告する。

論文

Recent advances and issues in development of silicon carbide composites for fusion applications

野澤貴史; 檜木達也*; 長谷川晃*; 香山晃*; 加藤雄大*; Snead, L. L.*; Henager, C. H. Jr.*; Hegeman, J. B. J.*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.622 - 627, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.305

被引用回数：115 パーセンタイル：99.19(Materials Science, Multidisciplinary)

先進SiC/SiC複合材料は核融合炉材料としてこれまで開発が進められている。近年において耐照射特性に優れる複合材料の開発に成功し、今もなおさらなる材料特性の改善を目指した研究が継続して行われている。一通りの複合材料の設計と基本用件の実証が終了し、SiC/SiC複合材料の開発は徐々に実用化を見据えた材料特性データベースの整備に移行している。主要な評価項目として、(1)照射下クリープやヘリウム/水素同時照射効果を含む重照射効果,(2)腐食・浸食挙動,(3)ヘリウムや水素以外の核変換物質の影響,(4)接合部特性などが挙げられる。また、SiC/SiC複合材料のFCI応用においては照射下の電気伝導率の変化が重要な課題である。本論文はSiC/SiC複合材料研究の最近の進捗状況を総括するとともに、材料データベース構築のために必要となる評価技術の標準化に関する国際協力の進展を解説する。

論文

Fusion materials development program in the Broader Approach activities

西谷健夫; 谷川博康; 實川資朗; 野澤貴史; 林君夫; 山西敏彦; 土谷邦彦; Mslang, A.*; Baluc, N.*; Pizzuto, A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.405 - 410, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.146

被引用回数：31 パーセンタイル：87.96(Materials Science, Multidisciplinary)

原型炉の開発においては、増殖ブランケット技術の確立が最も重要な工学課題である。増殖ブランケット技術の開発では、高い中性子フルエンス,高温,高磁場等の厳しい環境で健全性を有する構造材及びトリチウム増殖材・中性子増倍材等の機能材料の開発が急務となっている。日欧間で進められている幅広いアプローチ活動(BA)の一つである原型炉工学R&D活動では、日欧双方が重要かつ不可欠と考える基盤的なR&Dとして、低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材及びトリチウム技術の開発を行う予定である。本論文では、BAにおける低放射化フェライト鋼,SiC/SiC複合材,先進中性子増倍材,先進トリチウム増殖材の開発計画についてその概要を述べる。

論文

Effect of high dose/high temperature irradiation on the microstructure of heat resistant 11Cr ferritic/martensitic steels

山下真一郎; 矢野康英; 舘義昭; 赤坂尚昭

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.135 - 139, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.082

被引用回数：13 パーセンタイル：64.74(Materials Science, Multidisciplinary)

FFTF及び常陽を用いて11Cr系耐熱フェライト/マルテンサイト鋼を400670 $^{circ}$ Cの温度範囲で約100dpaまで照射した。一部の材料は組織変化挙動に及ぼす熱的効果を明らかにするために、原子炉照射相当の長時間熱時効試験も行った。照射前の組織は、ラスマルテンサイト組織(ラス組織),転位,炭化物で構成されており、旧オーステナイト粒界のほとんどは部分的に炭化物で被覆されていた。照射後組織観察の結果から、照射により誘起される組織が照射温度に応じて次の3つに分類されることが示された。(1)照射温度が400450 $^{circ}$ Cの低温域の場合、フェライト相内に直径30nm以下の微細な転位ループやキャビティが形成するが、ボイドスエリング量としては0.05%に留まる程度であった。(2)温度が500600 $^{circ}$ Cの中温域で照射されると炭化物の析出が支配的な組織変化となり、M $_{23}$ C $_{6}$ やM $_{6}$ Cが旧オーステナイト粒界を広範囲に被覆することで、粒界強化やラス組織回復の遅滞化に寄与していることが明らかとなった。(3)照射温度が650 $^{circ}$ Cを超える高温になった場合、ラス組織の完全回復,炭化物の著しい粗大化に加え、再結晶粒の形成,成長が同時に生じてしまうことが明らかとなった。この組織変化は、650 $^{circ}$ C以上では不可避な組織変化と考えられ、機械的特性の著しい劣化と密接な関係があると推察される。

論文

Effect of 14-MeV neutrons on strontium-aluminate-based long-lasting phosphor

藤健太郎; 四竈樹男*; 且井宏和*; 永田晋二*; 土屋文*; 山内通則*; 西谷健夫

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.1027 - 1029, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.205

被引用回数：4 パーセンタイル：30.49(Materials Science, Multidisciplinary)

