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論文

Reduction method of DBTT shift due to irradiation for reduced-activation ferritic/martensitic steels

若井 栄一; 大久保 成彰; 安堂 正己; 山本 敏雄; 高田 文樹

Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.64 - 67, 2010/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2009.10.011
 被引用回数：17 パーセンタイル：70.59(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では低放射化フェライト/マルテンサイト鋼の照射硬化と脆化を低減するため、熱処理による微細組織制御を試行した。F82H鋼を用いてJMTR炉で約250$$^{circ}$$C等で約2dpaまで中性子照射し、引張試験を実施した。その結果、照射前に調べた降伏応力はHollomon-Jaffeパラメータに対して線形的に減少したが、照射後の降伏応力は単調に減少しなかった。また、照射硬化量は焼き戻しの時間と温度の増加に対して増加する傾向を示し、熱処理法によって制御できることを明らかにした。また、シャルピー衝撃試験によって脆化挙動を解析した結果、脆化量(DBTTシフト量)を半分程度まで低減することがわかった。さらに、微量元素添加法と熱処理法を併用した結果、脆化量を大幅(約1/6)に低減できることを明らかにした。

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

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：50.56(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

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：122 パーセンタイル：99.07(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; M$"o$slang, 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：32 パーセンタイル：86.60(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 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：5 パーセンタイル：33.93(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

Study on the weld characteristics of 316LN by magnetization measurement

Kim, H. C.*; Kim, K.*; Lee, Y. S.*; Cho, S. Y.*; 中嶋 秀夫

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.650 - 653, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.307
 被引用回数：6 パーセンタイル：39.02(Materials Science, Multidisciplinary)

異なった溶接ワイヤを用いた316LNの溶接部の磁化測定を温度と磁場を変化させて実施した。この結果、測定された透磁率は、使用する溶接ワイヤに大きく依存した。また、溶接部の磁化の磁場依存性は母材とは異なることが観測された。溶接材料を使用しない溶接部あるいはマンガン含有量の少ない溶接ワイヤでは、オーステナイトと異なる第二相が形成されているが、ITERで使用する高マンガンを含有する溶接ワイヤではオーステナイト以外の第二相は観測されなかった。この結果、高マンガンを有するワイヤは組織が安定しており、ITERでの仕様に適していることがわかった。

論文

Deuterium diffusion in a chemical densified coating observed by NRA

高木 郁二*; 小林 卓志*; 上山 裕*; 森山 裕丈*; 中道 勝; 中村 博文; 林 君夫

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.682 - 684, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.275
 被引用回数：8 パーセンタイル：46.83(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉ブランケットにおいては、トリチウム増殖材から生成したトリチウムが構造材を透過して冷却材中へ漏洩しないようにするため、ブランケット容器構造材上に緻密なセラミック皮膜を成膜し、トリチウムの透過を低減することが考えられている。トリチウム透過低減皮膜の物性評価のため、核反応法(NRA法)を用いて皮膜の重水素拡散係数の測定を実施した。その結果、300$$^{circ}$$Cで7$$times$$10$$^{-17}$$m$$^{2}$$s$$^{-1}$$と、鋼材(SS304)と比較して5桁程度低く、本皮膜が十分な透過低減能を有していることが明らかになった。

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：50 パーセンタイル：93.53(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

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：2 パーセンタイル：16.37(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$$alpha$$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10$$mu$$m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

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：86 パーセンタイル：97.95(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：22 パーセンタイル：77.68(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。$$alpha$$$$rightarrow$$$$gamma$$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

Effects of residual stress on irradiation hardening in stainless steels

大久保 成彰; 三輪 幸夫; 近藤 啓悦; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.290 - 293, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.116
 被引用回数：5 パーセンタイル：33.93(Materials Science, Multidisciplinary)

