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廣岡 瞬; 中道 晋哉; 松本 卓; 土持 亮太; 村上 龍敏
Frontiers in Nuclear Engineering (Internet), 2, p.1119567_1 - 1119567_7, 2023/03
プルトニウム(Pu)を含む核燃料物質の保管は安全や計量管理等の観点から慎重な配慮が必要であるが、保管に関する技術的な情報に関しては、イギリスやアメリカからの報告例が僅かに存在するのみである。日本も多量のPuをウラン-プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料の形態で所有しており、その形状や性質、含まれる不純物等に応じて適切な保管管理を行うことが重要である。本報告では、日本原子力研究開発機構のプルトニウム燃料技術開発センターが所有する様々なMOX燃料とその保管方法、また、保管中に起こった問題や今後の長期保管における対策について報告する。
Wang, Y.*; 友田 陽*; 大村 孝仁*; Gong, W.; Harjo, S.
Materialia, 27, p.101685_1 - 101685_9, 2023/03
The evolution of internal stress during displacive transformation is a topic of continuous debate. Neutron diffraction was used to study the isothermal bainite transformation in a 0.4 C low alloyed steel from 773 to 623 K to provide a clearer basis for discussion regarding the change in the austenite lattice parameter. According to diffraction profile analysis, fresh bainite possesses a body-centered tetragonal structure, and its c/a ratio decreases rapidly over time. The austenite lattice parameter increases or decreases depending on whether the transformation temperature is above or below the nose of the Time-Temperature-Transformation (TTT) curve. This isothermal transformation behavior can be divided into two categories: above and below the nose of TTT curve, which correspond to the upper and lower bainites, respectively. The internal stresses caused by the transformation strains are relaxed by dislocation motion and vacancy formation. The yielded dislocations and vacancies not only affect the broadening of both austenite and bainitic ferrite diffraction peaks but also the lattice parameter.
Im, S.*; Jee, H.*; Suh, H.*; 兼松 学*; 諸岡 聡; 小山 拓*; 西尾 悠平*; 町田 晃彦*; Kim, J.*; Bae, S.*
Journal of the American Ceramic Society, 104(9), p.4803 - 4818, 2021/09
被引用回数：18 パーセンタイル：85.31(Materials Science, Ceramics)This study aims to elucidate the effect of heating on the local atomic arrangements, structure, phase transformation, and mechanical properties of synthesized calcium-silicate-hydrate (C-S-H). The alteration in the atomic arrangement of the synthesized C-S-H (Ca/Si = 0.8) and the formation of crystalline phases that occurred in three distinct transformation stages of dehydration (105-200 
C), decomposition (300-600 C), and recrystallization (700-1000 C) were investigated via powder X-ray diffraction, 
Si nuclear magnetic resonance spectroscopy, and thermogravimetric analysis. Further, the deformation of the local atomic bonding environment and variations in mechanical properties during the three stages were assessed via pair distribution function analysis based on in-situ total X-ray scattering. The results revealed that the C-S-H paste before heating exhibited a lower elastic modulus in real space than that in the reciprocal space in the initial loading stage because water molecules acted as a lubricant in the interlayer. At the dehydration stage, the strain as a function of external loading exhibited irregular deformation owing to the formation of additional pores induced by the evaporation of free moisture. At the decomposition stage, the structural deformation of the main d-spacing (d 
3.0 
) was similar to that of the real space before the propagation of microcracks. At the recrystallization stage, the elastic modulus increased to 48 GPa owing to the thermal phase transformation of C-S-H to crystalline 
-wollastonite. The results provide direct experimental evidence of the micro- and nanostructural deformation behavior of C-S-H pastes after exposure to high temperature under external loading.
