Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
井川 直樹; 田口 富嗣; Snead, L. L.*; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*; McLaughlin, J. C.*
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1205 - 1209, 2002/12
被引用回数：16 パーセンタイル：69.83(Materials Science, Multidisciplinary)SiC繊維強化SiC複合材料は、低放射化や高温機械特性等に優れているため、次世代の核融合炉用の構造材料の候補材である。近年、高温機械的特性に優れたSiC繊維が開発された。本研究では、この繊維を用い、機械的特性を最適化した複合材料を作製することを目指し、複合化過程の最適化を行った。複合化過程としては最も高純度化が達成できると期待できるFCVI法を採用し、SiC繊維とマトリックスとの間の界面材料としては、低放射化や耐照射性が期待できるカーボン層を用いた。カーボン層の厚みの均一化及び最適化並びにマトリックス中の空孔の低減化及び空孔分布の均一化等によって、優れた機械特性を有するSiC/SiC複合材料が得られる見通しを得た。
北野 剛司*; 更田 豊志; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-041, 24 Pages, 2001/08
JAERI-Research-2001-041.pdf:2.75MB
水素化物リム生成が被覆管の円周方向機械特性に与える影響を定量的に評価するために、人工的に水素化物リムを生成させた被覆管の改良リング引張試験を実施した。室温における試験の結果、水素化物リムは脆く、変形初期において亀裂が生じるため、破断歪みは水素化物リム厚さの増加とともに著しく減少することがわかった。一方、573Kにおける破断歪みは、リム部の水素化物密度にも依存し、比較的厚い水素化物リムが生成していても、その密度が低い場合は大きな値を示した。延性-脆性のしきいとなる水素化物密度があり、そのしきい密度が温度とともに大きくなるため、水素化物密度の小さいリムは延性を示し、その結果、比較的厚い水素化物リムが生成している場合でも破断歪みは大きくなると考えられる。
三浦 孝之*; 桑野 壽*; 菊地 賢司
鉄と鋼, 87(2), p.31 - 36, 2001/02
原子力発電プラントで使用されるオーステナイトとフェライトが共存する2相ステンレス鋼は、オーステナイト鋼でよく起こる応力腐食割れによるき裂の進展を抑止し、かつ強度と溶接性の向上をもたらすと考えられた。ただ、プラント寿命延長に伴う機械的強度の劣化が注目され、その指標としてメスバウアー分光法によるフィライトの2相分離率が有効であることがわかった。相分離したCrリッチ相の体積分率を内部磁場の変化としてメスバウア法で推定し、さらにその場観察による機械的試験を実施し、時効により脆化したこの材料の破壊の起点を見つけることを試みた。その結果、引張り荷重を加えると、フィライト内にすべり帯が発生し、その結晶粒界近傍にき裂が発生することがわかり、強度劣化の原因を直接特定することができた。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(11), p.949 - 958, 2000/11
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Craking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、照射後試験結果及び透過電子顕微鏡(TEM)観察結果と併せて得られた知見として、IASCC感受性、機械的性質及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。
月森 和之
JNC TN9400 2000-086, 103 Pages, 2000/08
JNC-TN9400-2000-086.pdf:3.67MB
「もんじゅ」2次系床ライナのナトリウム漏えい時の機械的健全性を評価するため、溶融塩型腐食による減肉を考慮した有限要素法による非弾性解析が行われている。ライナは薄板であるため、全体の変形を捉える上ではシェル要素モデルで十分であるが、局所的ひずみの取扱いには限界がある。一方、形状不連続部の局所的ひずみを精度良く扱うためには3次元ソリッド要素によるモデル化が必要となるが、実機モデル規模の解析を行うことは困難である。しかし、シェル要素による全体モデルの解析結果から境界条件を抽出し、それを3次元ソリッド要素による部分モデルの周辺境界条件として受け渡す手法が確立されれば、局所的ひずみを直接精度良く評価することが可能となる。