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論文

Irradiation hardening in F82H irradiated at 573 K in the HFIR

廣瀬 貴規; 大久保 成彰; 谷川 博康; 安堂 正己; Sokolov, M. A.*; Stoller, R. E.*; Odette, G. R.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.108 - 111, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:23.58(Materials Science, Multidisciplinary)

F82Hは日米協力照射試験プログラムの下で、過去20年以上にわたって研究が進められてきた。これらの結果、F82Hは673K以上では60dpaまで照射硬化しないことが明らかとなった。本研究では照射硬化が顕著になる573KにおけるF82H照射試験の最新の結果を要約する。この研究で使用された材料はF82H-IEA及び改良鋼である。照射後の強度試験によりF82Hの照射硬化は9dpa付近で飽和し、その耐力は1GPaであることが明らかとなった。延性の低下も同様に9dpaで飽和した。また、照射の前にF82H-IEAより優れた延性を示した熱処理改良鋼の照射後延性は、標準的なF82Hのそれと同じレベルになることを得た。これはブランケット製作工程で生じたHAZ等の軟化部では延性低下が顕著となることを意味する。一方、ブランケット製作工程の熱履歴下で優れた組織安定性を示すTa増量鋼F82H-mod3の照射応答は、F82H-IEAと同等でありTaの悪影響は認められなかった。したがって、mod3材はHIPによって製造されるブランケットの構造材料として有効であると言える。

論文

Tensile test technique for composites using small notched specimens

野澤 貴史; 谷川 博康

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.440 - 444, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.14(Materials Science, Multidisciplinary)

原子力材料の照射研究において微小試験片法の開発は重要な課題の一つである。本研究は、小型ノッチ試験片を用いた複合材料のための引張試験片法の開発を主眼とし、そのため、ノッチ試験片を用いた際の亀裂進展挙動と試験片サイズ効果を明らかにした。SiC/SiC複合材料の亀裂進展挙動は適切な界面制御によりノッチ鈍感であることを解明し、本結果を受けて主要な引張特性は容易にノッチ試験片から予測可能となった。特に、有意な試験片サイズ効果が認められないことが明らかとなった。これらの成果を足がかりに、ノッチ試験片を用いた微小引張試験法を提案するに至った。

論文

Radiation hardening and IASCC susceptibility of extra high purity austenitic stainless steel

井岡 郁夫; 石島 暖大; 宇佐美 浩二; 桜庭 直敏; 加藤 佳明; 木内 清

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.887 - 891, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.14(Materials Science, Multidisciplinary)

主要元素の調整,有害不純物の低減,熱処理による微細粒化からなるIASCC対策を施した超高純度オーステナイトステンレス鋼(Fe-25Cr-35Ni EHP)を開発した。照射試験片は外径11mm,肉厚0.4mmの管から作製した。試験片は、JRR-3で不活性ガス中、25000h, 553Kで照射し、照射量は1.5$$times$$10$$^2$$$$^5$$n/m$$^2$$であった。IASCC感受性を評価するため、高温水中(7.7MPa, 561K, 32ppmDO)で照射材のSSRT試験を実施した。SSRT後のSEM観察より、Fe-25Cr-35Ni EHPは延性破面であったが、比較材のSUS304では約70%の粒界破面が観察された。微細組織の観察では、両材ともボイドは認められなかったが、照射欠陥のサイズ,密度に違いがあり、Fe-25Cr-35Ni EHPは、SUS304より耐照射性に優れているものと考えられる。

論文

Basic technology for $$^{6}$$Li enrichment using an ionic-liquid impregnated organic membrane

星野 毅; 寺井 隆幸*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.696 - 699, 2011/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:12.15(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の燃料となるトリチウムは、6-リチウム($$^{6}$$Li)と中性子との核反応により生産するが、天然のリチウムには$$^{6}$$Liが約7.6%しか存在せず、必要なトリチウム量を生産するためにはより高濃縮の$$^{6}$$Liが必要となる。$$^{6}$$Li濃縮技術としては水銀を用いたアマルガム法が海外にて使用されているが、日本では水銀による環境汚染の観点から大量製造が可能な手法は確立されていない。そこで、Liイオンを選択的に透過させるイオン液体に着目し、Li同位体分離技術への適応を探る予備的試験を行った。本法は、Liイオンのみを透過させる特性を持つイオン液体を含浸した有機隔膜を電気透析セルに装荷し、通電することにより$$^{6}$$Liを分離濃縮するもので、予備的試験の結果、アマルガム法(同位体分離係数:約1.06)を凌ぐ1.2以上の同位体分離係数が得られた。本結果より、イオン液体含浸有機隔膜による電気透析方式のLi同位体分離法は、実用的な濃縮$$^{6}$$Li製造方法として期待が持てることを明らかにした。

