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論文

The Neutron irradiation effect on mechanical properties of HIP joint material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 佐藤 聡; 毛利 憲介*

Journal of Nuclear Materials, 335(1), p.33 - 38, 2004/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.39(Materials Science, Multidisciplinary)

分散強化銅(DSCu)とステンレス鋼はITER遮へいブランケットのヒートシンク材や構造材の候補材料であり、これらは高温静水圧(HIP)法により接合される。本研究では、照射損傷量が約1.5dpaの材料を用いて引張試験や衝撃試験を行い、HIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を調べた。引張試験の結果、HIP接合材の引張強度はDSCu母材の引張強度と同等であり、中性子照射後も同様の特性を示した。一方、接合界面における主要元素の拡散による影響で、HIP接合材の衝撃特性はDSCu材の衝撃特性より小さかった。衝撃特性の低下は、中性子照射効果の影響より、接合による影響のほうが大きかった。

論文

Highly thermal conductive sintered SiC fiber-reinforced 3D SiC/SiC composites; Experiments and finite-element analysis of the thermal diffusivity/conductivity

山田 禮司; 井川 直樹; 田口 富嗣; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1215 - 1220, 2002/12

 被引用回数:16 パーセンタイル:23.98

SiC繊維強化SiC/SiC複合材料(SiC/SiC)は、核融合炉の先進的ブランケット構造材料と目されている。構造設計の点から、最大熱応力を設計強度以内に抑えるため、材料には高熱伝導性が要求されている。最近開発された焼結SiC繊維は高熱伝導率を有しており、それを用いたSiC/SiC複合材料もまた高熱伝導性を示すことが期待される。ここでは、CVIとPIP法により焼結SiC繊維を用いて複合化し、それらの熱伝導率を評価した。その結果、CVI及びPIPによる複合材では、室温でそれぞれ、60W/mK,25W/mKの値をえた。これらの値は、非焼結SiC繊維の複合材の熱伝導率と比較すると、非常に大きく開発材料の有望性を示している。焼結及び非焼結SiC繊維のSiC/SiC複合材の熱伝導解析を有限要素法で行い、実験結果を裏付ける計算結果を得た。

論文

Microstructural analysis of mechanically tested reduced activation ferritc/martensitic steels

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 安堂 正巳; 實川 資朗; 加藤 雄大*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.293 - 298, 2002/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.26

特に中性子照射された材料の破壊機構について、微細組織レベル理解することは重要な問題として挙げられてきたが、強度試験後試料から透過型電子顕微鏡(TEM)用薄膜試料を作ることが極めて困難であったため、これまで十分に理解されていない。この技術的な問題を解決するために、集束イオンビーム(FIB)マイクロサンプリング・システムを、日本原子力研究所の東海研ホットラボ施設に導入した。このシステムにより、中性子照射された試料の疲労破壊起点といったような、破壊機構を理解するうえで要点となる箇所からTEM用薄膜試料を作ることが可能となった。この論文では低放射化フェライト鋼の疲労破壊挙動について、特に核変換生成ヘリウムの効果に着目して、微細組織観察をベースに検討を行った。その結果を報告する。

論文

Issues to be verified by IFMIF prototype accelerator for engineering validation

杉本 昌義; 今井 剛; 奥村 義和; 中山 光一*; 鈴木 昌平*; 三枝 幹雄*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1691 - 1695, 2002/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.93

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は核融合炉用材料開発のための加速器ベースの強力中性子源である。施設には2台の加速器があり、それぞれ最大40MeV/125mAの重陽子ビームを発生する。過去に350MHzにおける7MeV/100mAの陽子加速に成功した例はあるものの、IFMIF仕様の175MHz重陽子加速を実証することが重要であり、次期フェーズの技術実証期間において基本性能を実証する予定である。特に重要な設計パラメータである加速器間のビーム受け渡しエネルギーや高周波源特性等はプロトタイプ用に最適化する必要がある。このようなプロトタイプ設計に必要な基本要素技術(イオン源,FQへのビーム整合,高周波システム要素等)について現在、実施中の試験について目標と現状を述べるとともに、日本から提案中のプロトタイプの概念構成を示す。

