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論文

In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra

倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.02

ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550$$^{circ}C$$で照射した後、550$$^{circ}C$$でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550$$^{circ}C$$で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。

論文

Tritium permeation experiment using a tungsten armored divertor-simulating module

中村 博文; 大平 茂; 舒 衛民; 西 正孝; Venhaus, T. J.*; Causey, R. A.*; Hyatt, D. R.*; Willms, R. S.*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1043 - 1047, 2000/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.02

タングステンを銅ヒートシンクに接合したモジュール内に加圧水を入れておき、実際のダイバータを模擬した温度で高粒子束のトリチウムプラズマ照射を行い、定期的に水をすべて抜き出しサンプリングすることによりプラズマ対向機器でのトリチウムの透過量評価の工学的実証が可能であることが、実際の実験の実施及び予備解析により確認された。本実験は日米協力研究により、ロスアラモス国立研究所にてトリチウムプラズマ実験装置(TPE)を用いて実施された。照射条件は、入射エネルギー:100eV、入射フラックス:4$$times$$10$$^{21}$$D$$^{+}$$・T$$^{+}$$/m$$^{2}$$/S、温度:473Kであった。プラズマ照射開始から6~9時間にトリチウム透過の立ち上がりが観測された。この実験結果はTMAP4コードの計算結果によく一致している。透過挙動に及ぼすタングステン中のトラップの影響についても検討した。

論文

Effects of co-implanted oxygen or aluminum atoms on hydrogen migration and damage structure in multiple-beam irradiated Al$$_{2}$$O$$_{3}$$

片野 吉男*; 有賀 武夫; 山本 春也; 中沢 哲也; 八巻 大樹; 野田 健治

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.942 - 946, 2000/12

 パーセンタイル:100

電気絶縁材料等として核融合炉で使用されるアルミナで、照射によって生じるH,Heのガス原子と格子からの原子のはじき出しとの相乗効果による損傷機構を調べる目的で、H,He及びOイオンのトリプルビーム、H,He及びAlイオンのトリプルビーム等のビームを照射した試料について、注入H原子の拡散挙動への注入O,Al原子の影響を比較した。HとAlを照射した試料ではH原子の拡散はHイオンだけを注入した場合よりも抑制されることを見いだした。さらにH,He,Alを照射した場合には、AlによるH原子拡散の抑制効果は、同時にOイオンとトリプルで照射した場合とほぼ同程度になり、注入Heが最も支配的であることを見いだした。組織変化も抑制されたH原子の拡散に対応し、Alと同時照射した試料ではキャビティー形成も抑制される。

論文

Re-weldability tests of irradiated austanite stainless steel by TIG welding method

土谷 邦彦; 河村 弘; Kalinin, G.*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1210 - 1214, 2000/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:18.6

核融合炉真空容器の候補材としてSUS316LNが考えられている。一方、真空容器の補修等を行う際に、照射されたSU316LNの再溶接が必要となる。本研究では、中性子照射したSUS316LNをTIG溶接法により溶接し、溶接試料の引張試験、硬さ試験及び金相観察を行い、照射済SUS316LNの再溶接性に対する中性子効果を調べた。JMTRにおいて、照射温度150$$^{circ}C$$で約2.0$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで照射したSUS316LNを溶接し、引張試験片を製作した。引張試験の結果、未照射/未照射及び照射/未照射の組み合わせの溶接材は未照射母材部で破断し、中性子照射により生成したHeが溶接部の強度劣化に影響を及ぼさないことを明らかにした。そのほか、溶接部近傍の硬さ試験及び金相観察を行い、溶接性に関する考察を行った。

論文

Depth profile of tritium in plasma exposed CX-2002U

田所 孝広*; 磯部 兼嗣; 大平 茂; 洲 亘; 西 正孝

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part2), p.1048 - 1052, 2000/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.38

