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土谷 邦彦; 河村 弘; 小山田 六郎
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.218 - 223, 1996/00
被引用回数：9 パーセンタイル：62.03(Materials Science, Multidisciplinary)ステンレス鋼は、核融合炉の炉内構造物及び真空容器の材料として有望視されている。そのため、照射された材料の再溶接が、メンテナンス等を行う際に重要となる。本研究において、Tig溶接法により製作した接合材の引張試験、硬さ試験、金相観察及びSEM/XMA分析を行い、接合材の特性評価を実施した。再溶接試験片としてSS316材を用い、JMTRにおいて温度:250
C、照射量:~1.4
10
n/cm
の条件で照射した。その結果、未照射/未照射及び未照射/照射試験片の引張強度は、未照射母材とほぼ同等であり、未照射材の部分で破断した。一方、照射/照射試験片の引張強度は、照射母材と比較して小さく熱影響部で破断した。この試験結果から、Tig溶接法による再溶接性に関する有望なデータを取得することができた。
土谷 邦彦; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.B), p.913 - 917, 1996/00
被引用回数：34 パーセンタイル：92(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉ダイバータ部等において、高伝熱性及び高強度を有するCu合金、特にCu-Cr-Zr合金の利用が注目されている。一方、Cu-Cr-Zr合金を配管として用いる場合、ステンレス鋼配管との異材接合が必要となるため、摩擦圧接法による接合技術開発を行った。Cu合金とステンレス鋼との適切な摩擦圧接条件を決定し、この条件で試作した圧接材を用いて、引張試験、硬さ試験、金相観察及びEPMA分析を行った。引張試験の結果、Cu-Cr-Zr合金/SS316圧接材は、Cu合金母材部で破断し、引張強度も母材と同等な強度が得られたことから、接合の健全性が確認できた。
荒木 政則; D.L.Youchison*; 秋場 真人; R.D.Watson*; 佐藤 和義; 鈴木 哲
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.632 - 637, 1996/00
被引用回数：5 パーセンタイル：45.07(Materials Science, Multidisciplinary)次期核融合実験炉、例えば、ITERでは、プラズマ対向機器表面材料にベリリウム、炭素系材料及びタングステンが選定されている。特に、ベリリウムは第1候補材料であるため、原研ではベリリウムと銅の接合体開発研究を進めてきた。そこで、この開発研究で培った接合技術を適用して、25mm角、厚み2mm及び10mmのベリリウムタイル各2個を1本の銅製冷却管に真空ロー付けしたダイバータ試験体を製作した。加熱実験は、日米核融合協力のもとで、米国サンディア研究所の電子ビーム照射装置を用いて、ITER等のダイバータ部で予想される熱負荷条件で各々のタイルに対して行った。本論文は、ベリリウム/銅接合体の接合特性及び加熱実験結果について述べるとともに、今後の開発課題についても言及した。
中村 和幸; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 佐藤 和義; 鈴木 哲; 横山 堅二; J.Linke*; R.Duwe*; H.Bolt*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.730 - 735, 1996/00
被引用回数：7 パーセンタイル：54.39(Materials Science, Multidisciplinary)国際熱核融合実験炉(ITER)のような大型トカマク装置では、ダイバータ板の寿命を予測するためにはディスラプションによる表面材料の損耗を評価することが不可欠である。そこで、電子ビームを用いてプラズマ対向材料の損耗量を評価した。試験に供した試料は、低原子番号材料であるベリリウム及び高熱伝導の炭素せんい強化複合材(CFC材)である。特にCFC材は、スパッタリング特性を改善する目的でB
Cを含浸させた材料及び高引っ張強度を有する三次元CFC材を新たに開発し、試験を行った。電子ビームの熱負荷条件は、ディスラプション時に予測される2000MW/m、2msである。試験の結果、BCの含有量が5%までは損耗量が増加しないことが明らかとなった。
神保 龍太郎*; 西堂 雅博; 中村 和幸; 秋場 真人; 鈴木 哲; 後藤 純孝*; 鈴木 康隆*; 千葉 秋雄*; 山木 孝博*; 中川 師夫*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.A), p.781 - 786, 1996/00
被引用回数：13 パーセンタイル：72.37(Materials Science, Multidisciplinary)新複合材料は、高熱伝導炭素繊維で作った平織りクロスを積層し、その間に多量のBCを均一に充填して焼成した。BCを20~35vol.%添加し、1700Cで焼結した材料は、250W/m・K前後の室温熱伝導率を示す。開発材の熱伝導率は、温度依存性が小さく、400C以上になると、室温で300W/m・K以上の高熱伝導フェルトC/C材の値より高くなり、高温材料として望ましい特性を示す。800Kにおける重水素イオンによるスパッタリング試験では、BCが35vol.%以上の材料は、エロージョン率がC/C材の40%に低下し、BC添加の効果が明らかである。電子ビームによる熱負荷試験では、22MW/mを5秒間照射し、表面温度が2500Cになっても割れの発生は起らなかった。リサイクリング特性は、黒鉛に比して、BCの添加量と共に向上する。以上により、本複合材料は、C/C材とBCの長所を併せ持つ複合材料であることがわかる。
佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 古谷 一幸; 戸上 郁秀*; 大崎 敏雄*; 黒田 敏公*
