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高村 三郎; 小桧山 守*
日本金属学会会報, 29(6), p.422 - 429, 1990/06
低温で中性子照射したAl、Cu、Ag合金について内部摩擦、弾性率測定を行い、外国で行われた内部摩擦、超音波吸収実験と比較した。また複合体の構造計算と比較して、溶質原子の大きさが溶媒原子より大きい場合と小さい場合に別けて調べ、Al合金ではアンダーサイズの溶質原子の時にはミックスダンベル型、オーバーサイズでは単一格子間原子-溶質原子複合体をもつと考えた。Cu,Ag合金では、複雑な複合体構造をもつと考えた。
中村 規男*; 勝田 博司; 古川 和男
日本金属学会会報, 21(3), p.150 - 159, 1982/00
液体リチウムは、核融合炉の冷却材として注目されており研究論文も多い。核熱的性質が良好にもかかわらず、材料に対する腐食性が強くまた火災の危険性も大きい。最近これらに関する研究のうちから注目すべき論文のレビューを行なった。液体リチウムは、O,H,C,Nなどの非金属元素の不純物と反応し、材料の腐食と深い関係があるため液体リチウムの化学として非金属元素の分析法と溶解度および非金属元素の分配と熱力学について述べた。最近電気抵抗による不純物濃度を測定する研究がすすめられているが、Pulhamらの研究を中心に解説した。材料共存性については、鉄基合金について行なわれている研究が多いためこの傾向に沿ってレビューを行なった。その他の金属ではMoとNbについて解説した。序論的な性格ではあるが、液体リチウムに関する過去の研究を概観し解説した。
古川 和男
日本金属学会会報, 19(4), p.225 - 229, 1980/00
核融合のプラズマ物理実験の進展は著しいが、炉工学的完成までには多大の困難が待っていることを知らねばならない。とかく見落されがちなブランケット化学的問題点に関して概説を試みた。核融合炉は、核分裂炉よりはるかに問題が深刻であって、プラズマ工学的に実現が最も容易と考えられるDT炉において炉化学ないしブランケット化学的問題が多い。その概要を示すと共に、DD炉,B-P炉についても触れ、また磁場閉込め炉型のみでなく、慣性閉込め炉,ハイブリッド炉にも言及しつつ、それらの化学的観点からの長短を論じた。なお、結論として、核融合炉を実用化するには、もっと核分裂炉を炉化学的により成熟したものとする努力を避けるわけには行かないであろうことを強調した。
小川 豊
日本金属学会会報, 17(4), p.335 - 340, 1978/04
高温ガス炉近似ヘリウム中における材料の特性に関して、腐食とクリ-プを主体に研究の現状を紹介し、ヘリウム中クリープ試験法確立のために若干の提言をした。腐食については、市販合金の中ではハステロイ-Xが優れていること及びハステロイ-Xの耐食性を改善するためには、Al,Tiの低減化、Mnの増量及びSiの適当添加が有効であることを述べた。クリープに関しては、ヘリウム中でクリープ特性の劣化が著しいインコネル-617合金を例を上げ、ハステロイ-Xについては試験片の寸法効果およびクリープ後の金属組織を述べた。クリープ試験法の確立については、高温部の構成材料にヘリウム中で不活性なモリブデン、石英を使用し、伸びの計測にはヘリウムの汚染や鈍化を防ぐためにモアレ干渉縞を使用した原研独自の試験機を紹介し、またヘリウムの環境効果を検討するにはサブサイズのものを標準の試験片とすることを提案した。
近藤 達男
日本金属学会会報, 17(4), p.274 - 281, 1978/04
