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論文

Irradiation induced stress relaxation and high temperature doformation behavior of neutron irradiated Ti based shape memory alloys

星屋 泰二; 後藤 一郎; 近江 正男; 安藤 弘栄; 江南 和幸*; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.818 - 822, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90169-4
 被引用回数：3 パーセンタイル：35.79(Materials Science, Multidisciplinary)

原子力関連機器設計において、構成材料の弾性力を利用した構成要素の拘束・支持機構の設計が数多くなされてきた。最近、こうした構造材料の弾性力が、照射中に急激に低減・消滅する照射誘起応力緩和現象の存在が深刻な課題となっている。母相の弾性力を形状回復力として利用する形状記憶合金においても、同現象は不可避の問題である。本報告では、JMTRにおいてTiNi及びTiPd系形状記憶合金の中性子照射実験を実施し、照射誘起応力緩和機構を解明するとともに、TiPd系合金の中性子照射挙動について明らかにすることを目的とした。照射後の応力緩和実験結果から、照射下における形状記憶合金の応力緩和機構は、格子間原子以外の空孔の挙動に大きく左右され、空孔依存型の現象であること、さらに、環境温度を制御することによって、この応力緩和が抑制できることを見出した。

論文

Microstructural evolution in ion- and/or electron-irradiated single crystal Al$$_{2}$$O$$_{3}$$

片野 吉男; S.J.Zinkle*; 仲田 清智*; 菱沼 章道; 大野 英雄

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1039 - 1045, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90991-1
 被引用回数：9 パーセンタイル：63.36(Materials Science, Multidisciplinary)

$$alpha$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$の照射による組織安定性を調べる目的から、高純度Al$$_{2}$$O$$_{3}$$及び1.5wt%Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$添加Al$$_{2}$$O$$_{3}$$単結晶にO$$^{+}$$(330keV)、He$$^{+}$$(400keV)イオン並びに電子線(120keV)照射し、損傷組織の変化を電子顕微鏡観察により調べた。何れの試料もO$$^{+}$$イオンを1123Kで0.5dpaまで照射すると、照射欠陥集合体の転位やキャビティが生成するほか、再結晶粒が形成されY-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$相であることを明らかにした。一方、純Al$$_{2}$$O$$_{3}$$のHe$$^{+}$$イオン照射(1223K,0.7dpa)では、再結晶は認められなかった。この結果、再結晶粒の生成には照射粒子が関与する事を示した。O$$^{+}$$イオン照射による深さ方向の損傷分布では、損傷が0.8$$mu$$mの深さまで及び、損傷境界近傍に亀裂や亀裂の発生に伴う転位線が認められた。損傷分布の計算(TRIM85)結果よりも約2倍大きいことが明らかになった。これは損傷ピーク付近での照射欠陥の堆積により母相との間の歪が増大し、局部的な内部応力のエネルギー解放過程で亀裂が発生し、損傷領域を拡大したものと考えられる。

論文

In-situ observation of damage evolution in TiC crystals during helium ion irradiation

北條 喜一; 大津 仁; 古野 茂実; 出井 数彦*; 塚本 哲生*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.281 - 286, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90072-8
 被引用回数：16 パーセンタイル：77.07(Materials Science, Multidisciplinary)

TiC結晶にヘリウムイオンを照射し形成された照射欠陥形成挙動を100Kから1500Kの試料温度範囲でその場観察した。イオン照射は400kV電顕付設のイオン加速器を用いて、加速電圧20kVのヘリウムイオン(2.5$$times$$10$$^{14}$$/cm$$^{2}$$・s)で行った。その結果、100Kから1300Kまでの温度範囲では、ヘリウムバブルは数nm以上成長しないことを明らかにした。又、100KでもTiC結晶は非晶質相が形成しないことを示した。さらに、焼鈍実験の結果、多量のヘリウムがTiC中に蓄積していることも明らかにできた。バブル成長は1400K前後で始まり、1500K以上で促進することも明らかにできた。

論文

The Reaction of H$$_{2}$$O,O$$_{2}$$ and energetic O$$_{2+}$$ on boron carbide

荻原 徳男; 神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 道園 真一郎*; 斉藤 芳男*; 森 弘一*; 森田 健治*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1260 - 1265, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)91032-4
 被引用回数：7 パーセンタイル：56.56(Materials Science, Multidisciplinary)

