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井上 利彦; 関尾 佳弘; 渡邉 英雄*
まてりあ, 58(2), P. 92, 2019/02
イオン照射試験施設(TIARA)にて、イオン照射(照射温度: 600
C、照射量: 100)を行った高速炉用オーステナイト系ステンレス鋼について、九州大学所有の収差補正原子分解能分析電子顕微鏡(JEM-ARM20FC)を用いて、微細組織観察とSTEMモードでの元素マッピング(EDS)を行い、照射による析出物等の挙動評価を行った。微細組織観察等の結果、照射領域において、粗大なボイドの形成が観察された。また、非照射領域に確認できるNbを含んだMXが観察されず、照射により分解・消失したものと考えられる。更に、Niが転位やボイド表面に偏析していることが顕著に観察された。これら最新の高性能電子顕微鏡の活用により、照射による析出物の挙動や転位周辺の元素偏析を明瞭に可視化することができた。これらの挙動を詳細に解析することで、高速炉材料の寿命因子となる析出物の消失や偏析、ボイドスエリングの照射損傷機構の解明が期待できる。
Ti内田 宗範*; 石塚 悦男; 河村 弘
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.653 - 656, 2002/12
被引用回数：29 パーセンタイル：84.88(Materials Science, Multidisciplinary)高融点かつ化学的安定性に優れるBeTiは、600C以上で使用される原型炉ブランケット用先進中性子増倍材として期待されている。ブランケット内でのトリチウム放出特性を評価するために、高速中性子フルエンス4
10
n/cm
(E
1MeV) で330, 400 and 500Cの温度で照射したBeTiを用いて、トリチウム放出実験を行った。BeTiは、ベリリウムに比べてトリチウムが放出され易く、600
1100Cでのトリチウム拡散係数はベリリウムよりも二桁大きかった。良好なトリチウム放出特性に加えて、1100Cまで加熱したサンプルについて測定したスウェリング量はベリリウムに比べて小さいことがわかった。
石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*
Proc. of 5th Int. Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interaction, 0, p.215 - 220, 1996/00
ベリリウムは、核融合炉の中性子増倍材及び第一壁として期待されているが、中性子照射による熱特性の変化は明らかにされていない。このため、中性子照射したベリリウムの熱拡散率及び比熱をレーザフラッシュ法によって測定した。この結果、中性子照射効果によってベリリウムの熱拡散率及び熱伝導率が未照射材より小さくなることが明らかとなった。また、スエリングした試料を測定した結果、熱拡散率及び熱伝導率が顕著に低下した。比熱については中性子照射及びスエリングの効果が顕著に現れなかった。熱伝導率に対するスエリングの効果を予測するために、マックスウェルの式等を用いて測定値と比較したところ計算値と測定値は一致した。
菱沼 章道
まてりあ, 34(3), p.328 - 331, 1995/00
日本金属学会で次世代文明の発展にはどのようなベースメタルが不可欠か、そしてそれらを開発するにはどのようなアプローチが最適かなどを模索する目的で、「夢の金属へのアプローチ=基礎研究と高性能化=」が特集された。本論文はその中の一つで、原子力材料の観点からその問題点とそれらを解決するための新しい発想について解説したものである。
馬場 恒孝; 上薗 裕史; 三田村 久吉
JAERI-M 92-008, 16 Pages, 1992/02
原研における高レベル放射性廃棄物固化体に関する最近の研究は、次の3つに大別できる。(1)ガラス固化体からの長期にわたる放射性核種漏洩量を予測するために必要な浸出挙動を、固化体表面に形成される変質層及び浸出液の化学組成の役割に注目して明らかにする研究。(2)ガラス固化体の長期安定性に関係する照射による物性への影響(特に、
崩壊による影響)に関する研究。(3)キュリウム添加試料を使用したシンロック固化体の放射線損傷に関する研究。本報告書では、それぞれに関係する最近の研究成果を報告する。
實川 資朗; 片野 吉男; 白石 健介*; F.A.Garner*
