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Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*
Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03
被引用回数:1 パーセンタイル:16.35(Materials Science, Multidisciplinary)Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with Ni and Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.
山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*
Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04
被引用回数:5 パーセンタイル:35.8(Materials Science, Multidisciplinary)ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。
石塚 悦男; 佐川 尚司; 長島 章; 杉江 達夫; 西谷 健夫; 山本 新; 河村 弘
Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366), p.1176 - 1185, 2000/00
核融合炉用光計測材料として、窓材(サファイア)及び鏡材(モリブデン)をJMTRで中性子照射し、照射後試験として窓材の光透過率及び鏡材の表面観察を行った。この結果、サファイアは800nm以下の波長領域で光透過率が減少し、その割合は照射量とともに大きくなり、照射温度が高いと小さくなることが明らかになった。また、照射したモリブデン製の鏡材について、干渉計による表面観察及びSEM観察を行ったところ、表面平滑性が中性子照射に影響されないことが明らかとなった。更に、本シンポジウムでは、in-situでの窓及び鏡材の光透過率及び反射率の測定に関しても紹介する。
土谷 邦彦; 中道 勝; 河村 弘
Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366), p.988 - 999, 2000/00
核融合炉ブランケット構造において、異材接合が必要であり、各種材料とステンレス鋼との接合技術開発が行われている。接合方法のうち、摩擦圧接法が配管接合部における異種材接合に有望な方法の一つである。本研究において、耐スエリング性、高強度を有するアルミナ分散強化銅(Al-15)に着目し、Al-15/SUS316接合材を摩擦圧接法により製作し、中性子照射における接合材の機械的特性の影響を調べた。中性子照射は、JMTRにて中性子照射量:6.5~1010n/cm、照射温度:290~500Cの条件で行った。引張試験の結果、Al-15/SUS316接合材はAl-15母材部で破断したが、引張強度は、Al-15母材と比較して約15%低下していた。また、銅合金母材の引張試験結果は、ほかの機関で得られた結果と比較し、照射効果を明らかにするとともに、接合材の照射特性について考察した。
河村 弘; 岡本 眞實*
JAERI-Conf 98-001, 363 Pages, 1998/01
本報文集は、IEA主催の「第3回核融合炉ベリリウム技術国際会議」の報文を収録したものである。本会議は、1997年10月22日から24日まで、水戸市の茨城県産業会館において、開催され、発表件数は48件であった。会議の要旨として、ブランケット関連では、スエリング、ヘリウム及びトリチウムの放出挙動、充填層の有効熱伝導率、トリチウム透過とコーティング等、プラズマ対向材としては、寿命評価、ダストの生成量評価、接合技術及び廃棄物、機械的特性及びスエリングによる変形などの研究の重要性が指摘された。また、材料と共通化させた試験の重要性が指摘され、国際的な協力体制のもとに、共同で実験を行う提案がベリリウムワークショップ国際組織委員会から提出された。
松尾 秀人; 長崎 正雅
Journal of Nuclear Materials, 217, p.300 - 303, 1994/00
被引用回数:1 パーセンタイル:17.88(Materials Science, Multidisciplinary)2種類の二次元炭素繊維強化複合材料をJMTRで最高1.9810n/m(E29fJ)まで640~1070Cで中性子照射し、熱拡散率の変化を調べた。熱拡散率は照射によって低下し、特に照射量の低い時に大きく減少し、照射量の増加とともに徐々に低下する傾向が認められた。照射前の値に規格化した相対的な熱拡散率の変化は、測定温度の低い領域で大きくて、温度が高くなるにしたがって小さくなり、また照射量の増加とともに大きくなる傾向を示した。熱拡散率と密接に関連している熱伝導度の変化についても考察した。
松尾 秀人; 長崎 正雅
Journal of Nuclear Materials, 207, p.330 - 332, 1993/00
被引用回数:2 パーセンタイル:51.37(Materials Science, Multidisciplinary)二次元炭素繊維強化複合材料をJMTRで655~1070Cで最高1.610n/m(E29fJ)まで照射して、巨視的な寸法、体積、微構造の中性子照射による変化を調べた。巨視的な寸法は、繊維軸のそろった方向では収縮し、それに垂直方向では膨張するが、体積はすべて収縮するのが認められた。これらの変化量は照射前の熱処理温度が高い程小さく、また繊維がランダム配向である程小さいのが認められた。さらに繊維の微構造の変化をみるためにラマンスペクトルを測定した結果、照射による結晶構造の乱れが認められた。これらのことから高温での中性子照射による寸法安定性の良好な材料を開発するための1つの基礎データが得られた。
白石 健介
応用物理, 55(3), p.202 - 209, 1986/00
核融合炉のプラズマ周辺の構造材料では、中性子照射による特性劣化と放射化が大きな問題になっている。核分裂炉に比べて高エネルギーの中性子が発生する核融合炉では、格子位置からエネルギーの大きな原子がはじき出されることや核変換によって多量のHeが生成することが、材料の照射損傷の解析を複雑にしている。また、核変換によって生じる長寿命の放射性核種は、炉の分解・修理ばかりではなく、炉で使用した材料の廃棄でも大きな問題を引き起こしている。そこで、核融合炉における中性子照射環境,中性子による格子原子のはじき出し,Heの生成およびそれらと材料特性との関係について、核分裂炉の照射と比較して述べる。さらに、低放射化材料の開発を念頭において、構造材料の放射化について解説する。