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論文

Properties of precipitation hardened steel irradiated at 323K in the Japan Materials Testing Reactor

新見 素二; 松井 義典; 實川 資朗; 星屋 泰二; 塚田 隆; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一; 秀 耕一郎*

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.92 - 96, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00699-0
 被引用回数：5 パーセンタイル：39.76(Materials Science, Multidisciplinary)

析出硬化型630ステンレス鋼の引張試験片、破壊靱性試験片及びシャルピー衝撃試験片をJMTRにおいて冷却水温度である325Kにて照射した。速中性子の照射量は最高で1.2$$times$$10$$^{26}$$m$$^{-2}$$(E$$>$$1MeV)である。試験温度は引張及び破壊靱性試験を293Kで、シャルピー衝撃試験は273~450Kの範囲で行った。引張強さは速中性子照射量7$$times$$10$$^{24}$$m$$^{-2}$$付近で1600MPaのピークを示し、それ以降は、1500MPa(1.2$$times$$10$$^{26}$$m-2)付近まで照射量とともに徐々に低下した。伸びは未照射材で12%程度、7$$times$$10$$^{24}$$m$$^{-2}$$までの照射で7%に低下した。破面観察結果は破壊が延性的であったことを示した。破壊靱性値は照射によって未照射材の約半分に低下した。破壊靱性試験片では、へき開破面が支配的であった。シャルピー衝撃試験によるDBTTは照射によって60K上昇した。

論文

Effects of He implantation on radiation induced segregation in Cu-Au and Ni-Si alloys

岩瀬 彰宏; L.E.Rehn*; P.M.Baldo*; L.Funk*

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.321 - 325, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00746-6
 被引用回数：1 パーセンタイル：12.69(Materials Science, Multidisciplinary)

15MeVのHeイオンと100~400keVのHeイオンとを同時照射したCu-Au,Ni-Si合金の照射誘起析出を、RBS法により測定した。15MeV Heイオンのみを照射した場合に大きく現れる表面への照射誘起析出は、低エネルギーHeイオンを同時照射した時、抑制される。以上の実験結果をもとに、Freely Migrating Defects生成におけるHe原子の効果について議論する。

論文

Effect of size and configuration of 3-point bend bar specimens on the J-R curves

實川 資朗; 内藤 明; 瀬川 潤*

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.87 - 91, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00698-9
 被引用回数：7 パーセンタイル：48.94(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料開発のための中性子照射には核分裂炉が用いられることが多いが、必要な損傷速度が極めて高いため使用できる炉や照射体積は限られる。このため試験片の微小化は重要な照射試験技術である。破壊特性に対する試験片寸法や形状の影響は比較的大きい。試験片形状の最適化と微小化のために、J$$_{Q}$$値やJ-R曲線に対するこれらの影響を評価した。試験片には大きさと形状を変えた7075-T6アルミニウム合金の3点曲げ試験片を用いた。試験片の幅と厚さは1.25~20mmの範囲で、a/W値は0.125~0.6の範囲で変化させた。J$$_{Q}$$やCODには試験片寸法や形状の効果は強く現れなかったが、J-R曲線やJ値の範囲はリガメント長さに強く依存した。これは測定できるJ値の範囲はリガメント長さに依存することを示す。

論文

Post-irradiation mechanical properties of austenitic alloys at temperatures below 703K

實川 資朗; 井岡 郁夫; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.167 - 172, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00775-2
 被引用回数：6 パーセンタイル：44.50(Materials Science, Multidisciplinary)

オーステナイトステンレス鋼は核融合実験炉に使用されることになっているが、受ける照射損傷のレベル及び温度はコンポーネントにより異なる。一方、これまで得られた結果の照射条件は限られているため、照射損傷レベル等に関して機械的性質の内挿や外挿が要求され得る。外挿のための考えを得るため、照射による機械的性質の変化の結果を、照射量、照射温度、核変換生成ヘリウム量及び材料組成の点から、照射誘起応力腐食割れも含めてレビューする。主なデータのソースは原研とORNLによるHFIRでの共同照射実験結果である。また、照射を受けた構造物の強度の推定に有用と考えられるシミュレーションの方法についても言及する。