Effects of Radiation on Materials, p.1034 - 1050, 1992/00
超高圧電子顕微鏡でニッケル試料の組織変化に観察し、同時に照射を行った。試料に力を加えると照射で生じた転位ループの積層欠陥が解消反応した。従来、転位ループが大きい程、解消反応が生じやすいとされていたが、今回の結果は解消反応が生じやすい大きさには上限もあることを示した。これは、転位ループのセグメント間に働く反発力が解消反応を助長しているためと推測した。また、転位ループの成長速度と大きさの関係から、転位ループのバイアスファクターが転位ループの大きさに対して正の依存性を持つことを見出した。これは、従来の理論モデルに合っていない。この理由も、転位セグメント間の反発力の効果によると推定した。
木内 清; 石山 孝; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.477 - 480, 1991/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.89(Materials Science, Multidisciplinary)水冷却型核融合炉の第一壁に使用する構造材料には、耐照射性や機械的性質及び高熱流束下の健全性等の諸性質と共に高温水との両立性を合わせもつ総合特性が要求される。そこでIASCC等の重照射腐食の原因となる低温鋭敏化を起こしにくいように、オーステナイトの相安定性の向上と清浄化を計り、さらに既開発のSAR法と呼ばれる加工熱処理法により改質したオーステナイトステンレス鋼を開発した。その試作合金について、上記に関連した基本特性を、JIS規格腐食試験、1MeV電子線照射試験、定速低歪速度引張り試験及び水素ビーム照射試験等により調べた。この結果、試作合金は、SUS316鋼に比較して耐スウェリング性が大巾に改善されると共に、PCAのように高熱流束下で割れを起し易いような問題も無く、また細粒化と分散強化の両効果により、中高温の機械的性質も優れていることが明らかとなった。
荒井 康夫; 岩井 孝; 大道 敏彦
Journal of Nuclear Materials, 151, p.63 - 71, 1987/00
被引用回数：10 パーセンタイル：70.05(Materials Science, Multidisciplinary)ウラン炭化物燃料中の固体FPの化学形態を多相化学平衡プログラムSOLGASMIX-PVを用いた計算により予測した。固体FPは照射下の燃料中において、燃料母材中に固溶する、ウランを含む三元系化合物やFP自身の炭化物を形成する、金属相として析出する、などにそれぞれ分配される。FPの化学形態は、装荷する燃料の化学組成及び燃焼の進行に従い変化することが確かめられた。ここで得られた計算結果は、高燃焼度模擬の実験や照射後試験のデータと比較的良い一致を示した。ウラン炭化物燃料において、固体FPの蓄積に起因するスウェリングを、燃焼度1%あたり0.6%体積であると評価した。
堀江 知義; 辻村 誠一*; 湊 章男; 東稔 達三
Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.221 - 231, 1987/00
核融合炉の第一壁およびダイバータ板は、厳しい条件下に置かれるため、設計上、寿命評価が重要である。この寿命を制限するメカニズムを検討するために、1次元の板モデル,2次元の弾塑性有限要素法を用いて寿命解析を行なった。実験炉第一壁はディスラプション時に大きな圧縮応力が生じ塑性変形が生じるが、温度が下がると引張り応力になる。照射クリープで応力緩和すると、ディスラプションのたびにひずみが蓄積される。通常運転時は6MW・y/m以下の低フルエンスでは照射の影響は無く、エロージョンと疲労損傷で寿命が決まる。実験炉ダイバータ板は接合構造であり、2次元的な変形及び銅のシェークダウンの影響があり、2次元弾塑性解析が重要である。動力炉第一壁の最大板厚は熱応力よりもスウェリング差で、最小板厚は冷却材内圧による膜応力で決まるなどの成果が得られた。