プラズマ対向壁候補材の一つであるCX-2002U試料に高フルーエンスD/T RFプラズマを照射し、試料中の深さ方向トリチウム濃度分布をオートラジオグラフィの手法を用いて測定した。D/Tガス照射との比較から、低エネルギーD/T原子が試料内部深さ方向位置100$$mu$$m付近まで拡散していることがわかった。また、深さ方向トリチウム濃度分布から導きだした拡散係数は、照射時試料温度293Kにおいては1.7$$times$$10$$^{-16}$$m$$^{2}$$/s,573Kにおいては2.3$$times$$10$$^{-15}$$m$$^{2}$$/sとなり、従来のバルク拡散における値と比較して10$$^{7}$$程度大きいことから細孔内拡散が保持量に重要な役割を果たしていることがわかった。D/T RFプラズマ照射後、酸素RFプラズマを照射した試料における結果から、試料内部深さ方向位置100$$mu$$m付近までのトリチウムが除去されていることがわかり、試料内部のトリチウム除去に酸素RFプラズマ照射が有効であることがわかった。

論文

Mechanical and thermal properties of 2-D and 3-D SiC/SiC Composites

山田 禮司; 田口 富嗣; 井川 直樹

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.574 - 578, 2000/12

 被引用回数:52 パーセンタイル:4.3

実際の使用荷重条件を考慮した2次元及び3次元SiC/SiC複合材料を試作し、その機械的熱的性質を調べた。2次元材料ではSiC短繊維をランダムに配向させ一部3次元的繊維配向を実現した。また3次元繊維では最近開発された高弾性率を有するSiC長繊維で3次元配向を実現した。熱伝導率を測定した結果、新繊維をZ軸方向に配向する割合を増加させると試料厚み方向の熱伝導が向上することを明らかにした。今回用いた繊維は特に表面改質をしていないため、機械的強度及び靱性に関しては、電子線照射で不融化した従来のハイニカロンSiC繊維よりも悪い結果を得た。表面観察等から、SiC/C比が等比的新SiC繊維の場合表面層にカーボン富化した層がないため機械強度が弱いことが明らかとなり、カーボンコート等の表面改質が必要なことを示した。

論文

Development of wet process with substitution reaction for the mass production of Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$ pebbles

土谷 邦彦; 河村 弘

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1380 - 1384, 2000/12

 被引用回数:48 パーセンタイル:5.25

低温での良好なトリチウム放出特性、化学的安定性等の観点から、核融合炉ブランケットで用いられるトリチウム増殖材として、微小球形状のリチウムタイタネイト(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)が注目されている。本研究では、湿式造粒法の内、置換型ゲル化法によるLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の製造試験を行い、製造した微小球の基本的特性を調べた。微小球製造試験の結果、振動滴下装置を用いた場合の最適滴下組成が決定された。また、製造したLi$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球の基本的特性を調べた結果、焼結密度は約80%T.D.、真球度(微小球直径の長径/短径比)が1.05であり、均一でかつ大量の微小球製造に見通しを得た。

論文

Effects of helium production and irradiation damage on tritium release behavior of neutron-irradiated beryllium pebbles

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1401 - 1404, 2000/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.43

ベリリウムからのトリチウム放出挙動に関しては、これまでに表面酸化膜及び結晶粒径の効果について報告されているが、ヘリウム生成量及び照射損傷量の効果については報告されていない。このため、ヘリウム生成量及び照射損傷量が異なる条件で照射したベリリウム微小球からのトリチウム放出特性を調べた。照射条件は3種類で照射温度が445,383,616($$^{circ}C$$)、各照射温度に対応するヘリウム生成量及びdpaが7,5.1,10($$times$$10$$^{2}$$appmHe)及び4,8.6,6である。これらの試料を用いてトリチウム放出率測定試験を行った結果、照射損傷が大きい試料の見かけのトリチウム拡散係数が大きくなることが明らかになった。

論文

Impact of irradiation effects on design solutions for ITER diagnostics

山本 新; 四竈 樹男*; Belyakov, V.*; Farnum, E.*; Hodgson, E. R.*; 西谷 健夫; Orlinski, D.*; Zinkle, S.*; 河西 敏; Stott, P.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.60 - 69, 2000/12

 被引用回数:59 パーセンタイル:3.36

ITER国際熱核融合実験炉の計測機器要素のうちで高放射線環境下で使用が予想されるセラミック絶縁材,窓材,光ファイバー,鏡材,線材、そして、磁気プローブ,ボロメータなどの諸特性(電気,光,熱,機械特性など)に与える放射線の影響が、日,米,欧,露の4極により、ITERのR&Dタスク協定に基づいて実験的に調べられた。現在、それらのデータを用いて、計測機器の性能評価,放射線遮蔽を含む計測機器設計作業及び保守シナリオ検討などを十分に行える段階に達している。この講演においては、ITERのEDA工学設計活動を通じてなされた計測要素に対する照射効果の研究に関連する活動及び成果をレビューする。そのレビューを通じて、4極の活動が、中央設計チームを中核とする活動により有機的に結合され、R&D資源の効率化がもたらされたこと、また各々の極の研究内容の深化がもたらされたことを具体的な例を上げて述べる。

