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川妻 伸二
レーザー研究, 45(7), p.413 - 417, 2017/07
2011年3月11日の東北地方太平洋沖地震による福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が、原子炉建屋内および環境中に放出され、原子炉建屋および原子炉建屋周辺は、高放射線環境になり、作業員が立入れないか、立入れても極めて短時間しか作業できない状況になった。緊急時対応作業では、作業員に代わって20台以上のロボットが投入されたが、一部のロボット等にはレーザー測域センサーなどが用いられた。今後の同発電所の廃炉では、より高放射線下で、今までに経験のない作業が必要となるため、様々なレーザー技術とロボット技術を融合させることが必要となる。レーザー測域センサーに加えて、レーザー診断やレーザー分析などが期待されるが、一方で高放射線環境下での使用のため、耐放射線性化や制御安定性のための課題もある。
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：51.6(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300
C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。
飛田 徹; 相澤 一也; 鈴木 雅秀; 岩瀬 彰宏*
日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.331 - 339, 2004/12
軽水炉圧力容器鋼の照射脆化には、高速中性子のみならず熱中性子や
線の寄与も含まれる。線による照射脆化は高速中性子よりも効率的である可能性が指摘されているが、現在までにその定量的な把握はなされていない。試料としてFe-Cuモデル合金を用い、照射温度と速度を一定に制御し、線照射を模擬した2.5MeV電子線照射と中性子照射を行って照射硬化量を測定し比較した。これにより照射硬化の温度依存性,照射量依存性等を調査した。また、中性子小角散乱法により照射に伴うCu析出を確認した。その結果、dpa(はじき出し損傷量)を基準にすると、電子線(線)と中性子による照射硬化が照射のごく初期を除いてほぼ等しいことがわかった。照射の初期に関しては、電子線照射の方が照射硬化が低いdpaから生じる傾向にあった。また、Cuの析出と粗大化が照射量に依存しており硬化の主な原因になること,10のマイナス3乗dpaまでに飽和すること等がわかった。以上の結果工学的な観点からは、dpaを指標にすることで線による照射硬化が中性子による照射硬化と同列に十分な精度で評価できるという結果が示された。
シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム
JAERI-Tech 2004-004, 74 Pages, 2004/02
JAERI-Tech-2004-004.pdf:31.62MB
東京電力(株)福島第一原子力発電所4号機(沸騰水型,定格出力78.4万kW)において、第12回定期検査(平成5年9月
平成6年2月)の自主点検の際に、炉心シュラウド中間部胴H4溶接部にき裂が発見された。本研究は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含むSUS304Lの材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として加わり、最終的に得られた調査データを入手し、原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本研究により、以下の結論が得られた。(1)観察したき裂のほぼ全体が粒界割れであった。き裂内部には腐食生成物が付着し、一部は粒内に成長していた。また、2次き裂の一部は溶接金属に達していた。(2)表面近傍のビッカース硬さは300程度に高くなっていた。また、照射による母材の硬化が認められた。(3)結晶粒界ではCr濃度の低下とNi及びSi濃度の増加が観察された。これら合金元素の濃度変化は照射により誘起された拡散,偏析過程により生じたものと考えられる。本研究の結果と、溶接によりき裂付近に発生していたと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると結論される。
二川 正敏; 倉田 有司; Henry, J.*; 井岡 郁夫; 斎藤 滋; 内藤 明
FZKA-6876, p.166 - 171, 2003/12
MEGAPIE(Megawatt Pilot Experiment)の技術開発会議での報告がFZKのレポートとしてまとめられたものである。MEGAPIE液体鉛ビスマスターゲットの窓材として用いるT91鋼(改良9Cr-1Mo鋼)の照射損傷を、原研のTIARAを用いたトリプルイオンビーム照射により評価した。MEGAPIE条件である320Cでの15dpa, 1400appm He, 10000appm Hのトリプルイオンビーム照射とFe, Heのシングル及びデュアルビーム照射の結果を微小押込み試験により、比較した。T91の硬さの増加は、おもに、Feイオンによるはじき出し損傷により、He及びHイオンはわずかな硬さの増加をもたらした。さらに、イオン照射材の微小押込み試験結果から引張特性を評価する手法の開発状況を述べた。
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
被引用回数：4 パーセンタイル：38.63(Materials Science, Multidisciplinary)照射温度が290C~400Cで、1
10
~310
n/m
(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400C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110n/m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300Cから400Cに変えた場合、300C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400C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、400C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。
