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田口 富嗣; 井川 直樹; 實川 資朗; 志村 憲一郎
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 242(1-2), p.469 - 472, 2006/01
被引用回数：3 パーセンタイル：28.19(Instruments & Instrumentation)SiC繊維強化SiCマトリクス(SiC/SiC)複合材料は、優れた高温強度特性を有し、中性子照射後の誘導放射能も低いことから、核融合炉の構造材料の候補材料として期待されている。核融合炉構造材料として、熱交換の効率化及び熱応力の低減化の観点から、候補材料には高熱伝導率を有することが要求されている。核融合炉環境下において、14MeVの中性子照射により、材料中に核変換生成物としてHe及びHが生成する。そこで、本研究では、SiC及びSiC/SiC複合材料の熱拡散率に及ぼすHe原子の影響をHe注入法により検討した。その結果、He注入によりSiC及びSiC/SiC複合材料の熱拡散率は減少するが、核融合炉運転温度である800
1000
Cの範囲では、熱拡散率の減少はとても小さいことを見いだした。また、アニール効果により、熱拡散率の回復がみられた。He注入により試料内に導入された照射欠陥濃度を、推定した。それによれば、He注入濃度が増加するとともに、照射欠陥濃度も増加する。また、照射欠陥濃度は、500C付近で急激に減少する。これは、SiCからHeが拡散し始める温度と一致している。
馬場 信一; 根本 誠*; 相沢 静男; 山地 雅俊*; 石原 正博; 沢 和弘
JAERI-Tech 2005-055, 157 Pages, 2005/09
JAERI-Tech-2005-055.pdf:19.06MB
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の課題の1つとして「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷効果に関する研究」のため、材料試験炉を用いて一連の予備照射試験を進めている。本報告は、このうちの第2次及び第3次の照射試験について記載したものである。両試験の照射温度は973K-1173K及び1273K-1473K,高速中性子照射量1
10
m
( E
1MeV)の照射条件のもとで行った試料について、直径寸法の基本統計値,寸法変化及び熱膨張率の結果について報告する。
田口 富嗣; 井川 直樹; 三輪 周平*; 若井 栄一; 實川 資朗; Snead, L. L.*; 長谷川 晃*
Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.508 - 514, 2004/12
被引用回数：37 パーセンタイル：89.67(Materials Science, Multidisciplinary)SiC/SiC複合材料は、優れた高温強度特性を有し、照射後誘導放射能が低いことから核融合炉の構造材料として期待されている。核融合炉環境下では、SiC内に核変換生成物としてHeやHが生成する。そこで、本研究では、1000及び1300CにおけるSiC/SiC複合材料の微細組織変化に及ぼすHe及びHの同時照射効果を検討した。その結果、1000C以上の照射によりマトリクス中にHeバブルが生成し、H注入量の増加とともにHeバブルの平均径は減少した。Heバブルの数密度は、H注入量の増加及び照射温度の上昇により増加した。1000C照射においては、Heバブルは結晶粒界にのみ生成した。一方、1300C照射においては、Heバブルは結晶粒界及び結晶粒内両方に生成した。結晶粒界に精製したHeバブルの平均径は、結晶粒内に生成したそれに比べ、とても大きかった。SiC繊維内に生成したHeバブルは、マトリクス内に生成したそれに比べ小さかった。
西尾 敏
プラズマ・核融合学会誌, 80(1), p.14 - 17, 2004/01
将来の核融合炉の構造材料にとってSiC/SiC複合材料は極めて有力な候補材料である。有力であることの内容は、高温運転が可能であることによる高熱効率,低放射化材料であることによる廃棄物処理負荷の軽減及び電磁力が作用しないことによる構造設計の容易さ、である。ここでは、これらSiC/SiC複合材料の利点を活かしたトカマク型動力炉の設計例について紹介する。
田口 富嗣; 井川 直樹; 實川 資朗; 野澤 貴史*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; Snead, L. L.*; McLaughlin, J. C.*
Advanced SiC/SiC Ceramic Composites: Developments and Applications in Energy Systems; Ceramic Transactions Vol. 144, p.69 - 76, 2002/00
低放射性や高温特性に優れた原子力材料であるSiC/SiC複合材料に関して、機械特性のさらなる改善のためには、気孔率の可能な限りの低減化かつ空孔や界面層の均一化が重要な要素となる。本研究では、最も低放射化が期待できる複合材作製法である強制熱傾斜化学蒸気浸透(FCVI)法の製造条件の最適化に着目し、本材料の機械特性向上に必要な上記要素の改善について検討した。気孔率は、SiC繊維含有率の増加によって減少すること、空孔や界面層分布は、原料ガス等の流量の最適化によって均一化できること等を明らかにした。また、界面層の均一化のためにはプロセスにおける材料反転処理が特に有効であった。なお、本最適化によって、これまでFCVI法では得られなかった15%以下の低気孔率が達成できた。また、界面層としてカーボンを選択した場合では、厚み誤差が
10nm以内の均一な界面層を作製でき、平均界面層厚みが75~300nmの時に優れた機械特性を有することが明らかとなった。
栗原 良一; 西尾 敏; 小西 哲之
Thermal Stresses 2001, p.81 - 84, 2001/00
トカマク型核融合動力炉において、プラズマから高熱流束を受けるブランケット第一壁は、照射損傷などにより亀裂が発生する可能性がある。DREAMのSiC/SiC複合材料製ブランケット第一壁に亀裂を想定して、亀裂周辺の応力状態を調べるため有限要素法解析を行った。その結果、亀裂周辺の応力は圧縮応力状態になるが、亀裂先端のごく近傍では許容応力以上の引張と圧縮の応力集中が発生した。今後、亀裂の安定性及び限界亀裂寸法を正確に評価するために、クリープによる応力緩和等を考慮した破壊力学的評価法の開発が必要である。
小沢 和巳; 野澤 貴史; 谷川 博康
no journal, ,
SiC/SiC複合材料は核融合炉用先進ブランケットにおいて有力な候補材料である。平織構造のTyranno-SA3 SiC繊維で強化しSiCマトリックスを有する複合材料に対し、ラプチャー強度を評価した。1000C、真空あるいは不活性ガス雰囲気下では、特に顕著なノッチ効果も認められず、比例限度応力(PLS)に対し140%の負荷で2000時間以上破断しない優れた結果が得られた。加えて、クリープ評価に移行するための高温環境下でのひずみ測定技術についても検討する。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.