論文

Microstructures of type 316 model alloys neutron-irradiated at 513 K to 1 dpa

三輪 幸夫; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.316 - 320, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00717-X
 被引用回数：5 パーセンタイル：39.76(Materials Science, Multidisciplinary)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の発生機構を解明する目的で、IASCC感受性に影響を及ぼす照射誘起マイクロストラクチャーや照射誘起偏析のうち、照射誘起マイクロストラクチャーに及ぼす添加元素の効果を調べた。供試材はSUS316系の高純度合金と、それに炭素、チタン、シリコン、リン、硫黄を単独又は複合して添加した合金の溶体化処理材である。これらをJRR-3で、514Kにて約1dpaまで中性子照射した後、透過型電子顕微鏡でマイクロストラクチャーの観察を行った。その結果、Moの添加によりフランクループの数密度と平均直径が低下した。また、炭素の添加により、フランクループの数密度が増大し、平均直径が低下した。Siの添加は、Moの添加と同様にフランクループの数密度及び平均直径の低下を起こした。他の元素、チタン、リン、硫黄の影響は、C及びSiの影響に隠された。

論文

ITER materials R&D data bank

田中 茂; R.Matera*; G.Kalinin*; V.Barabash*; 毛利 憲介*

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.478 - 485, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00804-6
 被引用回数：4 パーセンタイル：34.15(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER真空容器内材器(ダイバータ、第一壁、ブランケット、真空容器等)構成材料に関係する工学R&Dで得られた膨大な実験生データを蓄積して、設計に有効利用するため、「ITER材料関連R&Dデータバンク」を構築した。ベリリウム、タングステン、炭素系材料、銅合金、ステンレス鋼等の単体材料の熱機械的特性(中性子照射効果含む)に加えて、これら材料間(Be/Cu,W/Cu,CFC/Cu,Cu/SS,Cu/Cu,SS/SS)の各種接合(ロウ付け、HIP、爆着、摩擦接合、プラズマスプレー等)の熱機械的特性(中性子照射効果含む)、さらにこれら接合法を用いて製作された水冷模擬試験体の高熱負荷繰返し疲労試験の結果を収録した。またプラズマ対向材料(Be,W,CFC)のプラズマ壁相互作用(スパッタリング及びディスラプション時熱負荷による損耗、水素同位体の吸蔵、放出)及び各種冷却管の限界熱流束に関する実験データも収録した。

論文

Defect accumulation behavior in iron irradiated with energetic ions and electrons at $$sim$$80K

知見 康弘; 岩瀬 彰宏; 石川 法人

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.236 - 240, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00742-9
 被引用回数：9 パーセンタイル：56.13(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉に用いられる材料は常に放射線に曝されるため、その照射挙動を調べることは重要なことである。これまでFCC金属については電子線、イオン、中性子照射での挙動が調べられているが、BCC金属については電子線、中性子照射がおもに行われ、イオン照射はあまり行われていない。そこで今回、代表的なBCC金属である鉄について低温でイオン照射を行い、そのときに導入される格子欠陥の蓄積挙動を調べた。スパッタリングでサファイア基板上に作製した鉄薄膜(厚さ~200nm)に0.5$$sim$$2.0MeVの$$^{1}$$H,$$^{4}$$He,$$^{12}$$C,$$^{20}$$Ne,$$^{40}$$Arを$$sim$$80Kで照射し、そのときの電気抵抗変化をその場測定した。導入された欠陥の照射量依存性を示す曲線から、欠陥生成断面積、欠陥消滅断面積、損傷効率といった基礎データが各イオンについて求められた。一次はじき出し原子の平均エネルギーが大きくなるにつれて、損傷効率は減少していき~0.3でほぼ一定になる傾向が得られた。