入澤 啓太; 谷口 拓海; 並木 仁宏; Garc
a-Lodeiro, I.*; 大杉 武史; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 木下 肇*
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/04
東京電力福島第一原子力発電所から発生する汚染水二次廃棄物の安全な貯蔵のために、リン酸セメントを用いて低含水固化技術を開発している。従来のセメントシステムは水和反応を経由して固化し、一定量の水の要求と含有を必要とする。しかしながら、リン酸セメントは酸塩基反応を経由して固化する。それゆえ、水は作業性の観点から必要とされているだけである。水分量が低減されたリン酸セメントシステムは放射性廃棄物による水の放射線分解で発生する水素ガスを低減できるため、安全な貯蔵に貢献できる。本研究は、異なる温度(60, 90, 120C)の開放系及びリファレンスとして20Cの閉鎖系で養生したカルシウムアルミネートセメント(CAC)とリン酸添加CAC(CAP)の含水率と特性を調査した。CACとCAP中の水分量は時間経過に伴い減少した。
90Cにおいて、CAPはCACよりも低い含水率を得た。CAC中の自由水は、加熱処理により構造水に転換したが、CAPでは生じなかった。ハイドロキシアパタイトの前駆相である正リン酸塩が20, 60CのCAP中で発見され、90Cでは正リン酸塩とハイドロキシアパタイトの混合物が発見された。120CのCAP中のリン酸生成物は、20, 60, 90CのCAPと比較して異なるリン酸塩からなるようにみえる。
鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秦野 歳久; 廣瀬 貴規; 林 君夫; 谷川 尚; 落合 謙太郎; 西谷 健夫; 飛田 健次; 秋場 真人
Nuclear Fusion, 46(2), p.285 - 290, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：7.05(Physics, Fluids & Plasmas)原研におけるITER用水冷固体増殖方式テストブランケット・モジュール(TBM)に関する要素技術開発の最新の成果について報告する。TBMの製作技術開発に関しては、低放射化フェライト鋼F82HのHIP成型時の結晶粒の粗大化対策として成形後の熱処理法を改善し、1150Cでの均質化後に930Cで焼きならしを行うことによって十分な細粒を得ることができた。第1壁アーマ接合技術開発に関しては、F82H基板にタングステンアーマを固相接合法の1つである熱間単軸圧縮を適用することにより、直接接合可能なことを明らかにした。また、F82H製第1壁試験体の熱疲労試験を行い、ITERダイバータと同様の疲労寿命評価法が適用可能であることを示した。一方、増殖材開発に関しては、Li
TiO
ペブルの圧縮荷重下における有効熱伝導率測定装置を開発し、その測定を実施した。原研におけるTBM開発は上記のような要素的な研究開発の進捗により、製作技術開発や設計データの取得が完了し、今後、工学規模の技術開発を展開する段階に到達した。
Koppitz, T.*; Jung, P.*; M
ller, G.*; Weisenburger, A.*; 二川 正敏; 池田 裕二郎
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.92 - 100, 2005/08
被引用回数：7 パーセンタイル：44.9(Materials Science, Multidisciplinary)圧力波による構造材料のキャビテーション損傷は、高出力パルス中性子源における寿命を決定する因子の一つである。損傷を低減する方法として2つの方法を提案している。一つは、ガスバブル注入法であり、他方は材料の表面硬化法である。8
13%Crのマルテンサイト鋼の表面硬化が電子線及びレーザー加熱処理、さらにプラズマ窒化により行われ、処理条件の影響について調べられた。熱処理では600Hv硬度、一方窒化では1200Hvが得られた。12%Cr鋼がパルス陽子入射あるいは機械的パルス入射条件下における水銀環境下で試験された。表面損傷が光学顕微鏡,レーザー顕微鏡,電子顕微鏡で観察され、硬化処理による損傷低減化が確認できた。
若井 栄一; 田口 富嗣; 山本 敏雄*; 富田 英樹*; 高田 文樹; 實川 資朗
Materials Transactions, 46(3), p.481 - 486, 2005/03
被引用回数：8 パーセンタイル：51.67(Materials Science, Multidisciplinary)F82H鋼の照射硬化に関するヘリウム生成量依存性を照射温度の関数として調べた。照射量は約2dpaである。本研究に用いた試料はアイソトープ調整したボロン、すなわち
B, 
B及びBとBを50%ずつ混合させた3種類をそれぞれ60wtppm添加したものである。照射によって生成されたヘリウム量は約15から330appmであった。照射後、引張り試験を行った結果、いずれの照射温度においても照射硬化が生じたが、B添加による硬化の増加は300C照射材のみでわずかに生じたが、150C照射材では観察されなかった。B添加による硬化の促進効果は照射温度に依存して生じると考えられる。他方、焼もどし時間に対する照射硬化の変化は、150Cで2dpa照射したF82H鋼の引張り特性から解析し、照射による硬化量は焼き戻し時間と温度の増加に伴って増加することがわかった。また、延性脆性遷移温度と降伏応力の照射による変化を解析した結果、照射後のF82H鋼の強度特性は照射前に行う焼き戻し時間や温度の調整によってその性能を向上させることができることがわかった。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 遠藤 壮*; 菊地 賢一*; 久保 芳生*; 青木 伸夫*; 山田 雄一*; 大崎 治*; 佐々木 崇*; et al.