本研究の目的は、構造不連続部における変位の受け渡しの際に問題となる要素の違いによる境界での変位の不整合を処理する手法を検討するとともに、これらの手法を組込んだインターフェース・プログラムを作成・検証し、「もんじゅ」の機械的構造健全性を評価するための非弾性解析に適用を可能にすることにある。得られた主な結果は次の通りである。(1)T字やL字コーナー部では2方向のシェル要素で囲まれる領域を定義し、距離に基づく重み関数を導入することにより、また、ライナプレートとフレームの接合部では4節点長方形板曲げ要素の内挿関数を利用して境界での変位の連続性が保たれるような処理の方法を提案した。(2)上記手法を組込んだインターフェース・プログラムの作成・検証を行い、FINASのシェル要素(QFLA4S)の解析結果から得られた変位がソリッド要素(HEX20)による部分モデルの周辺境界に受け渡たされていることを確認した。(3)「もんじゅ」2次系床ライナの減肉連動非線形解析に適用し、ひずみ防止リブ端の溶接部におけるひずみを直接評価して、シェル要素では厳密に捉えることが困難な局所的なひずみ挙動を求めることができることを示した。なお、本事例について、部分ソリッド要素モデルによる解析結果との比較から、シェル要素モデルによる解析結果はひずみを保守的に算出していることを確認した。
黒田 雅利*; 吉岡 邦彦*; 山中 伸介*; 穴田 博之*; 永瀬 文久; 上塚 寛
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(8), p.670 - 675, 2000/08
RIA条件下及び内圧負荷時のジルカロイ被覆管の破損挙動に及ぼす析出水素化物の影響を明らかにするために、有限要素法解析により被覆管に負荷される応力-ひずみ分布を求めた。解析に必要なd-Zrと水素化物の機械的性質は超音波音速測定法及び引張試験により測定した。解析結果から、水素化していない被覆管では、内表面で相当塑性ひずみが最も大きくなり、内表面が破損の起点となったと予想される。一方、外表面に水素化物がリム状に偏析した被覆管では、水素化物リム層が比較的低い内圧で破壊することから、破損起点は外表面であったと推測される。水素化した被覆感の応力状態から推定される破損挙動は、NSRRで行われた高燃焼度燃料に対するパルス照射試験結果や高速加圧バースト試験結果と良く一致することがわかった。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
JNC TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB
米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13
10の27乗n/mの2乗(E
0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.2710の27乗n/mの2乗(E0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6
であった。ここで試験加熱速度は5/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。
安彦 兼次; 高木 清一*; 加藤 章一; 永江 勇二; 青砥 紀身; not registered
JNC TN9400 2000-059, 43 Pages, 2000/05
JNC-TN9400-2000-059.pdf:2.08MB
本研究では、現状技術で製作可能な高純度鉄および高純度鉄基合金の材料諸特性を把握し、先進的高速炉の構造材料および機能性材料への適用見通しを得ることを目的とする。そこで、まず10kg程度の高純度鉄及び高純度鉄基合金を超高真空対応のコールドクルーシブル溶解炉を用いて溶製した。次に高速炉の特徴である高温ナトリウム環境と高純度鉄および高純度鉄基合金との共存性、常温および高温における引張特性について検討した。また、高純度鉄基合金の高速炉構造材料に特化された性質の一つである高温クリープ特性を調べるために550におけるクリープ試験を行い、その特性を評価した。さらに、高純度鉄の基本的材料特性である熱膨張係数や比熱、電気比抵抗などを測定し、機械的特性等含めて高速炉構造材料への見通しを評価した。特性試験および評価より以下の結果が得られた。(1)超高真空対応のコールドクルーシブル溶解炉を用いて10kg程度の高純度鉄および高純度50%Cr-Fe合金を溶製することができた。(2)常温および高温における変形挙動を理解するために高純度50%Cr‐Fe合金の引張試験を行った。その結果、高純度50%Cr-Fe合金は高温においても高強度でかつ延性を有していることがわかった。(3)高純度50%Cr-Fe合金の物理的特性(熱膨張係数や比熱等)を測定した。高純度50%Cr-Fe合金の熱膨張係数はSUS304よりも小さく、高速炉構造材料として有望であることがわかった。(4)ナトリウム腐食試験の結果、普通純度鉄は重量減少を示したが、高純度鉄は重量増加を示した。また、普通純度鉄は粒界近傍に著しい腐食が生じていたが、高純度鉄は粒界にも腐食は生じていなかった。(5)高純度50%Cr-Fe合金の550でのクリープ試験を実施した。その結果、短時間側で高純度50%Cr-Fe合金のクリープ破断強さは改良9Cr-1Mo鋼よりも高強度であるが、長時間側では同程度の強度であった。一方、クリープ破断伸びおよび絞りは改良9Cr-1Mo鋼より若干低下した。