論文

Mechanical properties of HIP bonded W and Cu-alloys joint for plasma facing components

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12

 被引用回数:28 パーセンタイル:12.24

現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000$$^{circ}C$$・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。

論文

In situ transmissivity measurements of KU1 quartz in the UV range under 14 Mev neutron irradiation

西谷 健夫; 杉江 達夫; 河西 敏; 金子 順一*; 山本 新

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1264 - 1267, 2002/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:18.25

紫外域の分光計測は炭素等の軽元素不純物のモニターとして重要である。ITERにおいてロシア製KU-1溶融石英は可視及び紫外域の窓材の有力な候補であるが、紫外域の中性子照射下における透過損失のデータはほとんどない。そこでFNSを使用して、KU-1溶融石英窓の14MeV中性子照射下における透過損失の実時間測定を行った。直径16mm,厚さ8mmのKU-1溶融石英サンプルはFNSの回転トリチウムターゲットの直前に設置した。重水素ランプにより紫外線をサンプルに入射し、透過光を光ファイバーに集光させ、照射室外の分光器で200-400nmの波長域の透過率を測定した。中性子フルエンスは7.4$$times$$10$$^{19 }$$n/m$$^{2}$$であった。照射による著しい損失増加が200-300nmの波長域で観測され、特に215nmと245nmにおいて吸収ピークを確認した。215nmの吸収ピークでは5$$times$$10$$^{19 }$$n/m$$^{2}$$のフルエンスで透過率が厚さ1cmに対し10%まで減少することがわかった。このことからITERにおける分光測定では窓の透過率をその場較正する必要があることを示した。

論文

Ab initio study on isotope exchange reactions of H$$_{2}$$ with surface hydroxyl groups in lithium silicates

中沢 哲也; 横山 啓一; Grismanovs, V.*; 片野 吉男*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1436 - 1440, 2002/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.46

本研究ではリチウムシリケイトからのトリチウム放出に関する基礎的な知見を得るために非経験的分子軌道計算を用いてリチウムシリケイトとAl添加リチウムシリケイトの表面水酸基とH$$_{2}$$の同位体交換反応について調べた。計算はGaussian98を用いてHF/3-21G, HF/6-31G**, MP2/6-31G**の理論レベルで行った。H$$_{3}$$SiOHをシリケイトガラスにおける表面水酸基のモデルとして、H$$_{3}$$Si(OH)Al(H)$$_{2}$$OSiH$$_{3}$$ はAlを含んでいるシリカガラスの表面水酸基のモデルとして選んだ。各クラスターとH2の交換反応に対して計算されたHF/6-31G**活性化エネルギーはそれぞれ88.1と42.7kcal/molである。活性化エネルギーのこのような減少はAl原子の相互作用に起因した表面水酸基の電荷の変化と関連している。各原子の電荷をMulliken population解析によって求めた。その結果、表面水素原子のイオン性が表面水酸基に対するAl原子の直接の相互作用によって増加していた。他の理論レベルにおいても同様の結果が得られた。得られた計算結果はAl原子の相互作用によってリチウムシリケイトの表面水酸基とH$$_{2}$$の交換反応がより低い温度で行われることを示唆している。

論文

Cellular automaton model for hydrogen transport dynamics through metallic surface

志村 憲一郎*; 山口 憲司; 寺井 隆幸*; 山脇 道夫*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1478 - 1483, 2002/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.93

