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論文

Restoration phenomena of Ti-Ni shape memory alloys in a neutron irradiation environment

星屋 泰二; 島川 聡司; 市橋 芳徳; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1070 - 1074, 1992/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:67.74(Materials Science, Multidisciplinary)

TiNi形状記憶合金の形状記憶特性を利用した原子力関連機器分野への応用開発が進められているが、形状記憶合金に及ぼす中性子照射の影響については明らかではない。照射環境下におけるTiNi形状記憶合金の使用条件を見出すため、3種類のTiNi形状記憶合金を様々な中性子フルエンス条件下で照射し、照射後等温・等時焼鈍後の電気抵抗測定を実施して、変態特性を調べた。さらに照射後の変形挙動を明らかにするために低温引張試験を行った。照射温度が520Kの場合、損傷量にかかわらずM$$_{s}$$温度の変化は小さく、未照射材のM$$_{s}$$温度に殆ど一致した。また323Kで照射すると、M$$_{s}$$温度は急激に低下したが照射後に523Kで焼鈍すると、照射前の変態温度に回復した。この回復温度は極めて低いHomologous温度(T/Tm;Tm融点)0.33に相当する。これら形状記憶合金特有の照射効果は照射下の規則-不規則変態に関する検討結果によって説明出来る。

論文

Ti-Ni系形状記憶合金の中性子照射損傷の回復

星屋 泰二; 高田 文樹; 近江 正男; 後藤 一郎; 安藤 弘栄

日本金属学会誌, 56(5), p.502 - 508, 1992/00

二種類の照射温度(323及び520K)で最大速中性子フルエンス10$$^{25}$$m$$^{-2}$$まで中性子照射し、さらに照射後に523K以上の温度で焼鈍したTi-Ni系形状記憶合金の変態特性及び変形挙動を電気抵抗測定及び引張試験によって調べた。323Kで照射した場合、照射の影響は大きく、Ti-Ni系合金のM$$_{s}$$温度は、10$$^{-2}$$dpa以上の損傷で急激に低下した。520Kで照射した場合、M$$_{s}$$温度低下は小さく、損傷の影響は極めて小さかった。Ti-Ni系形状記憶合金の照射下状態は二つの相反過程、すなわち不規則化と規則化からなる。この合金では、520K照射によって、空孔などの欠陥移動が熱振動で助長され、規則化が不規則化よりも優勢になるため、損傷回復現象が起こる。照射下の規則-不規則化理論を用いて、この現象を温度、損傷及び損傷率の関連から説明し、損傷回復現象が起こるしきい温度が520Kであることを明らかにした。

論文

Ti-Ni形状記憶合金の変態特性および機械的特性に及ぼす中性子照射の影響

星屋 泰二; 田昭 治*; 伊藤 治彦; 高村 三郎; 市橋 芳徳

日本金属学会誌, 55(10), p.1054 - 1062, 1991/10

中性子照射後(照射温度323K、速中性子照射フルエンス8$$times$$10$$^{23}$$m$$^{-2}$$)の等原子比TiNi系形状記憶合金の変態特性、変形挙動及び硬度特性を遠隔操作型の電気抵抗測定装置・引張試験装置・硬度試験装置を用いて調べた。その結果、TiNi系合金のマルテンサイト変態開始温度(M$$_{S}$$)は照射によって100K近傍まで低下し、その低下量は200K以上であった。一方、R相変態開始温度(T$$_{R}$$)は照射前のそれと比較すると1Kから7K低温側に変化した。また、室温における破断応力及び破断歪(弾性歪を含む)は各々1300~1700MPa及び6~8%であった。さらに、引張試験において5%もの負荷歪が消失する特異な弾性挙動を見出した。TiNi系合金の中性子照射によって形成された原子変位は照射誘起不規則化を引き起こし、変態特性及び変形挙動に大きな影響を及ぼす。一方、523K、600s以上の照射後焼鈍によって規則化を促進して、損傷回復が起こる。

論文

Fast neutron irradiation of Ti-Ni shape memory alloys

星屋 泰二; 島川 聡司; 市橋 芳徳; 西川 雅弘*; 渡辺 健二*

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.1119 - 1122, 1991/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:84.03(Materials Science, Multidisciplinary)