論文

Present status of data-free-way (distributed database system for advanced nuclear materials)

辻 宏和; 横山 憲夫; 藤田 充苗*; 栗原 豊*; 加納 茂機*; 舘 義昭*; 志村 和樹*; 中島 律子*; 岩田 修一*

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.486 - 490, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00805-8

金材技研、原研及び動燃は、平成2年度から6年度までの共同研究で、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを構築した。このシステムをさらに発展させるため、新たにJSTを加えた4機関で利用技術の開発を柱とした共同研究を平成7年度から11年度までの5年間の計画で開始した。初期のシステムでは特定回線を確保してデータの相互利用を行っていたが、この共同研究では、最近の急速なインターネットの普及と高速伝送回線の整備に対応してシステムの充実を図った。データフリーウェイに収録されているステンレス鋼の照射関連のデータを用いて、クリープ特性、疲労特性等に及ぼす中性子照射効果を抽出するとともに、照射データの不足している条件を明らかにして今後の実験計画への提言を行った。

論文

Users' requirements for IFMIF

野田 健治; Ehrlich, K.*; 實川 資朗; Moeslung, A.*; Zinkle, S.*

Journal of Nuclear Materials, 258(263), p.97 - 105, 1998/10

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00429-2
 被引用回数：21 パーセンタイル：81.75(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)の役割は、(1)核融合材料の開発、(2)核融合DESO炉の設計用材料データベースの取得等である。ここでは、IFMIFの概念設計活動(IFMIF-CDA)のためのユーザー要求を試験すべき材料、試験の形式、微小試験片技術、照射条件等について示される。試験すべき材料としては、フェライト鋼、V合金、SiC/SiC複合材料等の構造材料、Li$$_{2}$$O及びLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$等の増殖材料、炉内構造物絶縁及びRF窓等の絶縁セラミック材料等であり、試験の形式としては、照射後試験と運転条件下での材料特性を調べるための照射下その場実験がある。また、照射条件としては、必要な中性子束、照射試験体積、中性子束勾配、中性子スペクトル、材料損傷パラメータ等についてふれる。

論文

Helium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O sintered pellets

八巻 大樹; 谷藤 隆昭; 野田 健治

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.723 - 729, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00237-3
 被引用回数：2 パーセンタイル：23.99(Nuclear Science & Technology)

本研究では、中性子照射した酸化リチウム単結晶試料からのヘリウム放出挙動を観測した。熱中性子照射試料に対する等速昇温測定実験においては、いずれの試料も単一の放出ピークを観測した。このピーク温度は、単結晶粒が大きくなるほど、また中性子照射量が多くなるほど高くなった。このピークは単結晶粒内拡散律速によるものと考えられる。このことは、以前に行われた、酸化リチウム焼結体試料からのヘリウム放出挙動との比較からも裏付けられる。また、高速中性子で重照射(Li燃焼度5%)を行った試料からのヘリウム放出曲線は、大きな放出ピークの上に、いくつもの細かいピークが重なって観測された。このことは、重照射によって、試料中に細かいクラックが多数入っていることを示唆していると考えられる。

論文

Tritium retention study of tungsten using various hydrogen isotope irradiation sources

大平 茂; Steiner, A.*; 中村 博文; R.Causey*; 西 正孝; Willms, S.*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.990 - 997, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00315-8
 被引用回数：15 パーセンタイル：73.86(Materials Science, Multidisciplinary)