論文

International strategy for fusion materials development

Ehrlich, K.*; Bloom, E. E.*; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.79 - 88, 2000/12

 被引用回数:75 パーセンタイル:1.89

核融合炉材料開発20年を経た時点で実験炉,実証炉の段階に合わせた材料開発のあり方を国際ワークショップ(平成10年10月、デンマーク)で論じた結果を踏まえてまとめたものである。第1章では核融合開発における材料研究の意義と役割、第2章では材料に要求される課題の解決と開発目標、第3章は開発上の問題点と実現性の考察、第4章では具体的な候補材料についての開発戦略とそれらの評価,選択、第5章は開発の鍵をにぎる強力中性子源施設の建設実現の戦略と材料開発の整合、第6章はこれらの活動の基盤となる国際協力の進め方、そして結論から成っている。本報告はICFRM-9の招待講演に指名されている。

論文

Microstructure of welded and thermal-aged low activation steel F82H IEA heat

沢井 友次; 芝 清之; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.657 - 661, 2000/12

 被引用回数:32 パーセンタイル:10.02

IEAヒートF82HをTIG及びEB溶接し、溶接後歪み取り熱処理(PWHE)を施した後、さらに550$$^{circ}C$$での時効を実施した。また、母材の時効を500~650$$^{circ}C$$の間で行った。PWHT直後の溶接継手の硬さ分布では、TIG,EBともに溶金部での硬化が認められ、EBではより顕著であった。一方、TIGの場合には明瞭な軟化部が溶接熱影響部に認められた。母材の顕著な軟化は650$$^{circ}C$$以上の時効温度で認められたが、硬化したTIG溶接金属は、550$$^{circ}C$$での時効でも軟化を示した。溶金部の電子顕微鏡観察の結果、550$$^{circ}C$$,3000時間の時効でも、析出物の発生は通常の母材よりかなり少なかった。X線回折によって定められたF82HのTTT線図では、Laves相の発生は550$$^{circ}C$$時効の場合は6000時間以上の時効時間が必要とされているが、電子顕微鏡観察では溶金部中には550$$^{circ}C$$での3000時間時効でLaves相の発生が見られた。炭化物発生が少ないために固溶W量が多いこと、Laves相の発生を押さえると言われるNbの濃度が低いこと、あるいは凝固時の偏析等、溶金部では母材に比してLaves相の発生による脆化を懸念させる要素があるが時効時間を10000時間に延長してもLaves相は、その成長が顕著でなく、時効温度550$$^{circ}C$$に関しては溶金部でのLaves相による脆化は影響が少ないと予測される。

論文

High heat flux test of a HIP-bonded first wall panel of reduced activation ferritic steel F-82H

秦野 歳久; 鈴木 哲; 横山 堅二; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 283-287(1), p.685 - 688, 2000/12

 被引用回数:20 パーセンタイル:19.78

核融合原型炉におけるブランケット/第一壁構造材として低誘導放射化フェライト鋼F-82Hが提案されている。原型炉ブランケットの開発の一環として、既に製作したF-82H第一壁パネルを用いて高熱負荷試験を実施しその製作性と熱・機械特性を評価した。試験は熱負荷2.7MW/m$$^{2}$$で繰り返し5000回まで試験した。試験の結果からHIP接合面に割れや剥離はなく、健全性を示した。また試験中パネルの温度応答は解析とよく一致しており、有意な結果を得た。パネルの熱構造解析より、熱負荷表面に最大0.46%の機械ひずみが発生した。それは材料試験データと比較すると長寿命であることを確認した。

論文

Effect of helium to dpa ratio on fatigue behavior of austenitic stainless steel irradiated to 2 dpa

井岡 郁夫; 米川 実; 三輪 幸夫; 三村 英明; 辻 宏和; 星屋 泰二

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.440 - 445, 2000/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.91