高温で重照射を受けるなど厳しい環境でステンレス鋼を長時間使用すると照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が生じる懸念がある。これは、水冷却で高い損傷量までの照射を受ける機器で重要である。IASCCはおもに溶接部などで生じると考えられるが、種々の照射効果(照射硬化や照射誘起応力緩和及びスウェリング等)に影響されるために、IASCCの予測は困難である。ここでは、照射硬化に与える残留応力の影響について調べた結果を報告する。オーステナイト鋼に数%の塑性変形を曲げ変形により与え、変形なしの試料と同時にNiイオンを照射した。照射前後の残留応力測定により、照射による応力緩和を評価し、また、微小硬さ測定により照射硬化を評価した。その結果、曲げ変形の有無により、照射硬化に顕著な違いがみられた。曲げ変形した場合、約330$$^{circ}$$C及び400$$^{circ}$$Cと比較的低温の照射において、照射硬化が抑制された。また、熱時効では500$$^{circ}$$C付近の比較的高温でも応力緩和しない一方、イオン照射の場合、照射温度の範囲で顕著な応力緩和が生じた。以上から、照射誘起応力緩和に伴い照射硬化が抑制される場合があることが明らかになった。

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：5 パーセンタイル：33.93(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

Mechanical properties of F82H/316L and 316L/316L welds upon the target back-plate of IFMIF

古谷 一幸*; 井田 瑞穂; 宮下 誠; 中村 博雄

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.963 - 966, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.259
 被引用回数：20 パーセンタイル：75.01(Materials Science, Multidisciplinary)

日本におけるIFMIF背面壁の現在の設計では、その材料は316Lステンレス鋼及びF82H鋼からなる。それら316L鋼とF82H鋼とは互いに溶接される。この背面壁の316L鋼部分は、316L鋼製ターゲットアセンブリとも溶接される。背面壁は中性子重照射条件(年間50dpa)で稼動するため、あらかじめ溶接部分の金相観察及び機械特性試験を実施しておくことが重要である。これら試験の結果、F82H-316L間のTIG溶接部では大きな問題は見つからなかった。一方、316L-316L間のYAG溶接部では、有害な溶接欠陥なしに溶接できたものの、溶融金属部で硬さがやや低下した。破断がその溶融金属部で起き、引張強度及び伸びがやや低下した。さらに、その破断面で大きなボイドを含む幾つかの小さなくぼみが観察された。

論文

Experimental investigation of the IFMIF target mock-up

Loginov, N.*; Mikheyev, A.*; Morozov, V.*; Aksenov, Y.*; Arnoldov, M.*; Berensky, L.*; Fedotovsky, V.*; Chernov, V.*; 中村 博雄

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.958 - 962, 2009/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2008.12.257
 被引用回数：7 パーセンタイル：42.87(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIFリチウムターゲットの模擬試験装置を製作し、水及びリチウムループにて試験した。両者とも最高流速は20m/sである。数値解析及び実験により、模擬試験装置の直線部と凹面部との繋ぎ目でリチウム流れの不安定性が示された。水流れの流速の流れ幅に渡っての分布,ジェット厚さ,波の高さを測定した。水,リチウムともに、模擬試験装置の側壁付近での大きな厚さ増加が観察された。ノズル出口部形状がジェット安定性に及ぼす影響を評価した。ジェットの自由表面からのリチウム蒸発量,模擬試験装置の内壁への堆積量を評価した。ターゲットの有効性の点で、これらはそれほど重大ではないことを明らかにした。アルミニウムのゲッター材によりリチウム中の窒素濃度を2wppmまで低減できる可能性も出てきた。

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：39.02(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$$gamma$$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

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

高屋 茂; 古川 智弘; 青砥 紀身; M$"u$ller, 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：70 パーセンタイル：96.92(Materials Science, Multidisciplinary)

Al(0$$sim$$3.5wt%)とCr(13.7$$sim$$17.3wt%)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13.7$$sim$$17.3wt%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：35 パーセンタイル：88.15(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：86.60(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。

38 件中 1件目～20件目を表示