タングステンはその高熱抵抗からITERのダイバータの候補材としてあげられているが、トリチウムの滞留量評価に必要なデータには大きなばらつきが見られる。この原因としては、表面酸化膜の存在、焼結圧延の際に生成する格子欠陥の生成、入射粒子の性状による滞留挙動の違いによるものが大きいと考えられる。これらの影響を明らかにするため、電流、イオンエネルギーの異なる水素イオン源、中性粒子を発生するRFプラズマ源等を使用し、様々な条件(温度、照射量等)の下で、タングステン試料中のトリチウム滞留挙動を観測した。その結果、イオンで打込まれた水素同位体は、昇温脱離スペクトルにおいて600$$^{circ}$$C及び1200$$^{circ}$$Cに2つのピークとなり焼結圧延された試料から脱離するが、中性粒子照射の試料、あるいは焼鈍前処理された試料においては高温側の脱離ピークは見られず、欠陥のトラップと粒子エネルギーの相関が示唆された。

論文

Damage structure evolution in Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ irradiated with multiple ion beams of H,He and O and after annealing

片野 吉男; 中沢 哲也; 八巻 大樹; 有賀 武夫; 野田 健治

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1842 - 1847, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00410-3
 被引用回数：7 パーセンタイル：52.97(Materials Science, Multidisciplinary)

Al$$_{2}$$O$$_{3}$$中のH,Heによる損傷効果を評価する目的から、酸素(O)イオン(4.7MeV)をはじき出し損傷関数(dpa)として利用し、H,He/dpaとスエリングの関係を調べた。照射実験には高崎研TIARAのトリプルビーム照射装置を用い、650$$^{circ}$$Cの照射温度で最大損傷量7.6dpaまで行い、照射後電子顕微鏡観察により損傷組織を入射イオンの深さ方向からの関数として評価した。その結果、Oイオンによる損傷は2.7$$mu$$mの深さまで形成し、表面近傍には~150nm大きさの転位ループが分布した。一方キャビティは、H(0.25MeV)、He(0.9MeV)及びOイオンの各飛程(1.4,2.1及び2.6$$mu$$m)付近にピークを持って分布し、これらによるスエリングは各々0.2,0.3及び1%であった。これらは照射後焼鈍(1000$$^{circ}$$C$$times$$1h)によって、He及びOイオン領域では50~80nmに成長したキャビティが形成され、それらによるスエリングは5.8及び8%に増大した。これらの挙動から、HeやO原子は、はじき出し損傷によって生成した欠陥集合体がキャビティ成長を促進する。H原子は転位の上昇運動によって消滅し易い。

論文

In situ observation of microstructural development during electron irradiation in Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ containing Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$ or TiO$$_{2}$$

仲田 清智*; 片野 吉男; 野田 健治

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1831 - 1835, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00146-9
 被引用回数：1 パーセンタイル：14.60(Materials Science, Multidisciplinary)

Al$$_{2}$$O$$_{3}$$(アルミナ)の照射によるスエリング性の改良のため、種々の添加元素の照射挙動に与える効果を検討した。純Al$$_{2}$$O$$_{3}$$では、973K以上の電子照射温度で、転位ループとキャビティが生成し、さらに、試験片表面にAl析出物が現れた。TiO$$_{2}$$添加Al$$_{2}$$O$$_{3}$$照射挙動は、純Al$$_{2}$$O$$_{3}$$と同様であったが、Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$を添加したAl$$_{2}$$O$$_{3}$$では、転位ループやキャビティは生成するが、純Al$$_{2}$$O$$_{3}$$と比較して、成長速度が著しく小さく、結果としてスエリングが抑制された。また、表面のAl析出も形成されなかった。これはCr$$_{2}$$O$$_{3}$$添加によって照射で導入された格子間原子の移動度が低下することに起因することがわかった。

論文

Development of a miniaturized hour-glass shaped fatigue specimen

三輪 幸夫; 實川 資朗; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 258-263(PT.A), p.457 - 461, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00306-7
 被引用回数：16 パーセンタイル：75.57(Materials Science, Multidisciplinary)