新型動力炉用材料として液体金属冷却高速炉と高・高温ガス炉の高温部材料をとりあげ、それらの主要課題を解説して、いづれの場合も新しい合金の開発が必要であることを述べた。高速炉材料の耐中性子照射と耐ナトリウム腐食の両面を充足する材料の開発の方向、高・高温ガス炉の耐熱合金のヘリウム中特性の改良に必要な合金設計上の配慮、高温炉特有のヘリウム脆化問題についても触れ、双方に共通した問題として、非核の汎用材を起用することの不合理性、合同的材料開発のための合金設計の必要性を論じた。
近藤 達男
日本金属学会会報, 13(2), p.93 - 103, 1974/02
原子炉開発の歴史をふりかえって、軽水炉、高速炉、高温ガス炉の三つの代表的な炉形式のものについて材料問題を考察すると、高温化に伴う材料問題の中心は、材料固有の性能よりは、使用条件との適合にあることを見出すことができる。原子炉の環境は、大きく化学的な特殊性と、放射線照射環境の特殊性によって特色づけられる。材料の環境劣化道程を大別して(1)経年変化による初期性能からの低下、(2)環境因子と応力の重量作用による変形と破壊の促進に分け、従来の研究開発の中心が(1)に偏りすぎていたことについて指摘した。さらに高温ガス炉開発で直面する材料問題について、ヘリウム中腐食の特殊性とそれの材料的性質におよぼす影響について詳しく述べた。放射線環境の効果については、従来あまり検討されなかった照射クリープと照射後の疲労についての最近の知見をまとめて解説し全体として高温原子炉環境の材料の長期間の安定性を確保する上で必要な研究の方向づけを試みた。
武谷 清昭
日本金属学会会報, 12(3), p.181 - 187, 1973/03
高温ガス炉用被覆粒子燃料の解説と共に最近の進歩についても述べてある。内容としては、1.まえがきの次に2.燃料の製造法について述べているが、ここでは被覆粒子燃料の諸性質と粒子、コンパクト、集合体の製造法を説明した。3.高温ガス炉の燃料として、現在稼働中と設計中の燃料体についての説明を加えてある。4.照射挙動ではFPガス放出、カーネル移動を中心にこの種燃料をLWRのそれと比較に於て、特徴を述べてある。
土井 健治
日本金属学会会報, 8(12), p.811 - 819, 1969/00
よく知られているように結晶の原子構造が3次元の完全な周期性を持っているときには,X線の反射はBraggの条件を満足する方向にのみ起こる。すなわち逆空間内で逆格子点上にのみ強度が分布する。結晶構造がなにかの乱れを含む時には3次元の周期性がくずれ,それに対応して逆空間内で逆格子点以外の位置に一般には比較的弱い強度が連続的に分布するようになる。これが散漫散乱である。
中島 篤之助
日本金属学会会報, 7(1), p.3 - 13, 1968/00
金属工業の管理分析は今日ではほとんど光電式発光分光分析装置に頼って行なわれているといっても過言ではない。それは世界的にも同様な傾向にあり、カントメーターあるいはカントバックなどと呼ばれるこの種の装置の普及という点では、わが国は恐らく米国についでいるものと推測される。最近の文献によればソ連をはじめチェコ,ポーランドなどの東欧諸国や、フランス,イタリーなどでその国産化や普及が熱心に行なわれているように思われる
。こういった状況であるので、この光電式発光分光分析装置については技術的には完成したものと考えられやすい。確かにそれは発光分光分析の最大の特徴である迅速性(多数の元素の同時分析可能)を追求して完成されたものである。
内藤 奎爾
日本金属学会会報, 5(3), p.159 - 172, 1966/00
蒸発過程の研究は原子力の開発および宇宙開発の両面から近年急速に発展して来た分野である。したがってその研究報告も近年著しく増加しており。そのすべてをここで紹介することは極めて困難である。また筆者は蒸発挙動の研究については経験も乏しく、たまたま核燃料物質の熱力学的性質に関連してその蒸発挙動に興味をもっているに過ぎない。これらの理由から、ここでは核燃料物質を中心に金属と酸化物、炭化物についてその蒸発挙動を概観することとした。したがって、以下の内容が必ずしも表題に忠実でないことをおそれるが予め御諒承願いたい。それぞれの物質の蒸発挙動を概観するにさきだつて、蒸発過程および高温での蒸気圧測定について若干解説を試みておこう。