山中 伸介*; 宇埜 正美*; 黒崎 健*; 山本 一也; 滑川 卓志
JNC TY9400 2000-011, 41 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-011.pdf:1.28MB
高燃焼度時における高速炉用MOX燃料の熱物性および機械的性質を評価するための基礎的研究を実施し、以下の結果を得た。高燃焼度時に高速炉用MOX燃料中に生成する核分裂生成物(Fission Product;FP)からなるFP析出相として、FPとアクチニド元素との複合酸化物相を取り上げその基礎物性測定を実施した。酸化物相のうちペロブスカイト型BaUO3の熱伝導率はUO2に比べ約一桁小さい値となり、燃料ペレット全体の熱伝導率を減少させる可能性があることを確認した。またBaUO3の弾性定数はUO2の弾性定数の約30%程度であることが判った。このことから燃焼が進み酸化物相が燃料母材中に析出した場合、特に偏析した場合は、燃料ペレット全体としての応力状態が不均一になり機械的特性が低下する可能性があることが判った。また、燃料母材中に固溶する元素が燃料の物性に及ぼす影響を調査するために分子動力学法(Molecular Dynamics;MD)を用いた物性予測を実施した。計算結果と昨年度実施した実験結果との間で妥当な一致が見られ、分子動力学法がMOX燃料の物性を評価する上で重要なツールと成り得ることが確認できた。
佐藤 稔紀; 谷口 航; 藤田 朝雄; 長谷川 宏
JNC TN7400 99-011, 36 Pages, 1999/12
わが国における地下深部の岩盤が有する一般的な熱的および力学的性質を理解するため、文献調査および釜石鉱山と東濃鉱山における調査・試験によりデータを収集し、岩種ごとの物性の頻度分布や物性間の相関関係などについて検討した。その結果、岩石の熱物性および力学物性について、岩種ごとの頻度分布を把握した。また、従来より示唆されてきた物性間の相関関係との整合性が確認された。新第三紀堆積岩では深度の増加とともに一軸圧縮強度などが増加する傾向が認められた。岩盤の初期応力については、文献調査の結果を取りまとめ、鉛直応力は単位体積重量の勾配で線形近似できること、水平面内平均応力と深度の関係も線形近似できること、および、側圧係数(水平面内平均応力と鉛直応力の比)は浅部では大きな値を示し、震深度の増加に伴い、深度500m程度より深くなると1より小さい値に近づくことが認められた。
太田 久仁雄; 中野 勝志; Metcalfe, R.; 池田 幸喜; 後藤 淳一; 天野 健治; 竹内 真司; 濱 克宏; 松井 裕哉
JNC TN7410 99-007, 44 Pages, 1999/08
None
海老根 典也; 荒 克之; 中島 伸也
Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.785 - 792, 1998/00
原子炉圧力容器鋼材の経年劣化を非破壊的に計測評価するため、磁気問いかけ法を提案している。この方法は照射硬化と保磁力変化との間に良い相関があることを基本としている。そこで、圧力容器を局所的に磁化し、このときの圧力容器表面の磁界分布を計測解析し、これより圧力容器厚さの方向の保磁力分布を逆推定して、圧力容器の劣化状況を把握する。この方法との関連で、低合金鋼A533とステンレス鋼AISI410の磁気特性と機械特性との相関を調べ、硬さ、降伏強さと保持力、透磁率との間にはそれぞれ非常に良い相関関係があることを明らかにした。これより、磁気問いかけ法は有望な圧力容器劣化非破壊計測法であることも明らかとなった。
not registered
PNC TN1410 97-032, 468 Pages, 1997/08
ATR原型炉「ふげん」の圧力管(熱処理Zr-2.5%Nb合金製)は、米国Chase Brass社からの輸入材を使用している。「ふげん」圧力管の設計に使用した圧力管材料データは、主として海外文献データによるものであったが、安定供給および品質管理向上の観点から国産圧力管の製造技術を開発し、ATR実証炉への採用を目標として材料データの取得および設計評価を実施した。評価にあたっては、「ふげん」設計以降の最新の知見を考慮し、「ふげん」で照射された圧力管監視試験片のデータおよび通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験のデータを用いた。圧力管の物質的性質に関しては、周方向および軸方向の各物性値を取得し設計曲線を決定した。