IFMIF等を用いた、核融合炉構造材の照射特性を調べるうえで必要な試験技術の内、微小な試験片を用いた疲労試験方法の開発を行った。試験片は外形が25.4mm$$times$$5mm$$times$$1.5mmで、試験部が直径1.25mm、曲率が10mmの砂時計型疲労試験片である。この試験片を用いて、径方向歪制御の、完全両振り型の疲労試験を0.1%/sの歪み速度で、大気中、室温にて行った。その結果、歪範囲が1.5%~0.8%の間では、オーステナイト系ステンレス鋼の疲労寿命は、大型の試験片の疲労寿命とほとんど同じくらいであった。また、試験機荷重軸のずれの影響を調べ、100$$mu$$m程度までのずれが許容される可能性のあることがわかった。

論文

Development of divertor plate with CFCs bouded onto DSCu cooling tube for fusion reactor application

鈴木 哲; 鈴木 隆之*; 荒木 政則; 中村 和幸; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.318 - 322, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00231-1
 被引用回数：8 パーセンタイル：56.47(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合実験炉用ダイバータ板模擬試験体の高熱負荷実験について報告する。試験体は表面材料に高熱伝導率をもつCFC材料を使用し、冷却管には疲労強度が高く、接合性にも優れたアルミナ分散強化銅製の2重管を使用している。本試験体、並びに比較のための純銅製冷却管をもつ試験体に対して定常熱負荷(20MW/m$$^{2}$$)をくり返し与え、熱疲労強度を評価する実験を行った。その結果、純銅製冷却管をもつ試験体は約400サイクルで冷却管が疲労により破損した。一方、アルミナ分散強化銅製冷却管をもつ試験体は顕著な疲労損傷を受けることなく1000サイクルの負荷に耐えることを実証し、本冷却管の疲労強度における優位性を示した。

論文

Influence of brazing conditions on the strength of brazed joints of alumina dispersion-strengthened copper to 316 stainless steel

西 宏; 菊地 賢司

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.281 - 288, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00230-X
 被引用回数：24 パーセンタイル：84.36(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERの第一壁部に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の接合について、ろう付接合を用いた時の強度を明らかにするため、銀ろうと組成の異なる3種類の金ろうを用い、接合面間隔と接合時間を変えて接合し、それらの継手について引張り、シャルピー衝撃、低サイクル疲労試験を行い、継手強度を明らかにした。その結果、接合強度に及ぼす接合面間隔、接合時間の影響は小さく、ろう材の種類の影響が大きかった。最も高い継手強度が得られたろう材は融点の低い金ろうで、引張強度は分散強化銅母材の強度が得られた。しかしシャルピー衝撃、低サイクル疲労強度は母材より低く、特に衝撃強度は母材の10%しかなかった。この原因は分散強化銅が接合中に溶融・凝固するため、分散していたアルミナが凝集するため、分散強化銅の強度が低下するためであることを明らかにした。

論文

Microstructural evolution of welded austenitic stainless steel irradiated in HFIR target experiments

沢井 友次; 芝 清之; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1997 - 2001, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00076-2
 被引用回数：3 パーセンタイル：31.18(Materials Science, Multidisciplinary)

改良ステンレス鋼JPCAに電子ビーム溶接を行い、母材及び溶接部から採取した試験片をHFIRターゲットキャプセルで照射した。照射温度は300,400及び500$$^{circ}$$Cであり、照射量は17dpaであった。300$$^{circ}$$Cでは、キャビティーは2nm以下であり試料によるミクロ組織変化はほとんど見られなかった。400$$^{circ}$$Cではキャビティーサイズは若干大きくなるが(最大8nm)、ヘリウムガス圧によるバブルと推定される。これに比して500$$^{circ}$$CではJPCA溶接部試験片中に最大30nmまでのキャビティーが観察され、これらはボイドであると推定される。溶金部試料では最終凝固部分にチタン等のスエリング抑制元素が偏析した結果、500$$^{circ}$$Cでのミクロ組織変化は不均一であり、初晶に対応する凝固セル中央部では顕著なボイドの発生、成長により耐スエリング性劣化が見られる。凝固セル界面ではキャビティー密度は高いものの、全て微細なバブルにとどまっておりスエリングは少なかった。以前の超高圧電子顕微鏡による実験結果とは完全に一致しないが、ヘリウムの発生する照射環境でも、改良ステンレス鋼の耐スエリング性が溶接によって劣化することが示された。