論文

Development of advanced tritium breeding material with added lithium for ITER-TBM

星野 毅; 加藤 剣一*; 名取 ゆり*; 及川 史哲; 中野 菜都子*; 中村 和*; 佐々木 一哉*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 蓼沼 克嘉*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.684 - 687, 2011/10

 被引用回数:33 パーセンタイル:5.38(Materials Science, Multidisciplinary)

Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$は日本におけるITERテストブランケットモジュール(TBM)に装荷するトリチウム増殖材料の候補材料として選定されている。本材料は水素添加ガス雰囲気中で高温・長時間、中性子照射されるため、水素により還元されにくく、Liの蒸発及び核的燃焼に対する耐久性が要求される。そこで、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$よりLi/Ti比が大きく、しかもLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$の結晶構造を持つ先進トリチウム増殖材料であるLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$(Li$$_{2+x}$$TiO$$_{3+y}$$)の開発を行った。水酸化リチウム一水和物とメタチタン酸を回転混合させることにより、常温にて始発原料同士の固相反応を進行させ、ゲル状とした。このゲル状試料を焼成したLi添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$は、無添加Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$のXRD回折ピークと一致し、他の不純物等による相は観察されなかった。さらに、Li/Ti分析結果から、合成前後のLi/Ti比はほぼ一致した。これらの結果より、従来の固相合成法に常温固相合成反応を取り入れることで、高温・長時間使用時においても化学的に安定なITER-TBM用Li添加型Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$が合成可能となることを初めて明らかにした。

論文

Sintering properties of beryllides for advanced neutron multiplier

中道 勝; 米原 和男

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.765 - 768, 2011/10

 被引用回数:40 パーセンタイル:3.56(Materials Science, Multidisciplinary)

Advanced neutron multipliers with lower swelling and higher stability at high temperature are desired in pebble bed blankets. Beryllides are the most promising advanced neutron multipliers. However, beryllide is too brittle. The establishment of the fabrication technique for beryllides is a key issue. In this study, it reports on the preliminary results of beryllide synthetic using a plasma sintering method. The plasma sintering results in starting powder particle surface activation that enhances powder particle sinterability and reduces high temperature exposure. Preliminary sintering test of TiAl intermetallic as an alternative material of beryllide was carried out. The formations of Ti-Al intermetallics were identified. From the result of this preliminary sintering test, it is assumed that the intermetallic compound as beryllide could be directly synthesized by the plasma sintering method from mixed powder particles of Be and Ti at a lower temperature than melting point.

論文

Performance of various hydrophobic coatings to reduce HTO contamination

岩井 保則; 小林 和容; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1187 - 1190, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.31(Materials Science, Multidisciplinary)

トリチウム閉じ込めは核融合炉の安全確保の根幹である。したがって、建家に使用されるコンクリートやエポキシ材上へのトリチウム水汚染はできる限り低減する必要がある。本報告では、シリカ無機撥水剤,アクリルコーティング剤,撥水性フッ素塗料,トリメチルメトキシシラン剤,金属薄膜といった疎水性コーティングの性能を評価した。これらコーティングを施したコンクリートサンプルやエポキシサンプルを1-60週間、740-1110Bq/cm$$^{3}$$のトリチウム水濃度に維持された室温環境下でバクロした。その後、取り出したサンプルを純水に浸漬し、溶出トリチウム水量を測定した。1週間といった短時間バクロでは特に疎水性コーティングが有効に機能し、材料中へのトリチウム水収着量が減少した。一例として単位重量あたりのトリチウム水収着量をコーティングを施していないコンクリート試料と比較した場合、シリカ無機撥水剤で66.8%,撥水性フッ素塗料で56.0%,トリメチルメトキシシラン剤で54.2%にまで減少した。コーティングの効果は長時間のHTOバクロでは徐々に低減する傾向が見られた。

論文

Recent progress in blanket materials development in the Broader Approach Activities