機械的性質に関しては、最近の規制動向に対応して、8ロット分25おきに引張特性データを取得し、設計応力強さSm値を決定した。圧力管の不安定破壊に対する健全性評価に関しては、静的破壊靱性値のみならず動的破壊靱性値を考慮し、水素化物の応力再配向および照射による靱性の低下を考慮した。圧力管クリープの評価手法に関しては、ASME基準に基づく熱クリープ評価を行い、許容クリープ量は応力加速内圧クリープ試験片の照射データにより決定した。圧力管の設計水素濃度評価に関しては、長時間炉内・外データを圧力管の直管部およびロールドジョイント部(すきま部)について取得し、設計式を決定した。圧力管の水素遅れ割れに対する健全性評価に関しては、水素遅れ割れ発生しきい値を水素濃度の関数で求め。設計上水素遅れ割れが発生しないことを評価した。圧力管のLBB性に関しては、オーステナイト系ステンレス鋼管に適用したLBB指針を参考にLBB評価を実施し、LBBが成立することを評価した。圧力管破損確率評価に関しては、これまで取得したデータを用い、PROFRAM3コードでモンテカルロ法による確率論的破壊力学を適用して解析を行った。圧力管の貫通確率、破断確率ともに十分低いことが判った。なお、本書のATR実証炉に係わる試験による検証等には、通商産業省委託事業である新型転換炉技術確証試験の成果を用いた。
若井 栄一; 菱沼 章道; 沢井 友次; 加藤 康*; 磯崎 誠一*; 高木 清一*; 安彦 兼次*
Physica Status Solidi (A), 160(2), p.441 - 448, 1997/00
被引用回数：15 パーセンタイル：66.71(Materials Science, Multidisciplinary)鉄-クロム系合金を使用する際の注意点の一つとして
'相の析出と関連した457
C脆性がある。この'相の析出は、また中性子照射によっても大きく影響を受ける。本研究では純度の異なる鉄-クロム系合金(9Crから30Crまで)を中性子照射し、引張特性の変化を調べ、また照射によるミクロ組織変化の観察と併せて解析を行っている。一般に照射によって合金の強度は増加し、延性は低下した。照射によるこの強度の増加は、不純物濃度、クロム濃度が高い試料ほど著しかった。763Kでは、引張試験中に急峻な応力の低下が見られた試料もあり、これは高純度で高クロム濃度の試料で著しく、また'様の析出物はこれらの試料でよく観察された。電子顕微鏡観察では、この析出物が照射によって形成された転位ループ近傍に優先的に発生していることが認められた。
沢井 友次; 深井 勝麿; 菱沼 章道
Microstructures and Functions of Materials (ICMFM 96), 0, p.257 - 260, 1996/00
宇宙・航空材料として注目されているTiAl金属間化合物の高温変形挙動に関するミクロ組織の解析である。この材料を600Cで変形させた材料のミクロ組織を電子顕微鏡を用いて観察したところ、塑性変形は転位の運動よりも、変形双晶の発生によってより多く生じていることが見出された。特に結晶粒によっては2系統の1/6〈112]{111}双晶が共存しており、これらは互いに交差していることが見出された。さらに詳しい解析によって、これらは発生可能な4系統のもののうち、〈110]晶帯に属する2系統の組合せとなっていることが見出された。これは引張試験におけるSchrmid因子の考察から説明できる。また、実際の交差のメカニズムに関しては、2番目に発生する双晶を形成するショックレー・部分転位1/6〈112]は、既存の第1の双晶中で完全転位1/2〈110]となって通過するというモデルを提案し双晶の交差とそれに伴う屈折を説明している。
荒 克之; 海老根 典也
日本応用磁気学会誌, 20(3), p.743 - 749, 1996/00
非破壊検査では磁気的手法が有力な手段の一つとして用いられている。次の技術として、傷が発生する前の材質劣化を非破壊検査することの重要性が認識され、磁気ヒステリシス法、バルクハウゼン雑音法、SQUIDの利用などが注目され研究が行われている。材質劣化の非破壊計測では、機械的性質の劣化を非破壊計測するのではなく、材質劣化に伴う物理的性質(磁性、電気伝導性、音弾性)の変化を計測する。したがって、機械的性質と物性(磁性)との相関関係が明確であることが重要となる。以上のことに関して、研究の動向、今後の研究課題を解説する。
宇田川 昂; 弓立 浩三*; 工藤 久明; 貴家 恒男; 森野 美樹*; 瀬口 忠男
JAERI-Tech 95-007, 25 Pages, 1995/02
人工衛星構造材料としてのエポキシ樹脂複合材、および長期間の運用を行う宇宙用材料として有望とされるポリイミド(PMR-15)複合材である2種類の炭素繊維強化プラスチック(CFRP)に対する宇宙環境の影響を調べた。これらの材料に対する耐宇宙環境性は電子、陽子、原子状酸素、および熱サイクルに曝したあとの機械特性の変化から評価した。その結果、PMR-15をマトリックスとするCFRPは、宇宙環境において優れた性能を持つことが明らかとなった。また、電子と陽子の照射を比べても、CFRPの機械特性に違いがないことを明らかにした。