JAERI-Tech 2002-027, 23 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-027.pdf:2.94MB
国際熱核融合実験炉(ITER)の建設判断に必要な技術を実証することを目的として、1992年から工学設計活動 (EDA) が日本,欧州連合(EU),ロシア,米国の国際協力によって進められた。このEDAでは、各種の先端的機器の製作技術開発が行われ、ITERで必要とされる製作技術の実証と技術目標の達成に成功し、2001年7月に終了した。そして、現在、ITER計画は建設に向けた新たな局面へと進んでいる。ITERの超伝導コイル・システムは、トロイダル磁場(TF)コイル,中心ソレノイド(CS)コイル,ポロイダル磁場(PF)コイル,及び不整磁場補正コイルの4種類からなる。これらのコイルの内、CSコイル及びTFコイルは、これまで経験したことのない大型かつ高性能なコイルであるため、EDAにおいて、それぞれCSモデル・コイル計画及びTFモデル・コイル計画を実施し、製作技術開発及び超伝導特性の実証試験を行った。CSモデル・コイルの製作には、高性能超伝導素線製造技術,大型撚線技術,コイル化技術,熱処理技術,超伝導導体接続技術及び高耐電圧絶縁技術の開発が不可欠である。本報では日本が中心となって開発に成功したCSモデル・コイルについて、以上の製作技術を中心に紹介する。
杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 澤田 健治*; 高橋 良和; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 9(2), p.636 - 639, 1999/06
被引用回数：1 パーセンタイル：17.14(Engineering, Electrical & Electronic)CSインサート・コイル製造のため、応力下酸化割れ(SAGBO,Stress Accelerated Grain Boundary Oxidation)を回避するためのR&Dを、短試験片を用いて行った。この結果について報告する。短試験片でのSAGBO発生試験では、導体に施工されたクロム・メッキの有無ならびに、溶接箇所により、SAGBO割れの発生がみられた。これに回避するための溶接箇所の変更を行い、かつCSインサート製造工程をすべて反映したサンプルを製作した。本サンプルにてSAGBO発生実験を行い、SAGBO割れを発生することなく、CSインサートの熱処理が可能であることを実証した。
二川 正敏; Steinbrech, R. W.*; 涌井 隆*; 倉部 誠*
表面技術, 50(1), p.58 - 62, 1999/00
反応焼結法により形成されるケイ素含浸型炭化ケイ素(Si-SiC)は、過酷な腐食環境で使用できる比較的大型構造体のためのセラミックス材として期待されている。特に、高温酸化環境中では、Si-SiCは結晶質と非晶質層から成る二層構造の防食シリカ皮膜を形成する。しかしながら、繰り返し熱負荷が加わった場合、Si-SiC基材と二層シリカ皮膜の熱膨張率のミスマッチにより、結晶質皮膜にき裂が生じる。したがって、防食機能として非晶質皮膜が形成することが望ましい。二層構造皮膜を有するSi-SiC試験片に対して熱処理を加え、皮膜の熱力学的安定性(非晶質/結晶質層間の転移)について、SEM観察及びEDX元素分析、さらに計装微小押込み試験による力学的特性(ヤング率、硬度)の評価を行った。50時間、1300Cの熱処理では、皮膜の二層構造には変化は見られなかった。すなわち、非晶質/結晶質間で転移は起きなかった。皮膜の力学的特性(ヤング率と硬度)は熱処理の影響を受けた。これは、熱処理により皮膜中から揮発したAl,Kの含有量に関係しており、シリカバルク材の組成による特性変化に対応している。
Al conductor中嶋 秀夫; 布谷 嘉彦; O.Ivano*; 安藤 俊就; 川崎 勉*; 塙 博美*; 関 秀一*; 高野 克敏*; 辻 博史; 佐藤 雄一*; et al.