種々の中性子スペクトル条件でのJMTR照射を可能とする照射キャプセルを新たに開発した。この新たに開発したキャプセルを用いて、オーステナイトステンレス鋼の試料を弾き出し損傷量は約2dpaで一定で核変換生成ヘリウム量が異なる3水準(1.5,3,15appm)となるように(He/dpa比が3水準となるように)550$$^{circ}C$$で中性子照射を行い、照射後の試料の550$$^{circ}C$$における低サイクル疲労挙動を調べ、照射前の挙動と比較した。非照射材では、固溶化熱処理材と熱時効材(中性子照射材と同じ熱履歴材)の間に550$$^{circ}C$$における低サイクル疲労挙動に有意な差はなかった。中性子照射材の低サイクル疲労強度は非照射材よりもやや低下していたが、He/dpa比の影響は顕著ではなかった。今後、最大引張歪での保持を伴う場合の疲労挙動(クリープ・疲労挙動)を調べることを予定しており、He-dpa比の影響を定量化できるものと考えている。

論文

Low cycle fatigue strength of diffusion bonded joints of Alumina dispersion strengthened copper to stainless steel

西 宏; 荒木 俊光*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1234 - 1237, 2000/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.49

ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅(DS Cu)とステンレス鋼の接合継手は熱応力や電磁力を受けるため、疲労強度の評価が重要である。そこで両材の直接拡散接合継手と金インサート拡散接合継手について低サイクル疲労試験を行い、次の結論を得た。(1)直接拡散接合継手では試験片は低ひずみ範囲で接合界面より破断し、疲労強度はDS Cuより低下する。これは界面にできた再結晶層や金属間化合物が原因である。(2)金インサート継手では界面破断はなくなり、直接接合継手に比べ疲労強度は大きく増加し、DS Cu母材の疲労強度が得られた。(3)ステンレス鋼とDS Cuの変形抵抗の大小関係はひずみ範囲により異なるため、疲労試験片のひずみ分布もひずみ範囲により異なる。このため試験片の破断箇所はひずみ分布に依存し、ひずみ範囲により異なる。

論文

Formation and migration of helium bubbles in Fe-16Cr-17Ni austenitic alloy at high temperature

小野 興太郎*; 荒川 一渡*; 大橋 正宏*; 倉田 博基; 北條 喜一; 吉田 直亮*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.210 - 214, 2000/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.51

電顕付設イオン照射装置を用いて、オーステナイト鋼中のヘリウムバブルの形成過程をその場観察した。その結果、1~2nmのバブルは900$$^{circ}C$$以上で動き始め、ランダム運動をしながら合体・成長を行った。そのバブルの動きを測定し、この動きがブラウン運動であることを明らかにした。また、バブルの移動度に1100$$^{circ}C$$で1$$times$$10$$^{-19}$$~2$$times$$10$$^{-18}$$m$$^{2}$$/sであることがわかった。さらに、バブル近傍をEELS測定した結果、バブル表面にオーステナイトの構成元素の内、Niが偏析していることをつきとめた。

論文

Irradiation-coupling techniques using JMTR and another facility

松井 義典; 板橋 行夫; 清水 道雄; 辻 宏和

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.997 - 1000, 2000/12

 パーセンタイル:100

JMTRではほかの照射施設との組合せ照射(カップリング照射)に成功した。カップリング照射はほかの照射施設の特徴とJMTRの特徴を生かすことで、新たな照射研究の環境を提供できるものと考える。この組合せる照射施設には、高速炉、加速器、軽水炉等が挙げられる。カップリング照射は照射済試料を再照射するため、試料をホットセル内でキャプセルへ組込み、組立てる必要がある。このため、遠隔での技術を確立し、通常検査をホットセル内で実施した。このキャプセルはホットセル内で取り扱うことから長さ制限があったため、通常長さにするための熱電対、制御管、保護管の接続を原子炉とホットセルをつなぐカナル領域で実施した。その後、原子炉へ装荷し、4サイクルの照射に成功した。今後の予定として、アニーリング材の再照射を計画しており、これに伴う新たな技術開発を行い、現在確認試験中である。

論文

Performance of V-4Cr-4Ti alloy exposed to the JFT-2M tokamak environment

Johnson, W. R.*; Trester, P. W.*; 仙石 盛夫; 石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 小田 知正*; 廣畑 優子*; 日野 友明*; Tsai, H.*

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.622 - 627, 2000/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.38

