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論文

The Role of silicon on solute clustering and embrittlement in highly neutron-irradiated pressurized water reactor surveillance test specimens

高見澤 悠; 端 邦樹; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 556, p.153203_1 - 153203_10, 2021/12

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.153203
 被引用回数：3 パーセンタイル：44.61(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器鋼における中性子照射脆化に及ぼすシリコンの影響を明らかにするため、三次元アトムプローブにより、高照射量領域まで中性子照射された監視試験片中の溶質原子クラスタを分析した。高Cu含有材では、Ni, Mn, Siがクラスタ中心のCu原子を囲むように凝集し、コアシェル構造を形成するのに対して、低Cu含有材ではNi, Mn, Siがクラスタ中を均一に分布していた。クラスタ内のCu原子の数はCu含有量の減少と共に減少したが、それを補うようにSi原子数が増加した。材料中の公称のSi含有量の増加とともに、クラスタのギニエ半径は減少し、数密度が増加した。結果として、クラスタの体積率は一定であった。延性脆性遷移温度移行量とクラスタの体積率とギニエ半径の積の平方根が良い相関関係を示すことから、脆化の主要因は、溶質原子クラスタを転位が切断するメカニズムによる硬化であることが示された。また、Si含有量の増加により、クラスタの体積率は一定のままギニエ半径が減少することで脆化の程度を減少させることが示された。

論文

Dose dependence of the production yield of endohedral $$^{133}$$Xe-fullerene by ion implantation

渡辺 智; 石岡 典子; 下村 晴彦*; 村松 久和*; 関根 俊明

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 206(1-4), p.399 - 402, 2003/05

https://doi.org/10.1016/S0168-583X(03)00771-7
 被引用回数：8 パーセンタイル：50.24(Instruments & Instrumentation)

イオン注入による$$^{133}$$Xe内包フラーレンの生成の最適条件を調べることを目的とし、$$^{133}$$Xe内包フラーレンの生成率のイオン注入量及び注入エネルギー依存性について調べた。Ni基盤上に蒸着したフラーレンをターゲットとし、同位体分離器により$$^{133}$$Xeを30,34及び38keVでイオン注入した。$$^{133}$$Xeのイオン注入量は1$$times$$10$$^{12}$$~1$$times$$10$$^{14}$$個/cm$$^{2}$$とした。照射後のターゲットをオルト・ジクロロベンゼンに溶解した後、HPLC分析により$$^{133}$$Xe内包フラーレンの生成率を求めた。この生成率は、イオン注入量及び注入エネルギーの増加とともに減少することがわかった。これは、一度生成した$$^{133}$$Xe内包フラーレンが、後から注入される$$^{133}$$Xeイオンによって壊されて無定形炭素化するためと結論付けた。

論文

Application of a fiber optic grating strain sensor for the measurement of strain under irradiation environment

加治 芳行; 松井 義典; 北 智士; 井手 広史; 塚田 隆; 辻 宏和

Nuclear Engineering and Design, 217(3), p.283 - 288, 2002/09

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(02)00197-8
 被引用回数：4 パーセンタイル：29.2(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所では、材料試験炉(JMTR)を用いて照射下ひずみ測定技術の開発を行っている。グレーティングファイバの照射下での性能を評価するために、照射前の昇温試験及び高温での性能試験,JMTRでの炉内試験を実施した。その結果、以下の結論を得た。炉内試験での温度特性と炉外試験結果がよく一致することから、高速中性子照射量が1$$times$$10E23n/m$$^{2}$$以下の照射環境下では、グレーティングファイバによるひずみ測定が可能である。

論文

カプセルゲージおよびグレーティングファイバの照射下ひずみ測定への応用

加治 芳行; 松井 義典; 北 智士; 井手 広史; 塚田 隆; 辻 宏和

日本原子力学会誌, 43(2), p.160 - 167, 2001/02

https://doi.org/10.3327/jaesj.43.160
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