角田 恒巳; 若山 直昭; 真田 和夫*; 福田 長*; 稲田 浩一*; 末松 達也*; 八橋 元治*; 高橋 芳弘*
藤倉電線技報, 66, p.42 - 50, 1983/00
軽量性、絶縁性、無誘導性、広帯域性などの特長を有する光ファイバーの利用が急速に増えつつあり、原子力分野でも有効な信号伝送系を構成するものと期待されている。同分野での利用に不可欠な耐放射線性について、光ファイバの組成や製法、製造条件等の異なるものを作成し検討を行った。MCVD法、プラズマ法、VAD法などによって作成した純粋シリカコア及びコアにドーパントを含むものなど、各種のファイバについて、放射線照射下及び照射后の回復特性について検討を行った結果、組成はもとより、製造条件、製法等に大きく依存し、測定条件にも影響されることが判明した。
鎌田 耕治; 吉沢 勲*; 楢本 洋
Phys.Status Solidi A, 18(1), p.377 - 386, 1973/01
被引用回数：7Cu,Cu-Ni,Cu-Si,Cu-Ge単結晶の電子線照射硬化を78Kと300Kで測定した。78K照射ではFrankの理論をもとにして格子間原子のtetragonalityに起因する硬化現象として結論された。300K照射では、導入された欠陥当りの非常に大きな硬化が観測された。この硬化機構についての可能性としてはinterstitial clusterによるものが考えられる。上述の結果から、78Kで照射後、格子間原子単独ないしは溶質原子と複合した形で存在する格子間原子が温度が高くなると動き、300K照射の後ではそれらがclusterを形成する事が理解された。降伏応力の温度依存性の実験から、100K以下にある「anomaly」に照射が影響を与える事もわかった。
井形 直弘*; 渡辺 勝利; 佐東 信司*
ASTM Special Technical Publication 529, p.63 - 74, 1973/00
圧力容器用鋼に対する照射挙動の知見を得る為に、内部摩擦、電顕観察及び引張試験によって、Ni,Cr,Mo,Cu,の役割を調べた。用いた試料はFe-1%Ni,Fe-0.25%Cr,Fe-0.5%Mo,Fe-0.2%Cu合金である。照射条件は照射量が(1~3)10
nvt(1MeV)、照射温度が60C~70Cである。照射後焼なましは150~450Cの温度範囲で行なった。得られた結果より、照射硬化は複合欠陥の量と対応する固溶Nの量と密接に関連していることが分った。また照射硬化は固溶N(又はC)との相互作用の強さで主として解釈された。
白石 健介; 深谷 清; 片野 吉男
Journal of Nuclear Materials, 44(2), p.228 - 238, 1972/02
被引用回数：27中性子照射(高速中性子量:8.210n/cm,照射温度:約200C)したバナジウムの室温における機械的性質の変化を、照射と照射後の熱処理による電子顕微組織の変化と関連して、調べた。照射後400C以下の温度で熱処理した試料を室温で引っ張るとdislocation channelingsが観られる。このdislocation channelingsは10
ヶ/cm
のオーダーの密度の小さな転位ループをもった試料に認められる。照射後180~600Cの温度で熱処理をした試料は硬化するが、これはバナジウム中に不純物として含まれている酸素の集合体と関係していると考えられる。照射によって生じたこれらの硬化は700C、1時間の熱処理によってほぼ照射前の状態に回復する。
Mohamad, A. B.; Chien, J.; 井岡 郁夫; 鈴木 恵理子; 近藤 啓悦; 根本 義之; 大久保 成彰; 山下 真一郎; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*
no journal, ,
As a candidate for accident tolerent fuel (ATF) cladding tubes, chromium (Cr) coated Zry cladding tubes are being developed. To realize the Cr-coated Zry cladding for future cladding application, the integrity of this material needs to be confirmed with the reactor environment conditions. In order to understand an effect of irradiation on the Cr-coated Zry cladding, ion irradiation test is carried out on the cross-sectional specimens. In this study, the following content mainly focuses on the microstructural evolution and mechanical behavior induced by ion irradiation in Cr-coated Zry cladding. The 10 MeV-Fe
irradiation was chosen to induce the damage on the cross section of the Cr-coated Zry cladding. The sample was irradiated at 350 
C and the peak irradiation damage was approximately 30 dpa. TEM-EDS shows that the Fe-enrichment peaks are observed around 15 nm at the interface regions between the coating and the Zry substrate for the sample irradiated up to 30 dpa. In addition, the hardness of irradiated sample is higher compared to that un-irradiated sample as result of irradiation-induced hardening. The details of the irradiation effect on the un- and irradiated Cr-coated Zry cladding will be discussed in detail during the presentation.