低放射化材料であるバナジウム合金は核融合炉の構造材として有望であるが、水素(あるいはその同位体)を吸蔵してもろくなる(脆化)性質がある。そこで、実際のトカマク環境下ではどうなるか試験するために、約9ヶ月間JFT-2Mのダイバータ室に置いた後、機械的、化学的特性変化を調べた(300$$^{circ}C$$昇温)。(GAが試料を提供し、原研・北大・ANLで分析を分担した。)9ヶ月の間約200回のダイバータ放電を行ったが、もともとあった水素は半減し、燃料ガスである重水素は1.3ppm程度しか吸蔵されなかった。これは表面に酸化物/炭化物が生成されたためと考えられる。その結果、機械的特性はほとんど変化せず、心配された水素脆化は見られなかった。

論文

Erosion characteristics of neutron-irradiated carbon-based materials under simulated disruption heat loads

佐藤 和義; 石塚 悦男; 宇田 実*; 河村 弘; 鈴木 哲; 谷口 正樹; 江里 幸一郎; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 283-287(2), p.1157 - 1160, 2000/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.22

中性子照射後炭素系材料の熱衝撃による損耗特性を調べるため、JMTRホットセル内に設置した電子ビーム加熱装置(OHBIS)を使用し、熱衝撃試験を実施した。その結果、試料の損耗量は中性子照射量が増えるに従って増加し、特に、中性子照射量0.46dpaの損耗量は、未照射材の約2倍に達することが明らかとなった。さらに未照射材と照射材の損耗形状を比較した結果、最大損耗深さの変化は認められず、損耗重量の差は、損耗形状がブロードになったため生じることがわかった。しかしながら、中性子照射後材料の熱衝撃試験では、試験中にビーム電流の減少が認められた。これは、中性子照射による熱伝導率の低下により損耗量が増大したため、試料への実質的な熱負荷が減少したためと思われる。このため、実負荷の減少を考慮に入れ熱解析を実施した。その結果、実験結果と同様に最大損耗深さは変化しないことが明らかとなった。

論文

Development of a small specimen test machine to evaluate irradiation embrittlement of fusion reactor materials

石井 敏満; 近江 正男; 齋藤 順市; 星屋 泰二; 大岡 紀一; 實川 資朗; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1023 - 1027, 2000/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.22

国際エネルギー機関(IEA)が概念設計した加速器型中性子源を用いた国際核融合材料照射装置(IFMIF)は、核融合炉材料開発に不可欠な照射装置である。しかしながら、照射体積に制限があるため微小試験片試験技術(SSTT)の確立が必要となる。そこで、大洗ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発し、照射済フェライト鋼試験片のSP試験を行った。本報では、照射後SP試験方法、装置概略及び試験結果について述べる。SP試験片は、10mm角で長さ0.25mmの平板型、及び直径3mmで厚さ0.25mmのTEMディスク型である。また試験は、真空又は不活性ガス中で93K~1123Kの範囲で実施できる。フェライト鋼の試験の結果、SP試験で求めた中性子照射に伴う延性ぜい性遷移温度の変化量は、シャルピー衝撃試験で求めた遷移温度の変化量に良く一致した。

論文

Tritium release from neutron-irradiated Li$$_{2}$$O sintered pellets; Porosity dependence

谷藤 隆昭; 八巻 大樹; 高橋 正; 岩本 昭

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1419 - 1423, 2000/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.91

71%TD-98.5%TDの嵩密度を持つLi$$_{2}$$O焼結体からのトリチウム放出挙動を2K/minの等速昇温加熱法により調べた。嵩密度71から86%TDまでの焼結体では放出ピークは約300$$^{circ}C$$であり気孔率依存性を示さなかったが、87-89%TDでは放出ピークは約340$$^{circ}C$$となり嵩密度の増大とともに高温側に移行した。さらに、嵩密度87%-98.5T.D.焼結体ではトリチウム放出のピークは430$$^{circ}C$$から760$$^{circ}C$$にわたり2-3個の放出ピークが現れ、大きな気孔率依存性を示した。以上のことからトリチウム放出の律速過程は次の三種類の放出過程であると推定された。(1)照射欠陥にトラップされたトリチウムがその欠陥の焼鈍に伴って放出される。(2)開気孔内壁への吸着・脱離を繰り返しながら連結気孔内を移行する過程。(3)閉気孔内にトラップあるいは蓄積されていたトリチウムの逃散が律速する過程。

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