沢井 友次; 深井 勝麿; 浜田 省三; 鈴木 建次; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.444 - 447, 1986/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.02(Materials Science, Multidisciplinary)現実の核融合炉建設にあたっては、その第1壁構造材料に対して溶接施工は不可避である。本研究では0.08%Tiを含む316鋼及びJPCAに対して電子ビーム溶接を行い、その溶接ビード部から電子顕微鏡試料を採取して超高圧電子顕微鏡内で電子線照射を行い、また分析電子顕微鏡により凝固時の偏析状態を調べた。電子線照射による耐スウェリング性の試験では、316鋼、JPCA共に、溶接溶金部では母材に比してボイドスウェリングが著しく大であった。分析電子顕微鏡による微小領域分析の結果、溶接溶金部の凝固セル状組織のセル界面領域に溶質元素の濃縮がみられ、このため溶金部の他の領域ではスウェリング抑制元素の濃度が低下して上記スウェリング挙動を示したものと考えられる。
實川 資朗; 片野 吉男; 白石 健介
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(9), p.671 - 677, 1984/00
被引用回数：14 パーセンタイル：79.2(Nuclear Science & Technology)照射下に於けるミクロ組織の変化に対する外力の効果を調べるために、超高圧電子顕微鏡を用いて電子線照射下の純ニッケル中のミクロ組織変化を試料引張ステージを用いて、その場観察してみた。照射温度は723K,電子線束は110
e/msとした。外力が加わっている試料では、照射により生じたフランク・ループが、10nm程度にまで成長するとUnfaultすることが観察された。外力を加えていない試料中に発生したフランク・ループも外力が加えられるとUnfaultした。Unfaultを生じさせ得る外力の大きさは、照射温度723Kのとき、
112Unfault方向の剪断応力で、3.7MPa以上であることがわかった。Unfaultして生じた完全転位ループの成長速度は、フランク・ループのそれより3倍程度と大きかった。外力の加わっている試料中に於いては、これらの完全転位ループは、その大きさがある大きさを越えるまで成長すると、すべり運動をして拡がった。
菱沼 章道; 深井 勝麿
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(8), p.668 - 673, 1983/00
被引用回数：9 パーセンタイル：71.25(Nuclear Science & Technology)ステンレス鋼のボイドスウェリングに及ぼす固溶チタンの効果を調べる目的で、高温(1200C)で溶体化処理した最大0.25wt%までチタンを添加した316-ステンレス鋼を超高圧電子顕微鏡の中で電子線照射、ボイドの生成成長を連続観察した。316-ステンレス鋼のスウェリングは添加したチタン量とともに急激に減少した。このスウェリングのチタン量依存性は、主にボイドの密度がチタン量とともに減少することとよく対応する。この現象は、固溶チタンがマトリックスに対してOver sizeであり、空孔をトラップすることから説明される。すなわち、チタンの空孔をトラップする効果によって、定常状態の自由空孔濃度が減少し、その分だけボイドの核生成速度が小さくなるためである。
菱沼 章道; 片野 吉男; 白石 健介
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(9), p.690 - 696, 1978/09
被引用回数：7オーステナイト鋼のボイドスウェリングの機構を明らかにするために、市販の316-ステンレス鋼およびハステロイ-Xに対応する高純度Fe-(v-Ni合金を試作し、そのスウェリング挙動を調べた。照射は超高圧電子顕微鏡を使って、1MeVの電子線を300~600Cの温度範囲でおよそ30dpaまで行った。Ni基合金のスウェリングは同じ条件で照射したFe基合金に較べて小さい。それは生成するボイドの数と大きさが共に小さいためである。鉄基合金のボイド生成核はそのまわりに溶質原子であるNiの偏析による歪場によって安定化され容易にボイドへ成長する。いっぽうNi基合金ではそのような偏析が起らないため、ボイドの生成核は不安定であり、そのままでは成長しにくい。とくに高温(2500C)照射で生じるボイドの数は極端に小さくなる。またFe基合金のボイドの成長はNi基合金に較べて早いのは、照射によって生じた転位の上昇運動が前者の方がより活発であるためである。
菱沼 章道; 片野 吉男; 白石 健介