多結晶B$$_{4}$$Cを用いて水蒸気、酸素および高エネルギー酸素イオンとの反応を調べた。その結果は以下の通り。(1)5keVO$$_{2+}$$イオン照射においては1$$times$$10$$^{17}$$O/cm$$^{2}$$のフルーエンスまで室温から600$$^{circ}$$C以下の範囲でO$$_{2+}$$イオンは完全にB$$_{4}$$C中にとらえられる。(2)室温で打ち込まれたO$$_{2+}$$イオンは、表面から~10nmに存在する。この酸素はボロンとは結合していない。基板温度が室温より高くなるにつれ、O$$_{2+}$$イオンはボロンと結合しボロン酸化物を形成する。(3)B$$_{4}$$Cの水蒸気曝露において電子あるいはヘリウムイオンを同時に照射するとボロンの著しい酸化がおこる。以上の結果は、核融合装置第一壁のボロナイゼーションによる酸素ゲッタリングの有効性を明らかに指示するものである。

論文

Mechanical properties of neutron-irradiated carbon-carbon composites for plasma facing components

衛藤 基邦; 石山 新太郎; 宇賀地 弘和; 深谷 清; 馬場 信一

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1223 - 1227, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)91025-1
 被引用回数：18 パーセンタイル：81.26(Materials Science, Multidisciplinary)

三種類のフェルト型炭素繊維強化炭素複合材料(C/C)を約1000$$^{circ}$$Cで2$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$29fJ)まで中性子照射し、照射後の寸法変化、強度等を測定した。その結果、C/C材はいずれも中性子照射によって緻密化すること、また、ヤング率、曲げ強度、圧縮強度は緻密化に対応した増加を示さないことが分かった。このことから、C/C材の微視組織は照射に対して安定ではなく、原子炉用黒鉛の場合と異なり強度等の低下をもたらすと考えられる。

論文

Long-term measurement of helium-3 release behavior from zirconium-cobalt tritide

林 巧; 鈴木 卓美; 奥野 健二

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1431 - 1435, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)91064-2
 被引用回数：19 パーセンタイル：82.28(Materials Science, Multidisciplinary)

ジルコニウムコバルト-トリチウム化物からのヘリウム3(トリチウム崩壊生成物)の放出挙動を約3年半にわたり観測した。トリチウムの貯蔵を開始後、約2年までは実験条件(常温~250$$^{circ}$$C,水素比率(T/ZrCo)=0.3~1.5,及び水素の吸放出回数=1~10)下で3%以下の$$^{3}$$He放出率であった。が、その後、一部の実験条件(常温~150$$^{circ}$$C,T/ZrCo≒1.4,吸放出1回)にて、放出率が上昇、約25%となってきている。また、トリチウム化物中に蓄積された$$^{3}$$Heは、ZrCoとの比で約0.2となってきている。この$$^{3}$$Heの放出率の上昇はウラン、エルビウム等他のトリチウム化物の報告とも良く一致している。通常のトリチウムの吸放出作業では、初期に蓄積した$$^{3}$$Heは放出されないので、上記のようにいずれ、$$^{3}$$Heの放出率が上昇してくる時期がくる。全く安全にトリチウムを貯蔵できるのは約2年程度までであることがわかった。

論文

The VOM/JRR-2 experiments; Performance of in-situ tritium release from the lithium ceramics

倉沢 利昌

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.937 - 941, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90973-3
 被引用回数：2 パーセンタイル：28.09(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケット材料であるトリチウム増殖材からのトリチウム放出特性を原子炉照射下で調べることはトリチウムの回収性およびトリチウムインベントリーの観点から重要であると認識されている。これまで10年以上JRR-2で実施されてきたVOM実験で試験したLi$$_{2}$$O,Li$$_{2}$$ZrO$$_{3}$$,Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$,Li$$_{2}$$Be$$_{2}$$O$$_{3}$$等の試料からのトリチウム放出特性を相互に比較し、拡散定数を求めた。リチウム増殖材からのトリチウム放出はスイープガスに強く依存し、水素添加量が増加するにつれてトリチウム放出が増えることが明らかになった。特にLi$$_{2}$$Oでは単結晶から微細粒試料まで多種類を照射してトリチウム放出機構を調べた。その結果をもとに照射下でのトリチウム放出を解析する計算コードを開発できた。

論文

Erosion of CFCs and W at high temperature under high heat loads

中村 和幸; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 荒木 政則; 横山 堅二; 大楽 正幸; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 212-215(Part B), p.1201 - 1205, 1994/00

次期核融合装置用ダイバータ板候補材である炭素繊維強化複合材(CFC材)およびタングステンの高熱負荷下での損耗量を、試料温度の関数として測定した。試料装置はJEBISで、熱負荷は1800MW/m$$^{2}$$、試料温度は室温から1100$$^{circ}$$Cの範囲で実験を行った。その結果、(1)全ての試料について、規格化後の損耗量は試料温度の上昇に伴い増加すること、(2)炭素系材料について、規格化後の損耗量は試料の熱伝導率が大きいほど小さいこと、(3)同じ入熱条件下では、タングステンの損耗量の方が、炭素系試料のそれより小さいこと、等が明らかとなった。