Advances in Cryogenic Engineering Materials, Vol.42, p.323 - 330, 1996/00
NbAl導体は、超伝導材料であるNbAlを生成するために、750~800Cで30~50時間の熱処理をして使用される。このため、コンジット材料も同等な熱処理を受けることになる。この熱処理は、通常ステンレス鋼では材料の脆化を引きおこす。そこで、このような熱処理を受けても十分に延性のある高強度材料を開発した。本件ではこの結果について報告する。
鴻巣 真二*; 木代 智博*; O.Ivano*; 布谷 嘉彦; 中嶋 秀夫; 辻 博史
Fatigue & Fracture of Engineering Materials & Structures, 18(6), p.671 - 678, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：19.21(Engineering, Mechanical)核融合装置での超電導磁石支持構造材として、新たにオーステナイトステンレス鋼(12Cr-12Ni-10Mn-5Mo-0.2N)を開発した。このステンレス鋼造材を用いて、4.2Kでの疲労き裂進展特性を測定した。構造材が溶接により熱履歴を受けることは避けられないので、鋭敏化熱処理を行った材料を用いて測定、比較し、その影響を調べた。その結果、最大荷重(Pmax)で規格化したき裂開口荷重Pop/Pmaxは、鋭敏化熱処理により大きくなることが見い出された。
廣木 成治; 阿部 哲也; 竹森 信*; 池田 佳隆; 村上 義夫
JAERI-M 85-123, 23 Pages, 1985/08
オージュ電子分光装置を用いて、SUS304、モリブデン、銅、黒鉛、炭化チタンの2次電子放射率を、1次電子エネルギー0~1.5KeVの範囲で測定した。2次電子放出率は、材料の表面組成と密接な関係があり、各種表面処理(ベーキング、アルゴンイオンエッチング、メタングロー放電等)により大きく変化することがわかった。これらの結果に基づき、JT-60高周波加熱用導波管内壁の2次電子放出率の低減化対策を検討した。
須藤 亮*; 宮園 昭八郎
JAERI-M 83-086, 103 Pages, 1983/06
軽水炉圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する海外(米国、フランス、西ドイツ、イギリス)での最近の研究動向を調査した。調査結果は1)照射脆化感受性に及ぼす鋼材の化学成分の影響、2)照射材の照射後焼鈍による靭性の回復、3)破壊力学的手法による照射材の靭性評価、4)疲労き裂進展挙動に及ばす照射の効果、に分類した。1)では、銅(Cu)、リン(P)、ニッケル(Ni)等の影響、およびRegulator Guide等の現行のGuidelineの妥当性を評価、検討した研究が含まれている。2)では、照射脆化の進行を押えるための照射後焼鈍条件、焼鈍方法等を検討した研究が示されている。3)では、照射材の破壊靭性値とシャルピー衝撃値とを相関づけた研究、弾塑性破壊力学に基づく照射材のJ-R曲線を求めた研究等が示されている。4)に関しては、大気中での照射材の疲労き裂進展挙動を調べた研究が多く、実機環境中での研究は現段階では比較的少ない。
倉田 有司; 井川 勝市; 岩本 多實
Journal of Nuclear Materials, 92(2), p.351 - 353, 1980/00
被引用回数：22 パーセンタイル：97.17(Materials Science, Multidisciplinary)TRISO型被覆燃料粒子を2000C以上の高温に加熱したときの、SiC被覆層の密度と組織の変化を調べた。 1940から2200Cの加熱では、加熱時間とともに密度は減少した。2320Cの加熱では、最初密度は急に減少し、その後加熱時間とともに増加した。また、走査型電子顕微鏡(SEM)によるSiC破面の観察では、加熱後の気孔の形成と2320Cの加熱における平滑な面の発達が認められた。2320Cの加熱では、被覆層SiCのX線回折から-SiCから
-SiCへの相変化が起り、エッチングした破面のSEM観察から小さな気孔を含んだ-SiCマトリックス中に薄板上の-SiCが形成していくことがわかった。
諏訪 武; 武久 正昭; 町 末男
Reports on Progress in Polymer Physics in Japan, 17, p.217 - 220, 1974/00
As-polymerized PTFEを融点(327C)以下で、熱処理すると結晶化度は低下する。Mn=10
~10
では部分融解した一部は再配列して結晶化するが、Mn
10(とくに10
以上)では部分融解して非晶域が増加するのみで、再配列による結晶化はほとんど起こらない。熱処理により再配列して、As-Polymerized PTFEの結晶化度に近ずけうる分子鎖長は、1000A位までで、それ以上になると一度融解する再配列は起きてもAs-Polymerized PTFEの結晶化度にまで到達しえない。
田中 三雄; 川崎 了
Journal of Nuclear Materials, 45(1), p.82 - 86, 1972/01
被引用回数：1fission-track-etching法により、インコロイ-800合金中のホウ素の分布を検討した。本合金は高温ガス炉用のヘリウム配管および炉内ループ用の材料としての使用が予定されており、高温強度と照射脆化に大きな影響を及ぼすと思われるホウ素の分布を研究することは必要である。実験によると、均一に分散していたホウ素は、焼鈍により、比較的短時間に粒界に析出することが分った。ホウ素の析出のための活性化エネルギーと炭化物の析出のための活性化エネルギーを求め、それぞれに及ぼすホウ素含有量の影響を検討した。
pellet in air; Effect of heat-treatment of pellet on particle size distribution of powders produced岩崎 又衛; 桜井 勉; 石川 二郎; 小林 康子
Journal of Nuclear Science and Technology, 5(12), p.652 - 653, 1968/00
被引用回数：14抄録なし
団野 晧文
Journal of the Physical Society of Japan, 13, P. 614, 1958/00
抄録なし