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(4), p.288 - 295, 1978/04
被引用回数：6ハステロイ-Xを超高圧電子顕微鏡を使って、400~600Cの温度範囲でおよそ40dpaまで電子線照射して、そのスウェリング挙動を調べた。ハステロイ-Xのスウェリングはすべての温度で同じ照射量の316-ステンレス鋼に比べて小さく、それはボイドの大きさが小さいためである。その原因はボイドが生成するまでの照射時間(潜伏時間)が長いこと、および転位の上昇運動が遅いためである。潜伏時間はボイドの生成核の安定度に依存する。すなわちハステロイ-Xでは316-ステンレス鋼に観られるような溶質原子のボイド生成核の表面への偏析による安定化が起こらないための転位密度が充分大きくなるまでボイドの生長が起こらない。ボイドの安定度はまた空孔の過飽和度の小さい温度領域でボイドの数密度に強く影響をおよぼし、高温(600C)での非常に小さいスウェリングの原因となる。
菱沼 章道; 片野 吉男; 深谷 清; 白石 健介
Journal of Nuclear Science and Technology, 13(11), p.656 - 662, 1976/11
被引用回数：8超高圧電子顕微鏡を用いて電子線照射したステンレス鋼に生ずる照射欠陥の様子を照射温度および照射量の関数として連続観察した。300C以下の照射温度では転位ループは大きく成長しないが、照射温度を400Cに上げると六角形をしたフランク型,ダイヤモンド型転位ループと複雑な形をしたフランク型の転位ループが観察された。ダイヤモンド型転位ループは照射量と共に大きく成長し、転位線から転位鋼に発達する。いっぽうフランク型転位ループは一度完全転位ループとなり転位線へと変化する。500Cで数dpa照射した試料では転位ループと歪のコントラストを持ったボイドの生成核が観察された。さらに照射すると転位ループは急激に成長し転位鋼を形成する。いっぽうボイドは照射量と共に成長するがその数はほとんど変らない。また500Cでの照射では粒界の移動が観察された。
阿部 清治
JAERI-M 5949, 29 Pages, 1975/01
燃料棒間輻射熱伝達は、冷却材喪失事故の解析の上で、重要な問題のひとつである。本報告書では、被覆管がふくれたときの燃料棒間角度因子の計算法を紹介する。(ここで角度因子とは、輻射体から放出された全輻射量のうち、被輻射体に到達する割合である。)問題を解くにあたり、次のような幾つかの仮定を設ける。すなわち、輻射は二次元問題であると考え、各輻射体表面上で輻射率と温度とは一様であるとみなす。燃料棒の弯曲はおきないとし、被覆管の断面はふくれる前も後も完全な円形を保つとする。また、従来のLambertの式にかえて、新しい一般的角度因子計算式である「射影面積法」を採用した。この式は、正射影の考え方に基くもので、角度因子が平行光線による輻射体と被輻射体の射影面積の関数で表わされる。新しい計算式の採用により、被覆管の任意の大きさのふくれに対し、角度因子が解析的に求まるようになった。その結果、LOCA解析で被覆管のふくれが予測されるたびに、ただちにかつ正確に角度因子が計算できるようになった。
村主 進; 森島 淳好; 原山 泰雄
原子力工業, 19(11), p.59 - 62, 1973/11
軽水炉燃料の概略を述べ、燃料および被履管の最高温度制限、最大熱流束の制限、UO
ペレットの性質、被履管とペレットの機械的相互作用について説明した。
安堂 正己; 谷川 博康; 黒滝 宏紀
no journal, ,
低放射化フェライト鋼(F82H)は、核融合原型炉のブランケット構造材料の第一候補材であり、原子力機構では幅広いアプローチ(BA)活動を中心とした開発を進めてきている。高照射量での核融合中性子照射下での機械的特性変化やボイドスウェリングは、F82H鋼の照射特性データとして整備すべき必須項目である。本研究では、多重イオンビーム照射実験を用いてF82H鋼の改良材やF82H IEA母材におけるボイドスウェリング挙動について調べることを目的とした。F82H IEA, Mod-3材及びBA07材の470C2重・3重照射材の結果では、470C照射材では照射表面より0.81.2
m付近にて、キャビティ組織が観察された。一方、400C照射では、キャビティ組織はほとんど見られなかった。このことからF82H鋼のボイドスウェリングのピーク温度は470C付近にあることが確認できた。