論文

Irradiation embrittlement of 2.25Cr-1Mo steel at 400$$^{circ}$$C and its electrochemical evaluation

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1187 - 1192, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00184-6
 被引用回数：4 パーセンタイル：38.09(Materials Science, Multidisciplinary)

照射温度が290$$^{circ}$$C~400$$^{circ}$$Cで、1$$times$$10$$^{22}$$~3$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射を受けた2.25Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400$$^{circ}$$Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、この程度は極めて小さい。しかし、照射量が1$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、照射温度を約300$$^{circ}$$Cから400$$^{circ}$$Cに変えた場合、300$$^{circ}$$Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400$$^{circ}$$C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400$$^{circ}$$C照射による2.25Cr-1Mo鋼の脆化の主因は粒界脆化であることがわかった。また、電気化学的分極法により、その原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。

論文

Thermal shock resistance of SiC compositionally graded C/C composites

藤井 貴美夫; 山田 禮司

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1953 - 1959, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00167-6
 被引用回数：8 パーセンタイル：56.47(Materials Science, Multidisciplinary)

炭素/炭素繊維複合材料は、核的性質、高温特性に優れ、核融合炉の第一壁を始めとして多くの分野で有力な候補材料として注目されている。一方高温の酸化性雰囲気あるいは、プラズマ状水素雰囲気中において反応性が高い欠点を有している。C-C材の耐反応性を向上させるため炭化ケイ素(SiC)を材料表面にCVD被覆することが考えられる。しかし基材との熱膨張係数の違いによって被覆が剥離することが懸念される。そこで熱応力を緩和するため、C-C材の表面から内部に向かってSiCの濃度(傾斜)勾配を持つ1D、フェルト系C-C材を基材としたSiC傾斜組成材料を創製し耐熱衝撃性を評価した。結果は次の通りである。(1)熱膨張係数の異方性の強いC-C材では、SiCの熱膨張係数より極端に小さい値を有する繊維、フェルト方向に対し、直角方向に被覆層にクラックを生ずる。(2)クラッキングの主原因は繊維部分がSiCを形成しにくいためと考えられる。

論文

Neutron irradiation embrittlement of polycrystalline and single crystalline molybdenum

渡辺 勝利; 菱沼 章道; 平岡 裕*; 藤井 忠行*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.848 - 852, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(98)00120-2
 被引用回数：12 パーセンタイル：67.84(Materials Science, Multidisciplinary)

浸炭処理を施したMo多結晶及び単結晶について、中性子照射に基づく延性-脆性遷移挙動を検討した。用いた試料は15wt・ppmO、$$<$$3wt・ppmN及び30wt・ppmCを含むMo多結晶及び10wt・ppmO、$$<$$2wt・ppmN及び30wt・ppmCを含む$$<$$011$$>$$及び$$<$$001$$>$$軸方位のMo単結晶である。照射はJRR-2を用いて、673,873及び1073Kにおいて速中性子照射量(7.9-9.8)$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$とした。照射後曲げ特性測定を行い、さらにSEMによる破面解析を併せて行った。得られた結果は多結晶と単結晶との差異、浸炭の効果及び照射温度の影響等について解析を行った。曲げ試験結果はいずれの照射温度においても、多結晶試料よりも単結晶試料の方が照射に基づく延性-脆性遷移温度のシフトが著しく大きいことを示した。一方、浸炭処理は単結晶においてよりも多結晶において一層有効であることがわかった。このことは多結晶では粒界界面がC添加により強化されることを示唆している。

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