長残光性蛍光体(蓄光体)は強い蛍光を示すだけでなく、長寿命の残光成分を有する蛍光体である。ここでは14MeV中性子照射下における2種類のアルミン酸ストロンチウム系蓄光体(SrAl $_{2}$ O $_{4}$ :Eu $^{2+}$ ,Dy $^{3+}$ ,Sr $_{4}$ Al $_{14}$ O $_{25}$ :Eu $^{2+}$ ,Dy $^{3+}$ )の蛍光・蓄光特性に関する報告を行う。どちらの試料のおいてもEu及びDyに起因する発光が確認できた。Euに起因する発光は長残光特性を有しているが、Dyに起因する発光は即発成分のみ有することがわかった。また、Sr $_{4}$ Al $_{14}$ O $_{25}$ :Eu $^{2+}$ ,Dy $^{3+}$ ,Dy3+の発光は10 $^{19}$ n/m $^{2}$ の中性子照射後も発光強度がほとんど劣化しないということがわかった。中性子後の残光を測定した結果、中性子照射により残光特性が変化し、最も残光時間が長くなる中性子照射量が存在することがわかった。高速中性子と物質との相互作用は主として核的作用であることから、残光特性に大きく寄与するDyの配位に変化が生じたと考えられる。

論文

Advanced neutron shielding material using zirconium borohydride and zirconium hydride

林孝夫; 飛田健次; 中森裕子*; 折茂慎一*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.119 - 121, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.073

被引用回数：80 パーセンタイル：98.17(Materials Science, Multidisciplinary)

先進遮蔽材料として水素化ホウ化ジルコニウム(Zr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ )及び水素化ジルコニウム(ZrH $_{2}$ )の性能を評価するために中性子遮蔽計算を実施した。優れた遮蔽材料は外部の構造材の深刻な放射化を防止するために必要とされている。Zr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ の水素密度はZrH $_{2}$ よりわずかに多いにもかかわらず、遮蔽性能はZrH $_{2}$ より低い。これは中性子の効率的な遮蔽には、水素原子と同様に原子番号が大きな原子が必要であることを示しており、さらにZr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ と鋼の組合せにより中性子遮蔽性能が向上することがわかった。(Zr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ とF82Hの組合せ)及び(ZrH $_{2}$ とF82Hの組合せ)は、(水とF82Hの組合せ)より遮蔽材の厚さをそれぞれ6.5%, 19%減らすことが可能であることがわかった。他の材料と比較してZr(BH $_{4}$ ) $_{4}$ を遮蔽材に用いた場合、ホウ素の効果により100eV以下の中性子束が大幅に減少する。これにより核融合炉からの放射性廃棄物の減少に寄与することが可能である。

論文

Effects of aluminum on high-temperature strength of 9Cr-ODS steel

大塚智史; 皆藤威二; 井上賢紀; 浅山泰; Kim, S.-W.; 鵜飼重治*; 成田健*; 酒瀬川英雄*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.479 - 482, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.147

被引用回数：19 パーセンタイル：76.21(Materials Science, Multidisciplinary)

9Cr-ODS鋼の高温強度と微細組織に及ぼす微量Al混入の影響について検討した。Al濃度が0.1wt%未満の低い濃度範囲でも、Alの増量とともに973K及び1073Kでの引張強さ及び0.2%耐力はともに低下する傾向が見られた。微細組織観察結果から、この強度低下は、酸化物粒子が微細分散した強化相であるフェライト相の体積分率低下によるものであることが判明した。Alはフェライト生成元素であるが、9Cr-ODS鋼では微量のAl混入により逆にフェライト量が低下する。この特異な相変態挙動のメカニズムは明らかでないが、メカニカルアロイングで製造された非平衡合金に特有の現象と考えられる。相変態に関するシミュレーション計算に基づき、相変態中のWとTiのフェライト相への優先的分配が酸化物分散粒子の析出形態に及ぼす影響について議論した。

論文

Cyclically induced softening in reduced activation ferritic/martensitic steel before and after neutron irradiation

Kim, S.-W.; 谷川博康; 廣瀬貴規; 香山晃*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.529 - 532, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.168

被引用回数：13 パーセンタイル：64.74(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化鉄鋼材及び中性子照射材における径ひずみ制御低サイクル疲労試験に関する結果が報告される。その結果、繰返し軟化挙動が主として作用していることがわかった。friction stress及びback stressを決定するためにヒステリシスループにおける詳細な解析を行った。Friction stressは、転位の移動に対する摩擦力を意味し、結晶粒内の固溶元素及び欠陥などが障害物として作用する。一方、back stressは、転位のpile-up等によって生ずる抵抗力を意味し、転位セルや結晶粒などの大きさと負荷される応力によって大きく変化する。F82H IEA heatの繰返し軟化挙動はこのfriction stressの低下に大きく起因する。さらに、中性子照射材のfriction stress及びback stress挙動は非照射材と比べ、著しく変化していることがわかった。