論文

Thermal response experiments of SiC/C and TiC/C functionally gradient materials as plasma facing materials for fusion application

荒木 政則; 佐々木 真*; S.Kim*; 鈴木 哲; 中村 和幸; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.1329 - 1334, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)91045-6
 被引用回数：10 パーセンタイル：66.29(Materials Science, Multidisciplinary)

次期核融合実験炉、例えばITERやFER用ダイバータ板表面材料または接合面構造への傾斜機能材料の適用性を評価する目的で、新たに開発されたSiC/C、TiC/C傾斜機能材料の加熱実験を実施した。傾斜機能層の厚みは1mmであり、東北大学にて化学蒸着法により黒鉛に取り付けたものである。これら材料に70MW/m$$^{2}$$、数秒までの表面熱負荷を与え、材料の熱特性を評価した。この結果、傾斜機能材料は、傾斜機能を持たない接合体に比べて熱応力緩和作用があることを実験的に明らかにした。また、傾斜機能材料は溶融、剥離およびき裂なしに傾斜機能層間の温度落差1500Kに耐え、プラズマ対向機器への適用性に明るい見通しが得られた。

論文

Effect of temperature and flux change on the behavior of radiation induced dislocation loops in pure aluminum

實川 資朗; 北條 喜一

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.221 - 225, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90060-4
 被引用回数：8 パーセンタイル：60.22(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ではパルス運転に伴う温度や中性子束の変動が大きい。これらの変動が組織変化に与える影響を推定するため、純アルミ中に電子線照射で生ずる転位ループの挙動に対する、これらの変動の影響を調べた。加速電圧400kVの電子顕微鏡を用い、観察と同時に照射を行いながら、温度と電子線束を変動させた。はじめに、150$$^{circ}$$Cで照射も行い転位ループを形成させた。次いで、温度を室温に低下させると新たな転位ループが形成された。再度温度を150$$^{circ}$$Cまで上昇させると、はじめに形成されたサイズの大きいループは成長したが、後で室温にて導入したループは殆ど成長しなかった。ここで電子線束を低下させ損傷速度を下げると、サイズの小さいループは収縮した。このようなループ成長のサイズ依存性は、転位ループのバイアスがサイズ依存性を持つことを示す。

論文

Microstructural evolution of He-preinjected austenitic stainless steels under HVEM irradiation

沢井 友次; 深井 勝麿; 實川 資朗; 大津 仁; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.453 - 457, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90103-1
 被引用回数：4 パーセンタイル：42.35(Materials Science, Multidisciplinary)

ヘリウム予注入した2種類のオーステナイトステンレス鋼(316R材とK材)の超高圧電子顕微鏡照射下のミクロ組織変化を、鋼種・予注入ヘリウム量(予注入なしを含む)の関数として調べた。ヘリウム予注入を行わない条件では、K材のボイド発生は極めて少なく、耐ボイドスエリング性は316R材より優れていたが、20appmHe予注入材では、K材・316R材ともボイドの発生が促進され、発生したボイドの成長速度の差でK材のスエリング量は316R材を上回った。ボイドスエリングは、ボイドの核生成と成長に分けて考えられるが、鋼種によるこのバランスの違いがヘリウム注入(主にボイド核生成を助ける)による組織変化挙動の差となって現れている。これは、スエリング量の絶対値のみならず、鋼種による耐スエリング性の優劣さえも、照射条件によって変わり得ることを示した実験結果と言える。

論文

Microstructural evolution in a nickel ion-irradiated ferritic/austenitic duplex stainless steel

浜田 省三; 稲積 透*; 佐藤 馨*; 菱沼 章道; 幸野 豊*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 212-215, p.458 - 463, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90104-X
 被引用回数：1 パーセンタイル：17.88(Materials Science, Multidisciplinary)

高温水中で優れた耐食性をもつ$$alpha$$/$$gamma$$2相ステンレス鋼の照射下での微細組織変化を明らかにした。2.5wt%Moを含む$$alpha$$/$$gamma$$2相ステンレス鋼($$alpha$$含有率:~40%)を東大のHITを用いて4MeVのNiイオンを10dpaまで照射した。照射試料はCross-Section法ならびにBack-thinning法によって薄膜とし、FEG-TEMで観察を行った。オーステナイト相では高密度の転位ループならびに稀に小さなボイドが観察された。一方、フェライト相では照射損傷領域でX相が観察され、ボイドはなかった。このX相の組成ならびに格子定数は今まで報告されているものと比べ、NiおよびSiが富化しており、格子定数は小さかった。これは、フェライト相の化学組成と大いに関係があると考えられる。このX相は照射誘起したものと考えられる。

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