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論文

Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*

Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03

 被引用回数:20 パーセンタイル:73.8(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300$$^{circ}$$Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300$$^{circ}$$C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてM$$_{23}$$C$$_{6}$$)が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。

報告書

IFMIFターゲット背面壁での中性子照射損傷を受けた低放射化フェライト鋼のトリチウム透過量評価

松廣 健二郎; 安堂 正己; 中村 博雄; 竹内 浩

JAERI-Research 2004-003, 12 Pages, 2004/03

JAERI-Research-2004-003.pdf:0.85MB

IFMIFターゲット背面壁の候補材である低放射化フェライト鋼(F82H鋼)におけるトリチウム透過量に与える中性子照射損傷の影響について評価を行った。その結果、照射損傷により実効拡散係数は10$$sim$$20%減少することが予想され、透過開始後数百秒までの範囲では照射損傷によりトリチウム透過量は10$$sim$$20%以上減少する。またIFMIFターゲット背面壁のF82H鋼における一日あたりのトリチウム透過量は1.3x10$$^{-11}$$g/d(4.7x10$$^{3}$$Bq/d)であり、316ステンレス鋼を用いた場合に比べ約30倍であり、この量はIFMIFの主ループでのトリチウム透過量の約8%に相当する。

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