日本原子力研究所(原研)では材料試験炉(JMTR)を用いて照射下で材料試験片等のひずみを直接測定するための技術開発を行っている。本報告では、カプセル型抵抗線ひずみゲージ及び光ファイバ技術を応用したひずみファイバーセンサーを炉内で使用する場合の耐久性及び問題点の検討のために行った炉外試験及び照射下試験の結果について報告する。カプセルゲージについては、照射の影響によってゲージファクタ自体はほとんど変化せず、ゲージ抵抗値のみが減少し、それに伴ってひずみが減少することがわかった。また原子炉が定格出力中であれば、カプセルゲージの抵抗値の変化率を測定することによって、中性子照射量の推定が可能であると考えられる。光ファイバセンサーについては、炉外試験と同様の温度特性を示すことから照射下での歪み測定の可能性は示されたが、照射後7日後に照射の影響でブラッグ反射波のピークが検出できなくなった。

報告書

被覆管スエリング肉厚方向勾配による応力誘起の解析

上羽 智之; 鵜飼 重治; 浅賀 健男

JNC TN9400 2000-006, 50 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-006.pdf:2.17MB

高速炉の被覆管は照射によってスエリングするが、被覆管温度の肉厚方向勾配によってスエリングに肉厚方向差が生じ、被覆管に二次応力が発生すると考えられる。燃料高燃焼度化に伴い被覆管のスエリングが顕著になると、このような二次応力が燃料ピンの健全性に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、スエリング肉厚方向勾配を取り入れた被覆管の照射変形解析を有限要素法解析コードFINASを用いて実施し、この二次応力を評価した。その結果、以下のことが分かった。(1)スエリング肉厚方向差による二次応力は、主としてスエリングの潜伏期間の肉厚方向勾配によって発生する。この二次応力はスエリングで促進される照射クリープによって照射末期には十分緩和される。(2)試行的に二次応力を含めた照射中の被覆管応力計算値の最大値をPNC316の設計引張強さと比較した結果、前者は後者を十分に下回った。(3)応力依存性を考慮したスエリング式を用いて、被覆管の応力がスエリングを促進する場合の二次応力を解析した。その結果、応力によってスエリングは促進するが、同時に照射クリープによる緩和が有効に働き、スエリングに応力依存性が無い場合と到達応力レベルには差がない。

論文

Development of comprehensive material performance database (JMPD) and analyses of irradiation assisted stress corrosion cracking data

加治 芳行; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫

Proceedings of 9th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, p.987 - 995, 1999/00

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 Cracking)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、その結果得られた知見として、IASCC感受性及び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。

論文

In situ tritium recovery from Li$$_{2}$$O irradiated in a fast neutron flux; BEATRIX-II, Phase II temperature-change canister

Slagle, O. D.*; 倉沢 利昌; 高橋 正; Hollenberg, G. W.*; Verrall, R. A.*

Journal of Nuclear Materials, 219, p.265 - 273, 1995/03

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)00401-3
 被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Materials Science, Multidisciplinary)

国際エネルギー機構(IEA)の下で行われているBEATRIX-IIの第1期,第2期照射の結果を順次報告するものの第3報である。今回は旧原研で製作したLi$$_{2}$$O試料について照射したデータを解析した。今回は特に照射量依存性を重点に調べ、照射量をパラメータにした実験式を求めた。この高速炉照射においてもトリチウム放出はスイープガス組成に強く依存する傾向がみられた。これらの結果の解析を試みた。今回の発表の主題は高速中性子照射環境下で$$^{6}$$Li燃焼度5%までの範囲でのトリチウム放出(Li$$_{2}$$O試料)への照射量依存性を明らかにした。

論文

Investigation on irradiation embrittlement of reactor pressure vessel steel using decommissioned JPDR

鈴木 雅秀; 出井 義男; 鬼沢 邦雄

IWG-LMNPP-94/9, 0, 8 Pages, 1994/00

解体された動力試験炉(JPDR)を用いた圧力容器鋼の照射脆化の調査結果を報告する。圧力容器鋼材内部では、中性子照射量は鋼材内部に行くに従い減衰し、内表面から50mm位置で約半分になる。JEACの減衰式で照射量の評価を行い、これから予測される照射硬化量と実際の硬化量の比較検討を行った。この結果、JEACの評価式で評価した場合、減衰を小さく評価することが確認された。これは、脆化の評価上は、安全側の評価となる。

