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二川 正敏
IOP Conference Series; Materials Science and Engineering, 74(1), p.012001_1 - 012001_7, 2015/02
被引用回数：2 パーセンタイル：65.6(Materials Science, Multidisciplinary)高出力水銀ターゲットにおける材料問題に関する研究成果、すなわち、液体金属脆化による疲労き裂伝播速度の上昇や破壊脆性値の増加に関する研究成果、イオンビーム照射による照射脆化評価及びナノインデンテーションによる極微小領域の力学特性評価法に関する研究成果、陽子線入射励起衝波による生じるマイクロピット群損傷機構に関する研究成果について総括的にまとめると共に、さらにその抑制技術に関する技術開発について報告する。
海老根 典也; 鈴木 雅秀
日本応用磁気学会誌, 25(4-2), p.1051 - 1054, 2001/04
原子炉圧力容器鋼の機械特性の劣化を非破壊的に評価する手法として、増分透磁率の変化曲線を用いる磁気的測定法を提案し、その有効性を示すため実施した試験結果について報告する。供試鋼材にはA533B鋼及びSUS410鋼を用いた。増分透磁率は、巻線を施した被測定鋼材のトロイダル型試料に直流のバイアス磁界を加えながら微少励磁磁界を重畳させて励磁し、その誘導電圧成分を測定した。得られた結果は、保磁力近傍で明瞭なピークを示し、ピーク間の幅は保磁力と非常に良い相関がある。また、保磁力と最大透磁率はともに機械的特性(硬さ及び降伏強さなど)とも良い相関がある。したがって、マイナーループに沿った増分透磁率測定を実施し、保磁力及び最大透磁率を求めれば、被測定鋼材の機械的性質の評価が可能である。
海老根 典也; 橘田 和泰*; A.Gilanyi*; 荒 克之; 上坂 充*; 宮 健三*
日本応用磁気学会誌, 20, p.665 - 668, 1996/00
原子炉圧力容器は、交換が極めて困難な機器であり、その中には劣化監視用試験片が設置されている。しかし、実機とは応力や照射量の異なる加速試験であり、またその数に限りがある。そのため、照射や圧力による材料劣化の非破壊評価の確立が重要となってきた。本報告では、磁気特性を用いた原子炉圧力容器構造材の非破壊評価法の可能性を調べるため、異なる焼き戻し温度で硬度の異なる試料を作成し、硬度と磁気特性(保磁力、残留磁束密度、ヒステリシス損)の関係を調べた。測定試料としては原子炉圧力容器に使用されているA533B鋼および参照用にSUS410鋼を用いた。測定の結果、A533B鋼およびSUS410鋼においても硬度と磁気特性の間によい相関があり、磁気特性を用いた非破壊的劣化評価の可能性があることがわかった。
海老根 典也; 橘田 和泰*; 荒 克之; 中島 伸也; A.Gilanyi*; 上坂 充*; 宮 健三*
MAG-95-138, 0, p.61 - 68, 1995/11
原子炉圧力容器の非破壊劣化計測法に関して、著者らは、中性子照射による材料の機械的特性の変化を磁気特性の変化との関連から求める「磁気問いかけ法」の研究を進めている。本稿では、材料の機械的特性と磁気的特性の関連について材質の変化からみた根拠をのべるとともに、磁気特性を用いた鋼材の非破壊評価の可能性を調べるため、熱処理により機械的特性の異なる試料を材性し、機械的特性と磁気特性の関係を調べた。測定試料としては、原子炉圧力容器鋼A533B鋼およびSUS410鋼を用いた。測定の結果両鋼材とも硬度と磁気特性には非常によい相関があり、磁気特性を用いた非破壊的劣化評価の可能性があることがわかった。
二村 嘉明; 大岡 紀一; 鎌田 裕
原子力工業, 38(9), p.40 - 45, 1992/00
JMTRにおいて現在までに実施した非破壊検査としては、原子炉施設及び照射設備(照射キャプセル等を含む)に関する使用前検査・供用期間中検査、並びに原子炉燃料の低濃縮化に際して、一次冷却系の配管について特別に行った検査がある。これらの主たる目的は欠陥を見出し、トラブル等の発生を未然に防止することであり、予防保全として実施している。ここではこれらの概略を紹介するとともに、その実施における対応策を述べる。また、JMTRは初臨界から約25年を経過しており、経年劣化の現状を正確に把握することが必要であり、JMTRの長期計画策定のために余寿命評価が必要となる。そのための非破壊検査のあり方についても言及する。
日馬 康雄; 岡田 漱平; 伊藤 政幸; 八木 敏明; 吉川 正人; 吉田 健三; 町 末男; 田村 直幸; 川上 和市郎
Radiation Damage to Organic Materials in Nuclear Reactors and Radiation Environments, p.1 - 30, 1989/00
原子力発電所用ケーブルに使用される5種類の絶縁・被覆材料を種々の同時法ならびに遂次法LOCA模擬環境に暴露し、劣化に及ぼすLOCA模擬環境における酸素の影響を検討した。その結果、LOCA模擬環境における酸素は高分子物質の劣化を促進し、架橋より切断を優先させるとともに絶縁抵抗を低下させる原因となる極性物質の生成を促す。実験事実から、LOCA模擬環境に於て劣化に影響を与えると考えられる環境因子は酸素との関連に於て考慮しなければならないことがわかった。
鈴土 知明
no journal, ,
タングステンは将来の核融合炉のプラズマ対向面材料として期待されているが、照射下の実際の利用では材料硬化を引き起こす照射誘起析出が問題となっている。照射誘起析出の正確な予測には、照射による核変換で生じるレニウムやオスミウムの移動が重要となる。本研究では、第一原理の計算結果を元にこれらの溶質原子の移動をキネティックモンテカルロ法でモデル化した。特に、最も効率よく溶質原子が移動できるタングステンと溶質原子の混合ダンベルの移動を調査した。その結果、それらの混合ダンベルの回転障壁が非常に小さく3次元的に移動することがわかった。また、これらの3次元運動が空孔移動のような単純な3次元運動ではモデル化できないことがわかった。
永石 隆二; 桑野 涼*
no journal, ,
2015年春の多核種除去設備(ALPS)の高性能容器(HIC)で起きた溢水は、凝集沈殿の炭酸塩スラリー中の水の放射線分解による水素発生に伴うスラリー容積の増大並びに上澄み水の発生が原因であるが、このような長期間(高線量)照射に伴う高粘性流体の放射線効果(放射線分解・材料劣化)は水溶液等の低粘性流体とは大きく異なる。これを科学的に理解することは、地層処分での緩衝材の粘土系の懸濁水とともに、放射性廃棄物の長期保管・処分において重要である。そこで本研究では、電子線ビームやガンマ線を用いて、凝集沈殿系や粘土系の高粘性流体の照射前後の物性(密度, 粒度等)並びに粘度特性を測定して、物性と粘度特性との関係を定量的に議論した。ここで、凝集沈殿系のスラリーの物性が照射前後で大きく変わり、特に、スラリー中の粒子数濃度の減少がスラリーの粘度低下の一因になっていることを明らかにした。