第一壁材料表面での水素再放出・再結合は、燃料リサイクリングやプラズマ対向材料中のトリチウムインベントリーに絡む非常に重要な問題である。この問題に関する研究は非常に多いが、幾つかの速度過程が相互に影響を及ぼし合うため、複雑な過渡挙動を呈し、これをモデル化するのは困難であるように思う。本研究では、セルオートマトン(CA)法を用い、表面近傍での水素輸送機構のモデル化を行う。CA法は、時間と空間に関して完全にdiscreteであるため、系は個々のセル間のミクロな相互作用として記述される。それゆえ、複雑な物理・化学的な系(吸着,空孔サイト等)は、かなり単純化できる。また、微分方程式を解く場合とは異なり、非線形の境界条件も容易に扱える。当モデルでは、格子はMargolusブロックとして扱われる。各ブロック中のセルは2つの状態をとるものとし、個々の時間ステップにおいて遷移則を適用する。2次元的な平面格子を表面層とみなし、その上に気相,その下にバルク領域があるとする。こうして、吸着・脱離は、表面層と気相の間の相互作用として記述される。同様に拡散は、表面層とその下の領域を対象としている。また、表面拡散は表面上でのrandom-walk過程として扱う。ここで述べたすべての過程は、熱活性化過程とし、遷移則が適用される。モデルを用いて、金属中に注入された水素の熱脱離や再放出のシミュレーションを行った。結果は、理論的考察と定性的に一致した。さらに、実験結果を用いて、本モデルの妥当性ならびに適用性について議論する。

論文

Disruption tests on repaired tungsten by CVD coating

谷口 正樹; 佐藤 和義; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.719 - 722, 2002/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.52

タングステン材は高融点でイオンによるスパッタリングが小さいなど、ダイバータ用アーマ材として多くの利点を有している。しかしながら、ディスラプション等による高熱負荷を受けた際に表面に生じる損傷は深刻であり、その修復方法の開発は必要不可欠である。本研究では、CVDコーティングによりタングステン表面を修復する手法について、その有効性の検討を行った。試料として純タングステン及び1%ランタン酸化物含有タングステンの2種を用意し、ディスラプションによる損傷を模擬するため電子ビーム照射装置にて1250MW/m$$^{2}$$の熱負荷を与えた。溶融孔の生じた表面に1mm厚のCVDコーティングを施した後、再度試料に1250MW/m$$^{2}$$の熱衝撃をあたえ、コーティング層の信頼性を試験した。その結果、前処理なしでCVDコーティングを行った試料ではCVD層が剥離したものの、前処理として損傷部の溶融層を取り除いた試料では再度の熱負荷を与えた後も健全であることがわかった。

論文

Non-destructive testing of CFC monoblock divertor mock-ups

江里 幸一郎; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.144 - 148, 2002/12

 被引用回数:13 パーセンタイル:31.67

非破壊検査(NDE)手法の確立は核融合装置のプラズマ対向機器(PFC)開発において重要な課題の一つである。特に、CFCタイルが銅冷却管にロウ付けされているダイバータの接合部のNDEは接合法の品質と信頼性を確保するうえで、その手法を早急に確立する必要がある。検査コストの観点から、赤外熱画像と超音波探針によるNDEが有望である。本研究では、これらの手法をCFCタイルと銅冷却管の接合体に適用し接合欠陥の検査能力及び検出された接合欠陥が熱サイクル中の進展の有無を調べた。接合体には、数種類の大きさの模擬接合欠陥が導入されている。超音波探針法では、冷却管に挿入したプローブで内側から接合面を検査した。また、赤外熱画像法では、温水と冷水を交互に接合体に供給し、CFC表面温度の過渡変化の時定数と数値解析結果と比較することで、接合欠陥の大きさを評価した。NDE後の接合体を用いて、ITER定常熱負荷条件下($$10{rm MW/m}^2$$・30秒)において、1000回以上の熱サイクル試験を行った。熱サイクル試験中のCFC表面温度はほぼ一定を示しており、熱サイクルによる初期欠陥の進展は観察されなかった。また、加熱中のCFC表面温度の最大値は、NDEで評価した欠陥の大きさを仮定した数値解析結果とほぼ一致しており、NDE結果の妥当性を示すことができた。

論文

Development of Be/DSCu HIP bonding and thermo-mechanical evaluation

秦野 歳久; 黒田 敏公*; Barabash, V.*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1537 - 1541, 2002/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:67.14