報告書

「ふげん」第2回圧力管監視試験の健全性評価

小池 通崇; 秋山 隆; 石川 敬二; 永松 健次; 新沢 達也; 柴原 格

PNC TN9410 92-321, 30 Pages, 1992/10

PNC-TN9410-92-321.pdf:0.67MB

「ふげん」第2回取り出し圧力管材料監視試験片(照射期間8年、高速中性子照射量 5.6$$times$$1021n/CM2(E 1MeV))の結果について健全性評価を行った。試験項目は、引張、曲げ、腐食及び水素分析である。照射後試験データにより圧力管材料の延性及び脆性上の評価を行った結果、健全であることがわかった。また、腐食による材料の減肉量及び材料への水素吸収量も設計値よりも小さく、良好な結果が得られている。

論文

Improved graphite damage model for predicting property changes of HTGR graphites under isothermal and nonisothermal irradiations

荒井 長利; H.Cords*; H.Nickel*

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.553 - 558, 1991/00

高温ガス炉(HTGR)の黒鉛構造物は高速中性子の照射により損傷し、工学的な物性値が変化する。その変化挙動は照射温度及び照射量に著しく依存する。多数の多結晶黒鉛の等温での照射挙動データを説明するために、黒鉛損傷モデル(Graphite Damage Model,GDM)が以前に考案された。本研究では、このGDMを非等温照射条件にも応用するための改良を行った。ここでは、実験データに基づき、モデル関数に含まれる28ヶのモデルパラメータを非線形最小2乗近計算により決定し、先ず、非等温照射挙動用のモデルを確立した。更に、このGDMに基づいて、非等温照射挙動を予測するための一般的な回帰公式を開発した。その妥当性を実験値との比較により確証した。

論文

FEMAXI-IV:A computer code for the analysis of fuel rod behavior under transient condition

中島 鐵雄

Nucl.Eng.Des., 88, p.69 - 84, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(85)90046-9
 被引用回数：7 パーセンタイル：68.44(Nuclear Science & Technology)

FEMAXI-IVは定常時燃料ふるまいコードFEMAXI-IIIに新たに非定常モデルを追加し、運転時の異常な過渡変化における燃料挙動も解析できるようにすることを目的として開発している。急激な出力変動時に問題となる現象は、FPガスの急放出及び放出されたFPガスとプレナムガスとの混合の時間遅れである。FEMAXI-IVではこれらの現象を取扱うために以下のモデルを追加した。1)一次元非定常温度計算モデル。2)ギャップ内ガスの拡散・流動モデル。3)拡散によるFP放出モデル。本報ではこれらのモデルの概要を述べ、それぞれのモデルについて炉内照射実験及び炉外模擬実験のデータを用いて行った検証結果を示す。

報告書

2MVバンデグラフ加速器用小型イオン照射装置

鈴木 建次; 片野 吉男; 有賀 武夫; 白石 健介

JAERI-M 84-181, 37 Pages, 1984/10

JAERI-M-84-181.pdf:1.94MB

エネルギーの高いイオンで照射した材料における照射損傷領域の組織観察法は材料の照射損傷を研究する上で有用な手段である。組織変化に及ぼす照射量の影響を解明するために、均質かつ時間的に安定なプロフィルを有するイオンビームが必要となる。2MVバンデグラフ加速器のセンターダクトにおけるイオンビームは上述の条件を比較的容易に満し得るけれども、装置の設置に対する許容空間は少ない。このため、大型装置と同様に排気、試料の加熱およびイオン電流密度の計測などができる小型イオン照射装置を製作し、得られる照射条件の検討を行った。その結果、本照射装置は材料の照射試験に充分使用できることがわかった。