形状記憶合金は遠隔操作を用いた要素迅速交換技術に極めて有用であるが、実用上最も問題となる高速中性子照射挙動については明らかではない。高速中性子炉JMTR及び14MeV中性子源オクタビアンにおいてTiNi形状記憶合金の照射実験を実施した結果、中性子照射による特異な照射挙動、(1)電気抵抗の負の温度依存性(2)5%までの回復弾性歪(3)高破断応力及び(4)損傷回復挙動の存在が明らかになった。この損傷回復はT/T$$_{m}$$=0.33(T$$_{m}$$:融点、T=523k)という極めて低い温度で生ずる。この現象を利用すれば、照射環境温度を制御することにより照射損傷の影響を最小限に抑制することが可能となる。規則構造を有するTiNi形状記憶合金は変位損傷、変位損傷率や照射温度など中性子照射環境因子に対して、速応答性であると同時に高感受性でもあるため、耐照射型機能材料となり得る可能性を有している。

論文

Restoration phenomena of neutron-irradiated Ti-Ni shape memory alloys

星屋 泰二; 高田 文樹; 市橋 芳徳; H.R.Pak*

Mater. Sci. Eng., A, 130, p.185 - 191, 1990/00

TiNi形状記憶合金の形状記憶特性を利用した原子力関連機器分野への応用開発が進められている。照射環境下におけるTiNi形状記憶合金の使用条件を見出すため、3種類のTiNi形状記憶合金を様々な中性子フルエンス条件下で照射して、照射後等温・等時焼鈍後の電気抵抗測定を実施した。523Kで焼鈍すると、照射材の電気抵抗温度依存性は、未照射材のそれと殆ど同じになる。この温度は極めて低いHomologous温度(T/T$$_{m}$$;T$$_{m}$$融点)0.33に相当する。これら照射材から得られた結果を照射によって生成される損傷と照射後焼鈍によって起こる構造変化の観点から説明した。

報告書

遠隔操作型電気抵抗測定装置の開発

星屋 泰二; 高田 文樹; 木崎 實; 田昭 治*; 須藤 健次; 坂倉 敦; 市橋 芳徳

JAERI-M 89-205, 68 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-205.pdf:1.8MB

相変態材料に関する照射後物性データは、相変態挙動研究に必要な遠隔操作型温度可変式物性測定装置が開発されていないため殆ど報告されていない。このため形状記憶合金特有の形状特性と密接に関連する照射後変態特性変化を解明する目的で、温度可変式の遠隔操作型電気抵抗測定装置を初めて開発した。更にその装置を用いた形状記憶合金の照射後等時焼鈍実験及び等温焼鈍実験(照射後試験)を実施した。その結果、本装置に用いた単純試料駆動方式による温度制御方法はガンマ線感受性の高い半導体や温度センサーを使用しないため操作性及び信頼性の点からも遠隔操作型物性測定装置に最適であり、他の遠隔操作型装置への応用も可能であることが判明した。遠隔操作型電気抵抗測定装置は照射後の物性測定を行ううえで簡便な実験手段であり、構造敏感(structure sensitive)であるため中性子照射感受性の高い相変態材料の研究に有用である。

口頭

県外最終処分に向けた考慮すべき事項

岡田 尚

no journal, , 

福島県内の除染作業で発生した除去土壌等の最終処分について、その物量と放射能濃度の試算結果から今後の検討事項を整理したことを報告する。

口頭

Actions for environmental restoration of Fukushima

岡田 尚

no journal, , 

原子力機構は、福島第一原子力発電所(1F)事故の直後から環境除染モデル実証試験に取り組んだ。これらの結果は、政府の除染関係ガイドライン制定に寄与し、これをもとに国と自治体による環境除染が実施された。これにより2017年4月までに、帰還困難区域を除きほとんどの自治体で避難指示が解除された。福島県内の環境除染作業で生じる除去土壌や廃棄物の量は1600万$$sim$$2,200万m$$^{3}$$と推定されている。国はこれら膨大な量の除去土壌等を、中間貯蔵施設で集中的に保管し、30年後に、福島県外で処分を完了する計画を定めた。また福島県外処分の実現のための鍵は、処分量を低減することである。このため国は、安全評価を行い、放射能濃度の比較的低い土壌を土木資材として、適切な管理の下で活用することを定めた。今回は、福島の環境回復について、これまでの取組みと現状を報告する。

口頭

1F廃炉・環境回復にかかわる原子力機構の研究開発

深堀 智生

no journal, , 

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所事故以降、原子力機構は放射線測定、専門家の派遣など様々な形で対応するとともに、事故の対処に係る研究開発を行ってきた。本講演では、事故直後の初動から組織及び拠点を整備し、取り組んできた研究・開発活動の概要を紹介し、近年の研究成果のトピックスを報告する。

口頭

JAEA R&D efforts for decommissioning of the Fukushima Daiichi NPS

深堀 智生

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉及び福島の環境回復に係る研究開発を行ってきた。本講演では、廃炉の現状及び研究開発活動の概要を紹介し、JAEAの研究成果の最近のトピックスを報告する。

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