西谷 健夫; 谷川 博康; 野澤 貴史; 實川 資朗; 中道 勝; 星野 毅; 山西 敏彦; Baluc, N.*; M$"o$slang, A.*; Lindou, R.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1331 - 1335, 2011/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:26.02(Materials Science, Multidisciplinary)

幅広いアプローチ活動ではブランケット材料開発を中心としてR&Dを進めている。ブランケット構造材料開発では、低放射化フェライト鋼F82Hの5t溶解を実施し、2次溶解として電気スラグ溶解を用いることにより不純物制御ができることを確認した。欧州でもEUROFERの溶解を実施し3$$sim$$48mm厚の鋼板を製作した。SiC/SiC複合材の開発では、NITE-SiC$$_{f}$$/SiC複合材に対してダブルノッチ引っ張り試験を実施し、破壊強度がノッチサイズにあまり異存しないことを明らかにした。欧州では、SiCとLiPbの共存性試験の準備を実施した。先進中性子増倍材の開発では、BeとTiの粉末から直接Be-T金属間化合物を焼結することを試みた。また欧州では、30mm径のBe-T金属間化合物母材の製造に成功した。先進トリチウム増殖材の開発では、再処理法の確立を目指して、トリチウム増殖材微小球の溶解試験を行い、硝酸と過酸化水素水により90%以上溶解できることがわかった。

論文

IFMIF's new design; Status after 2 years of EVEDA project

Garin, P.*; 杉本 昌義

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1262 - 1266, 2011/10

 被引用回数:14 パーセンタイル:21.49(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIFは核融合の主要計画の一つであり、DEMO及び将来の発電プラント用材料を開発するための照射と特性試験を行うものである。工学実証工学設計活動は2007年半ばに日欧で締結された幅広いアプローチのもとで開始され、次の4つから成る。(1)IFMIFの工学設計を完成すること,(2)加速器の低エネルギー部の原型機を9MeVまで建設し、電流は目標の125mAをめざして運転すること,(3)液体リチウムループは純化トラップ,モニターを含んだシステムとして実証すること,(4)テストセルは高中性子束試験モジュールを設計製作し適切な条件下で試験すること。公式に事業開始後2年を経た時点で、参照概念設計から変更のあった重要な点は加速器の高エネルギー部,リチウムターゲットアセンブリの背面部,高中性子束試験モジュールの形状である。これらの変更の事業に及ぼす影響度について解説する。

論文

Characterization of the microstructure of dual-phase 9Cr-ODS steels using a laser-assisted 3D atom probe

野際 公宏; 西村 昭彦; 横山 淳; 大塚 智史; 皆藤 威二; 井上 賢紀; 大久保 忠勝*; 宝野 和博*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.201 - 204, 2011/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.16(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、2相ODS鋼における各相の酸化物粒子の分散状態を比較するために、3次元アトムプローブによる微細構造解析を行った。各相とも酸化物粒子のサイズは約3nmと同程度であったが、数密度については$$delta$$相の方が$$alpha$$'相よりも約4倍程度大きかった。これらの結果は機械特性試験の結果ともよく一致するものであり、9Cr-ODS鋼の優れた高温強度特性に$$delta$$相における酸化物粒子の高密度分散が寄与していることを明確に示すものである。

論文

Density functional calculations for small iron clusters with substitutional phosphorus

中沢 哲也; 五十嵐 誉廣; 都留 智仁; 加治 芳行; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1090 - 1093, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.54(Materials Science, Multidisciplinary)

鉄において粒界に偏析する不純物はその物理的・化学的特性を著しく変化させることが知られている。その不純物の一つであるPは熱や照射環境のもと粒界に偏析し、粒界割れを引き起こす。本研究では、粒界におけるPとFeの結合特性を理解するため、八面体構造を持つFeクラスターの結合エネルギーや電子構造への置換したPの影響を密度汎関数計算を用いて調べた。Feクラスターの結合エネルギーは置換したPの増加とともに増加している。この増加はFeからPへの電荷移動によるFe-P結合の強化による。一方、計算で得た結合次数はFe-Fe結合の弱体化を示している。照射によるPの偏析で生じる脆化は弱体化したFe-Fe結合と関係していると考えられる。

論文

Modeling of the grain boundary segregation of helium in $$alpha$$-Fe

鈴土 知明; 蕪木 英雄; 山口 正剛

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1102 - 1105, 2011/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:39.39(Materials Science, Multidisciplinary)