ITER第一壁においてベリリウムとアルミナ分散強化銅の冶金的に接合した構造体が必要である。そこで熱伝導がよく、高い接合強度が得られる高温等方加圧接合法を適用することにした。しかし、直接接合すると熱膨張率の差及び接合面での脆い金属間化合物の生成により十分な性能を有する接合体が得られない問題があった。これらの問題を解決するために、応力緩和及び反応抑止を目的として第3金属を中間層として挿入する方法を考案した。中間層材質,中間層成膜方法,HIP条件等をパラメータに機械試験と金相観察により評価することによって、これらを最適化し良好な性能を発揮する二種類の接合方法を選定した。選定した条件は中間層にアルミ/チタン/銅、接合温度555$$^{circ}C$$と中間層に蒸着した銅、接合温度620$$^{circ}C$$である。さらにそれら接合体の熱負荷試験により性能を比較し、熱機械特性について考察した。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

論文

Status of activities on the lithium target in the key element technology phase in IFMIF

中村 博雄; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; 井田 瑞穂*; 角井 日出男*; Loginov, N.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1675 - 1679, 2002/12

本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の要素技術フェーズ(KEP)として、日本,欧州,ロシアの国際分担で実施中の液体リチウム(Li)ターゲット系の要素技術確証試験とその設計の現状について述べる。Liターゲット系の重要課題は、10MW入熱による超高熱負荷(1GW/m$$^{2}$$)の除熱のための最大20m/sの自由表面Li流の長時間安定維持の実現である。そのため、日本ではLi流を模擬したジェット水実験により、2段絞りノズル形状の妥当性を明らかにし、ターゲットノズルの設計及びLi流実験計画に反映させた。また、Liループの過渡解析を行い、制御系の運転条件を定めた。なお、欧州では、流動中の泡測定,不純物制御実験,安全解析等を実施中である。ロシアは、Liループ実験計画を検討中であり、これらの3極の活動の進展について総合的に報告する。

論文

Microstructure and hardness of HIP-bonded regions in F82H blanket structures

古谷 一幸; 若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 中村 和幸; 竹内 浩; 岩渕 明*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.289 - 292, 2002/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.28

核融合原型炉のブランケットの構造材料には低放射化フェライト鋼F82Hが用いられる予定であり、F82H鋼は固相拡散接合法の一つであるHIP法により一体化される。F82H鋼は核融合反応により発生する高中性子束に曝されるため、材料中の原子の弾き出しやHeやHガスが発生するなどの照射損傷による機械特性の劣化が予想される。本報告は、F82H鋼のHIP接合部の照射損傷をイオン注入装置を用いて調べた結果に関するものである。0.5nmの再結晶粒が形成されているHIP接合部に430$$^{circ}C$$で50dpaのFeイオン,2000appmのHeイオン、及び500appmのHイオンを同時注入した結果、接合部近傍では硬さが増加していたため延性が低下する可能性があり、同時に多数のキャビティーも形成されていたためスウェリングも生ずるものと思われる。これらの照射損傷は接合特性を劣化させる原因となり得る可能性があることから機械試験等による影響の定量化が今後の課題である。

論文

Evaluation of hardening behavior of ion irradiated reduced activation ferritic/martensitic steels by an ultra-micro-indentation technique

安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12

 被引用回数:30 パーセンタイル:10.95

核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。

論文

Water jet flow simulation and lithium free surface flow experiments for the IFMIF target

井田 瑞穂*; 堀池 寛*; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 飯田 敏行*; 井上 正二*; 宮本 斉児*; 室賀 健夫*; 中村 秀夫; 中村 弘史*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1686 - 1690, 2002/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:61.28

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの要素技術確証の一環として、水流による模擬実験を実施した。水流れの表面波挙動の上流ノズル内壁の表面粗さ依存性(6.3,100$$mu$$m)と流れ表面雰囲気の圧力依存性(1,0.15atm)を調べた。その結果、表面波成長に与える影響はノズル内壁の表面粗さが支配的であり、100$$mu$$mの粗さのノズルでは10m/s以上の高い流速で流れ表面の乱れが顕著になることが判明した。この結果をノズルの設計,製作に反映したLi流れ実験を、大阪大学のLiループで計画中である。この実験は、15m/sの流速及び真空雰囲気の条件で実施する予定である。なお本発表では以上の結果に加えて、Li流れ表面の不安定性,表面からのLi蒸発,Li流れによるノズルの腐食と浸食,電磁ポンプでのキャビテーションの解析等に関しても発表する。