中瀬 吉昭; 柳 忠*; 植村 忠廣*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(11), p.1214 - 1221, 1994/11
被引用回数：12 パーセンタイル：71.36(Nuclear Science & Technology)放射性廃液の濃縮用逆浸透膜として、架橋芳香族ポリアミド複合膜の採用を検討した。複合膜を湿潤状態で放射線を照射し、機械的性質、熱的性質の変化及び無機塩水溶液の濃縮挙動を検討した。本複合膜の機械的性質などの照射劣化は、湿潤状態における方が乾燥状態よりも激しく起る。これは照射に伴って系中に生成したOHラジカルに基づくものと推定する。NaCl水溶液の濃縮を2MGy照射した複合膜で行い、塩排除率88%で透過水量は未照射試料の90%を確保できることがわかった。
青木 昌典; 加藤 章一*; 小峰 龍司; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9410 94-261, 143 Pages, 1994/06
FBR大型炉の一体貫流型蒸気発生材料として適用が予定されているMOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材(12MMT) ならびに伝熱管材について、高温引張試験、大気中クリープおよびリラクセーション試験を実施し、基本材料特性を把握した。また、9CR-2MO 鋼を用いて同様な試験を行い、MOD.9CR-1MO 鋼との比較を行った。得られた結果を要約すると以下の通りである。1.引張特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材および伝熱管材の引張強さならびに0.2 %耐力は、材料強度基準暫定値のSu、Syを充分満足していた。ただし、Su値に関しては見直しの可能性が残っていることから、今後総合的な再評価を行う必要がある。(2)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材及び伝熱管材の引張強さは、9CR-2MO 鋼の平均傾向より高い値を示した。(3)MOD.9-1MO 鋼の伝熱管相当板材と伝熱管材との比較では、引張強さ、0.2 %耐力はほぼ同じであり、素材による差異は認められなかった。2.クリープ特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材および伝熱管材のクリープ破断強度は、 500
600 での材料強度基準暫定値の設計クリープ破断応力強さSR と比較し、全体的に大きく上回っていた。これは特に長時間側で顕著である。(2)定常クリープ速度と破断時間との関係において本試験の結果は、暫定的に定められた材料強度基準で示されている定常クリープひずみ速度
M と比較的良い一致を示した。(3)MOD.9C-MO 鋼のクリープ破断強度は板材および伝熱管材とも9CR-2MO 鋼よりも高い値を示し、MOD.9-1MO 鋼が優れたクリープ特性を有していることが明らかになった。3.リラクセーション特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼のひずみ 0.1 0.5%の条件での応力は初期時から約50時間でほぼ緩和し、それ以降の応力緩和量は小さいものであった。これらの応力緩和量は高温、高ひずみ側ほど増大した。一方9CR-2MO 鋼は200 時間経過後も徐々に応力緩和が進展しておりM--.9C--1M- 鋼と異なった挙動を示した。(2)本試験範囲におけるリラクセーション挙動は、概ね従来のクリープひずみ式で記述できることが確認できた。本試験の結果は、今後の材料強度基準暫定値の見直しや強度評価法の高
K.Humer*; H.W.Weber*; E.K.Tschegg*; 江草 茂則; R.C.Birtcher*; H.Gerstenberg*
Advances in Cryogenic Engineering Materials, Vol.40, p.1015 - 1024, 1994/00
補強材繊維(E-,S-,T-ガラス)、補強材クロスの織り方(2次元、3次元織り)、及びマトリックス樹脂(エポキシ、ポリイミド)の異なる6種類の高分子複合材料に対し、その機械的性質に及ぼす放射線損傷の影響を調べた。これらの高分子複合材料に2MeV電子線(最高1.810
Gy)、
Co-
線(最高1.810Gy)、及び、高速中性子(最高510
n/m
、E0.1MeV)を照射したのち、77Kで引張り試験と層間せん断試験を行った。一部の試験片に対しては、5Kで中性子照射したのち室温まで昇温することなく77Kで機械試験を行った。その結果に基づいて、高分子複合材料の放射線劣化挙動に及ぼす放射線の種類の影響、照射温度の影響、及び、昇温サイクルの影響について比較・考察を行う。