本論文では高速中性子照射下におけるヘリウム脆化に関し、ヘリウムの粒界偏析の計算科学的手法を議論する。われわれは特にアルファ鉄中の偏析現象のモデリングにキネティックモンテカルロ法を用いた。実際の計算では、第一原理計算から得られたヘリウム原子の移動、及び偏析エネルギーが用いられた。また、得られた結果をMcLeanの平衡偏析理論と比較検討した。

論文

Effect of welding and coating on deuterium permeation through F82H

中村 博文; 中道 勝; 谷川 博康; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1150 - 1153, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.54(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉、特に増殖ブランケットは多くの溶接部を有しており、また、透過防止膜で被覆されている。このような部位からのトリチウム透過量を評価するために、核融合炉構造材の候補材であるF82Hに対し、種々の表面状態,表面処理を行わない(BareF82H),溶接部を有するF82H(WeldF82H)及び金メッキを施したF82H(AuF82H)に関する重水素透過試験を実施した。透過試験の結果、重水素の定常透過及び過渡挙動から導かれる拡散係数を議論した。その結果、BareF82Hからの重水素透過は、清浄表面での透過より小さいこと、溶接部からの重水素透過BareF82Hと大差ないこと、及び金メッキはF82Hからの透過抑制効果が大きいことがわかった。

論文

Study of the behavior of tritiated water vapor on concrete materials

小林 和容; 岩井 保則; 林 巧; 山西 敏彦

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1183 - 1186, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.31(Materials Science, Multidisciplinary)

安全性及び社会的受容性の高い核融合炉施設を建設するうえで、トリチウムの安全取扱技術の向上は、大きな課題の一つである。特に、環境への放出の防止,作業者への被ばくの低減が、重要である。ITERのトリチウムホットセルでは、さまざまな材料が用いられ、それら材料は、トリチウムに曝される可能性がある。特に最終閉じ込め系で用いられるコンクリート材料におけるトリチウムの挙動は非常に重要である。そこで、本研究では、トリチウムを一定期間曝露することで、コンクリート中のトリチウムの吸着量を把握するとともに、脱離時の化学形の測定,FT-IRによる吸着時の表面状態の観察を行うことにより、トリチウムの挙動に関して検討した。その結果、セメントペーストやモルタルは、少なくとも半年以内で飽和に達し、コンクリートは、1か月前後で飽和に達した。脱離時の化学形は、トリチウム水蒸気がほとんどであるが、水蒸気の添加や、昇温することにより、水素ガスやその他化合物として脱離することも明らかになった。

論文

Development of a low activation concrete shielding wall by multi-layered structure for a fusion reactor

佐藤 聡; 前川 利雄*; 吉松 賢二*; 佐藤 孝一*; 野中 英*; 高倉 耕祐; 落合 謙太郎; 今野 力

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1131 - 1134, 2011/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:44.16(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉等の中性子発生施設に用いるコンクリート壁に関し、建設コストや廃棄コストの増加を抑制しながら誘導放射能を低減させることを目的として、ボロン含有コンクリート層を有する多層コンクリート構造体を開発した。本構造体は、中性子線源側から順に、低放射化コンクリート,ボロン含有低放射化コンクリート,普通コンクリートから構成されている。本研究では、多層コンクリート構造体の有効性を確認するために、原子力機構の核融合中性子源施設FNSを用いて、多層コンクリート構造体試験体の14MeV中性子照射実験を行い、金とニオブの反応率分布,コンクリート中の誘導放射能分布を測定した。比較のために、普通コンクリート単一構造体及びボロン含有低放射化コンクリート単一構造体に対しても、照射実験を行った。多層構造コンクリート構造体では、試験体表面から深さ15cmの位置での金の反応率は、普通コンクリート単一構造体のおおむね1/3程度となった。また、その値は、ボロン含有コンクリート単一構造体での金の反応率とほぼ同じ値であり、開発した多層コンクリート構造体を用いることにより費用の高いボロン量を抑制しながら、誘導放射能を低減させることができることを確認した。

論文

Stability of non-stoichiometric clusters in the MA957 ODS ferrtic alloy

酒瀬川 英雄; Legendre, F.*; Boulanger, L.*; Brocq, M.*; Chaffron, L.*; Cozzika, T.*; Malaplate, J.*; Henry, J.*; de Carlan, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.229 - 232, 2011/10

 被引用回数:52 パーセンタイル:1.96(Materials Science, Multidisciplinary)