論文

Development of an extensive database of mechanical and physical properties for reduced-activation martensitic steel F82H

實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12

 被引用回数:133 パーセンタイル:0.64

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。

論文

Exchange of tritium implanted into oxide ceramics for protium by exposure to air vapors at room temperature

森田 健治*; 鈴木 宏規*; 曽田 一雄*; 岩原 弘育*; 中村 博文; 林 巧; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1461 - 1465, 2002/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.46

原研と名古屋大学との協力研究に基づいて実施された酸化物セラミックス中に注入したトリチウムと大気中水蒸気の軽水素との同位体交換反応について報告する。実験は、まず、原研のイオン源により1試料あたり約7.4GBqの純トリチウムを注入した。トリチウム注入した試料を3グループに分け、それぞれ、大気(水分濃度約9000ppm),窒素ガス(水分濃度約100ppm),乾燥窒素(水分濃度0.01ppm以下)の環境に24時間曝露した後、0.5K/sec,1273Kまでの等速昇温脱離試験を実施した。試験の結果、水蒸気中の軽水素と材料表面に存在するトリチウムとの同位体交換反応が観察されるとともに、酸化物セラミックス中に打ち込まれたトリチウムは酸化物中の酸素原子と結合していることが明らかとなった。これらの結果をもとに、名古屋大学で考案された固体内水-水素同位体交換反応モデルに基づく解析を実施し、観察されたトリチウムの放出挙動との良い一致を得た。

論文

Swelling behavior of TIG-welded F82H IEA heat

沢井 友次; 若井 栄一; 冨田 健; 内藤 明; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.312 - 316, 2002/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.52

TIG溶接したIEAヒートF82H鋼のスエリング挙動をTIARAによる多重イオン照射を用いて調べた。Fe照射による損傷のピークより浅い領域に、He, Hイオンをデグレーダを通して均一に注入し、FIBによって作成した電子顕微鏡試料を用いてこの部分の観察を行った。照射温度は450$$^{circ}C$$で、照射量は50dpaである。TIG溶接の熱影響部には、明瞭な変態線が観察され、これより外側、すなわち溶接熱が焼き戻しに作用した部分でキャビティーの成長が著しかった。一方、母材の熱処理実験の結果、F82HのAc1温度は820$$^{circ}C$$程度と判明した。加工熱処理を施した母材に対する結果では、より高温で焼き戻しを行った材料でのキャビティー成長が著しい半面、冷間加工により転位密度を高めた材料では、キャビティーの成長が抑制されることが明らかになった。

論文

Phase stability and mechanical properties of irradiated Ti-Al-V intermetallic compounds

沢井 友次; 若井 栄一; 實川 資朗; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.389 - 392, 2002/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.46

Ti-35Al-10V合金をJRR-3Mで3.5$$times$$10$$^{25}$$n/cm$$^{2}$$まで400$$^{circ}C$$と600$$^{circ}C$$で中性子照射した。本金属間化合物は、粉末冶金から恒温鍛造を経て作製されたものであり、従来の2元系Ti-Al合金には含まれない規則$$beta$$相を含み、延性に優れたものである。引張試験の結果、非照射材は400$$^{circ}C$$で約3~15%の破断伸びを示したが、400$$^{circ}C$$照射材あるいは600$$^{circ}C$$照射材はほとんど塑性変形を示さずに破断した。一方、非照射材は600$$^{circ}C$$では60%以上もの破断伸びを示したが、400$$^{circ}C$$照射材あるいは600$$^{circ}C$$照射材の破断前の塑性変形は極めてわずかであった。これらの引張試験結果、特に低温(400$$^{circ}C$$)で照射した材料を600$$^{circ}C$$で試験した場合でも延性の低下が著しいことから、準安定な規則$$beta$$相の照射による分解が考えられる。しかしながら電子顕微鏡を用いた電子線回折では、規則$$beta$$相の分解による脆化相、例えば$$omega$$相の形成は認められなかった。

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