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.B), p.940 - 944, 1996/00
被引用回数：34 パーセンタイル：92(Materials Science, Multidisciplinary)核融合実験炉ブランケット第一壁は、拡散接合の一種であるHIP接合を用いて、DSCuとSUS316及びSUS316同士を接合することによって製作される。HIP接合により製作した試験片を用いた各種の機械強度試験(引張試験、衝撃試験、疲労試験、かたさ試験、クリープ試験)及び金相観察を行い、HIP接合面に関する機械特性データの取得を行った。その結果、本試験で用いたHIP条件(温度1050C、圧力150MPa、保持時間2時間)により製作されたDSCu/SUS316及びSUS316/SUS316のHIP接合材料は、健全であることが判った。但し高温条件での試験においては、DSCu/SUS316のHIP接合材料の強度特性が若干低下しており、今後は更に強度データを蓄積することにより、DSCu/SUS316のHIP接合材料の健全性に関するより精度の高い評価を行う必要がある。
O
irradiated with single and triple-ion beams片野 吉男; 中沢 哲也; 八巻 大樹; 野田 健治
Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.1325 - 1331, 1996/00
被引用回数：7 パーセンタイル：54.39(Materials Science, Multidisciplinary)酸化アルミニウム単結晶(
-AlO)に水素、ヘリウム及び酸素イオンを同時照射し照射欠陥集合体の分布を透過電子顕微鏡観察により入射面から深さ方向の関数として調べた。トリプルビーム照射を650Cで行った試料のキャビティの生成・成長は、水素イオン照射及びヘリウムと酸素イオンのデュアルビーム照射した試料に比べ、キャビティの分布領域が狭くなることを見い出した。このことからトリプルビーム照射では、高密度の照射欠陥集合体の形成に伴い水素原子やヘリウム原子の移動が抑制されたものと考えられる。
三輪 幸夫; 塚田 隆; 實川 資朗; 北 智士; 浜田 省三; 松井 義典; 新藤 雅美
Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.B), p.1393 - 1396, 1996/00
被引用回数：15 パーセンタイル：76.16(Materials Science, Multidisciplinary)高純度Fe-18C-12Niステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に及ぼす微量添加元素の効果を調べた。3種の合金(高純度、Si添加、C添加)を溶製し、JRR-3Mにて6.710
n/m(E
1MeV)まで中性子照射を行った。その後、IASCC感受性を評価するために、高温純水中(300C、9.3MPa)にて歪み速度1.710
/sの低歪み速度引張試験を行い、さらに割れ破面のSEM観察及びマイクロストラクチャーのTEM観察を実施した。その結果、Si添加は顕著な照射硬化の低下と大きな均一伸びをもたらしたが、これは微細な欠陥クラスターのみが発達したためであり、C添加は大きな照射硬化をもたらしたが、これはクランクルーフの発達によるものであることが解った。またSi添加は腐食割れ性にはあまり影響を与えなかったが、C添加は割れ破面形態と粒界割れから粒内割れが主となるように、大きく変化させた。わずかな量の添加元素が照射硬化及び腐食割れ性に大きな影響を与えることが見い出された。
松井 義典; 星屋 泰二; 實川 資朗; 塚田 隆; 近江 正男; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 恩地 健雄*
Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.188 - 191, 1996/00
被引用回数：5 パーセンタイル：45.07(Materials Science, Multidisciplinary)JMTRの炉心構造材であるSUS304溶体化材、SUS304冷間加工材、SUS316NG材、SUS630材について、JMTRの冷却水中(323K)という低温で、最高1.210
m
の速中性子照射量まで照射を行った。照射後、機械的特性を試験するため、引張試験、破面観察、硬さ試験、破壊靱性試験等を行っている。今回は、この試験の中で、引張試験の結果を中心に発表する。試験は全て293Kの室温で行った。引張試験の伸び量は、照射量と共に下降するが、10
m付近から飽和する傾向が、0m0.2%耐力及び引張強さは照射量と共に上降し、1付近で飽和する傾向が確認された。破面観察では照射材に対して照射の影響が表れていないことを確認した。また、硬さ試験では、照射による硬化を確認した。破壊靱性試験は、SUS304溶体化材をJ
及びKで、SUS630材をKで求め、照射量と共に下降することを確認した。
星屋 泰二; 関野 甫; 松井 義典; 桜井 文雄; 江南 和幸*
Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.599 - 603, 1996/00
TiPd系形状記憶合金は、第3元素としてFeやCrなどを添加することにより、変態温度を800Kから室温まで調整できるとともに、2%の形状回復歪を呈することから、高温用形状記憶合金として検討されている。しかしながら、同合金の高温変形挙動に及ぼす照射の影響については明らかではない。本報告は、JMTRにおいてTiPd-Cr系合金の中性子照射実験(照射量:310m(E1MeV)、温度490K)を実施し、照射後X線解説試験結果から、残留歪と照射量の関係について検討した。その結果、TiNi系合金の場合、規則構造はフルエンスとともに変化し、速中性子フルエンスが10mを越えると大きな残留歪を生じた。一方、TiPd-Cr系合金では、照射に伴う残留歪や構造変化は殆ど無かった。TiPd-Cr系合金の照射下の相安定性に関する検討結果から、同合金が優れた耐照射特性を有することを見出した。