論文

Corrosion behavior of Al-alloying high Cr-ODS steels in lead-bismuth eutectic

高屋茂; 古川智弘; 青砥紀身; Mller, G.*; Weisenburger, A.*; Heinzel, A.*; 井上賢紀; 奥田隆成*; 阿部冨士雄*; 大貫惣明*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.507 - 510, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.155

被引用回数：57 パーセンタイル：96.28(Materials Science, Multidisciplinary)

Al(03.5wt%)とCr(13.717.3wt%)を含むODS鋼と、12Cr鋼の停留鉛ビスマス(LBE)中での耐食性を調べた。試験条件は、ODS鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10 $^{-6}$ と10 $^{-8}$ wt%,温度が550と650 $^{circ}$ C,浸漬時間は3,000時間まで、12Cr鋼については、LBE中溶存酸素濃度が10 $^{-8}$ wt%,温度が550 $^{circ}$ C,浸漬時間は5,000時間まである。Alを約3.5wt%,Crを13.717.3wt%含むODS鋼は、表面に保護的なAl酸化膜が形成された。Alの添加は、ODS鋼の耐食性向上にとても効果があることがわかる。一方、Crを16wt%を含み、Alを含まないODS鋼については、溶存酸素濃度が10 $^{-6}$ wt%,温度が650 $^{circ}$ Cの場合を除き、十分な耐食性を有しなかった。単にCrを増量しただけでは、耐食性の向上は期待できないと思われる。

論文

Hardening mechanisms of reduced activation ferritic/martensitic steels irradiated at 300 $^{circ}$ C

谷川博康; Klueh, R. L.*; 橋本直幸*; Sokolov, M. A.*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.231 - 235, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.094

被引用回数：31 パーセンタイル：87.96(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は、573K 5dpaの照射によって、さまざまな照射硬化・照射脆化を示すが、これらの現象は従来考えられてきたような、照射による転位組織発達のみで説明できないことがわかっている。本論文では、F82H, ORNL9Cr、及びJLF-1といった代表的な低放射化フェライト鋼を対象に、詳細な微細組織解析を実施し、その現象解明を試みた。その結果、転位組織変化に加え、主要析出物分布の変化が明らかになったほか、析出物のアモルファス化、及びナノ析出物の生成が明らかになり、これらの現象が、573K熱平衡状態に達しようとする過渡現象として解釈しうる可能性が示された。

論文

In-pile creep rupture properties of ODS ferritic steel claddings

皆藤威二; 大塚智史; 井上賢紀; 浅山泰; 上羽智之; 水田俊治; 鵜飼重治*; 古川智弘; 伊藤主税; 籠田栄一; et al.

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.294 - 298, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.117

被引用回数：32 パーセンタイル：88.55(Materials Science, Multidisciplinary)

ODS鋼被覆管のクリープ破断強度に及ぼす中性子照射の影響を調査するために、「常陽」MARICO-2を用いて炉内クリープ破断試験を実施した。MARICO-2では14試料の炉内クリープ破断を検知するとともに、RIMSによりこれまでに6試料の炉内クリープ破断時間を特定することができた。この結果、MARICO-2の照射条件範囲では、ODS鋼被覆管のクリープ破断強度の低下は認められなかった。

論文

Stress corrosion cracking susceptibility of a reduced-activation martensitic steel F82H

三輪幸夫; 實川資朗; 塚田隆

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.703 - 707, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.332

被引用回数：13 パーセンタイル：64.74(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化マルテンサイト鋼F82Hの応力腐食割れ感受性を調べるため、さまざまな試験温度条件かつ溶存酸素及び溶存水素を添加した条件で、低ひずみ速度試験を行った。F82H鋼の試験片にもまた、さまざまな温度での熱処理,異なるレベルの冷間加工,応力集中のためのノッチ、及び中性子照射による弾き出し損傷を与えた。中性子照射は220 $^{circ}$ Cで3.4dpaまで行った。試験の結果から、非照射材では粒界型応力腐食割れが焼きならしまま材に生じること、粒内型応力腐食割れが23%以上の冷間加工を与えさらにノッチを与えた試験片で生じることがわかった。また、通常の焼きならし焼き戻し材ではSCCが起こらないことがわかった。中性子照射材では、平滑試験片に粒内型応力腐食割れが水素添加環境中(300 $^{circ}$ C,溶存水素濃度1ppm)で起こることと、粒内型応力腐食割れが酸素添加環境中(300 $^{circ}$ C,溶存酸素濃度10ppm)でノッチ付き試験片のノッチの背面に生じることがわかった。