川崎 正之; 藤村 理人
日本金属学会会報, 4(2), p.77 - 89, 1965/00
原子炉における鉄鋼材料の主な用途は圧力容器、ダクト、熟交換器などのいわゆる高温高圧構造系である。これらの構造系は原子炉の安全性について最も重要な役割を果す部材であるので、品質の高い鉄鋼材料が使用され、それらの溶接部も主として無欠陥の溶接が要求されることが多い。また、鉄鋼材料の種類も各種の鋼種が使用され、炭素鋼、低合金鋼、ステンレス鋼、ステンレス・クラッド鋼などを多量使用する。これらの圧力容器および配管系は、設計、工作技術上の難点をかかえている上に、原子炉寿命中に速中性子照射を10
~10
n/cm
程度うけていわゆる照射脆化を生ずる。鉄鋼材料の照射脱化の程度は10n/cmの速中性子照射量を超えると加速度的に脆性破壊遷移温度の上昇を示すので、原子炉の安全上重要な問題点となっている。
上田 隆三
日本金属学会会報, 4(10), p.629 - 635, 1965/00
動力用原子炉の発電コストに燃料費が占める割合は極めて大きい。したがって動力炉の開発研究には燃料費を低下させることが大きい課題となる。このためには燃料の燃焼度をあげることと、燃焼温度を高めることが必要であり、また、燃料製造費を安くすることも必要である。一方燃料サイクルから考え、ウラン燃料を使った動力炉から、年々蓄積してくるプルトニウムをっぎの世代の核燃料として有効に利用することも考えねばならない。また、トリウムからU-233を作りこれを利用することも考えねばならない。
上田 隆三
日本金属学会会報, 4(11), p.703 - 708, 1965/00
動力用原子炉の発電コストに燃料費が占める割合は極めて大きい。したがって動力炉の開発研究には燃料費を低下させることが大きい課題となる。このためには燃料の燃焼度をあげることと、燃焼温度を高めることが必要であり、また、燃料製造費を安くすることも必要である。一方燃料サイクルから考え、ウラン燃料を使った動力炉から、年々蓄積してくるプルトニウムをっぎの世代の核燃料として有効に利用することも考えねばならない。また、トリウムからU-233を作りこれを利用することも考えねばならない。
古川 和男
日本金属学会会報, 3(8), p.391 - 404, 1964/00
ここで述べようと思う液体Na技術は、4nineのしかも酸素。炭素などは場合により10ppm以下とレう高純度Naを数百
C領域で冷却材に使おうとする技術である。それが、その化学的活性から考えてみてもいかに危険、かつ困難なものであるかは想像に難くない。しかもあらゆる付帯的技術開発が必要である。一方、水もなかなかよい熱伝達能をもち、その豊富な経験および技術開発があり(ワットの水蒸気機関発明から考えても200年)、原子炉冷却材としても、熟中性子炉では最も有用な冷却材の一つである。また、液体金属を使用する動力炉でも、現在のところ最終段階では水蒸気ループを使っている。
古川 和男
日本金属学会会報, 3(9), p.457 - 465, 1964/00
ここで述べようと思う液体Na技術は、4nineのしかも酸素。炭素などは場合により10ppm以下とレう高純度Naを数百C領域で冷却材に使おうとする技術である。それが、その化学的活性から考えてみてもいかに危険、かつ困難なものであるかは想像に難くない。しかもあらゆる付帯的技術開発が必要である。一方、水もなかなかよい熱伝達能をもち、その豊富な経験および技術開発があり(ワットの水蒸気機関発明から考えても200年)、原子炉冷却材としても、熟中性子炉では最も有用な冷却材の一つである。また、液体金属を使用する動力炉でも、現在のところ最終段階では水蒸気ループを使っている。