商用化されている酸化物分散強化型鋼MA957は少なくとも2種類のナノメートルサイズの酸化物粒子を持っていた。非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターと化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$である。非化学量論組成のクラスターの大きさは化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$よりとても小さいものであった。ここから非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターが酸化物分散強化を支配することを確認した。ここでは、この非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターの熱処理後(1473K$$times$$1h)の安定性に注目した。ほとんどの非化学量論組成のクラスターは安定だったが、一部をサイズを大きくさせながら化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$になった。これらに加えて、TiO$$_{2}$$も観察された。これらはイットリウムの増加した殻を持っていた。イットリウムの拡散がこれらの酸化物の成長のために重要な役割があることがわかった。

論文

Present status of refurbishment and irradiation technologies in JMTR

稲葉 良知; 石原 正博; 新見 素二; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1348 - 1351, 2011/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.31(Materials Science, Multidisciplinary)

材料試験炉(JMTR)は、1968年3月に初臨界となった試験研究炉であり、原子炉用燃料や材料の照射試験の他、RI製造にも利用されてきた。改修と改良のため、2006年8月にJMTRは運転を停止し、2011年度から再稼動する予定である。JMTRの再稼動に向けて、JMTRでは高経年化した原子炉機器の更新,新照射設備の準備及び照射技術の開発が行われている。新JMTRの照射設備及び照射技術は、核融合炉材料の開発にも貢献することができる。本論文では、JMTRにおける改修と、計測に焦点を当てた照射技術の現状について述べる。

論文

Theoretical study on segregation of Cu, Mo and W impurities and stability of impurity-vacancy pairs in bcc Fe

都留 智仁; 阿部 陽介; 鈴木 知史; 中沢 哲也; 加治 芳行; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1054 - 1057, 2011/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.73(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉における構造材料の有力な候補として期待される低放射化フェライト鋼において、マトリクス中の不純物の安定性は照射脆化等の材料劣化に寄与する大きな要因である。本研究では、圧力容器等に用いられるフェライト鋼と低放射化フェライト鋼における不純物元素の析出特性と、空孔ペアとの安定性について第一原理計算を用いた検討を行った。その結果、Feマトリクス中の相互作用係数と析出エンタルピーの評価から、WやMoはCuなどの閉殻系と異なり固溶状態が安定であることがわかった。

論文

Flexible heat resistant neutron shielding resin

助川 篤彦; 穴山 義正*; 奥野 功一*; 櫻井 真治; 神永 敦嗣

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.850 - 853, 2011/10

 被引用回数:16 パーセンタイル:18.15(Materials Science, Multidisciplinary)

改良した高分子樹脂を主成分とする可撓性を有する耐熱中性子遮へい樹脂材を開発した。耐熱温度の指標である分解温度は271$$^{circ}$$Cである。$$^{252}$$Cf中性子源を用いた中性子遮へい性能は、代表的な中性子遮へい樹脂材であるポリエチレンと同程度となることを確認した。250$$^{circ}$$C環境下における樹脂材の脱ガス成分の測定結果は、H$$_{2}$$, H$$_{2}$$O, CO, CO$$_{2}$$であった。開発した耐熱中性子遮へい樹脂材は、JT-60SA装置のような超伝導トカマク核融合装置の追加遮へいとして真空容器周辺のポートストリーミング低減のために適用することが可能である。

論文

SCC susceptibility of cold-worked stainless steel with minor element additions

中野 純一; 根本 義之; 塚田 隆; 内一 哲哉*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.883 - 886, 2011/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.73(Materials Science, Multidisciplinary)

加工硬化層を有する低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)感受性を調べるため、高純度304ステンレス鋼を溶製し、微量元素、Si, S, P, CあるいはTiを添加した。加工硬化層をステンレス鋼表面に切削加工により導入した。試験片を42%MgCl$$_{2}$$の沸騰溶液に20時間浸漬し、発生したき裂の数と長さを調べた。すべての試験片中、Pを含む試験片のSCC感受性が最も高く、Cを含む試験片の感受性が最も低かった。磁気力顕微鏡により、マルテンサイト相と見られる磁性相を表面近傍に検出した。マルテンサイト相の耐食性はオーステナイト相のそれよりも低いことから、微量元素の添加は、変態したマルテンサイト量、すなわちオーステナイト安定性を通してSCC感受性に影響を及ぼしているのだろう。

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