論文

The Mechanisms of fission gas release from(Th,U)O$$_{2}$$

柴 是行; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄

Journal of Nuclear Materials, 126, p.18 - 24, 1984/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(84)90527-0
 被引用回数：8 パーセンタイル：65.31(Materials Science, Multidisciplinary)

ウラン含有率の異なる3種の(Th,U)O$$_{2}$$試料からのキセノンガス放出率を、核分裂密度2.9$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$~2.2$$times$$10$$^{2}$$$$^{2}$$fissions/m$$^{3}$$の範囲で、照射後試験法により測定した。放出率は核分裂密度と共に減少し、ある照射量以上ではほぼ一定値を示した。同じ照射試料の格子定数と比表面積の照射量依存性を調べることにより、放出率の減少は核分裂片損傷により生じた空孔子や空孔子集合体へのキセノンガスのトラッピングであることを明らかにした。さらに、酸化物燃料の放射線損傷と回復のデータと比較することにより、放出メカニズムを新たに提案した。

報告書

Effects of Thermal Neutron Irradiation on Ductility of Austenitic Heat Resisting Alloys for HTR Application

渡辺 勝利; 近藤 達男; 小川 豊

JAERI-M 83-117, 14 Pages, 1983/07

JAERI-M-83-117.pdf:0.66MB

B含有量の異なる2種のハステロイXの高温照射脆化に及ぼす照射温度、試験温度、熱中性子照射量および核変換反応にもとづくHe生成の影響について検討を加えた。この場合、He生成に関しては、$$^{1}$$$$^{0}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li反応に加えて、比較的近年になって発見された$$^{5}$$$$^{8}$$Ni(n,$$gamma$$)$$^{5}$$$$^{9}$$Ni(n,$$gamma$$)$$^{5}$$$$^{6}$$Fe2段反応にも着目して脆化との関係を考察した。また、Ni基合金の外にFe基合金も加えた両合金群のHe脆化に対する感受性についても比較検討を行った。これらの結果から、延性の低下は照射温度、試験温度および熱中性子照射量の増加により促進されることが明らかとなった。また、破断伸びに対する熱中性子照射量依存性の外挿結果から900$$^{circ}$$Cおよび1000$$^{circ}$$Cにおけるしきい照射量および高照射量域における延性値を推定した。一方、材料中のNi含有量と照射脆化との関連性から高温ガス炉の制御棒用部材にはFe基合金の方がNi基合金よりも優れていることが判った。

論文

核分裂片照射による酸化トリウム燃料核の格子定数変化

鈴木 建次; 赤堀 光雄; 柴 是行

粉体および粉末治金, 29(5), p.187 - 190, 1982/00

https://doi.org/10.2497/jjspm.29.187

Al-U合金箔から反跳した核分裂片でThO$$_{2}$$燃料核を照射するために、ゾル・ゲル法により製造した結晶粒径の異なるThO$$_{2}$$燃料核の半球状研磨面に合金箔を密着した状態でJRR-4において熱中性子照射した。マイクロX線回析装置を用いて照射前後及び等時焼鈍における試料の格子定数を測定した。核分裂照射量の増加に伴っていずれの試料とも格子定数の変化率は約1$$times$$10$$^{1}$$$$^{5}$$核分裂片・cm$$^{-}$$$$^{3}$$近傍から直線的に増加し、約1$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$核分裂片・cm$$^{-}$$$$^{3}$$以上で飽和する。これらの傾向は極大値を有する二酸化ウランペレットよりむしろウランとトリウムの混合酸化物(Th$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{9}$$$$_{3}$$7U$$_{0}$$$$_{.}$$$$_{0}$$$$_{6}$$$$_{3}$$O$$_{2}$$)と同じである。結晶粒径の小さい試料における飽和値と変化率曲線の勾配は結晶粒径の大きい試料よりも小さい。試料の格子定数は何れも焼鈍温度の増加に伴って減少し、その変化量は約400$$^{circ}$$Cから大きくなる。結晶粒径の小さい試料は約600$$^{circ}$$Cで完全に回復するけれども結晶粒径の大きい試料は最高加熱温度の1100$$^{circ}$$Cでも完全な回復は認められなかった。

論文

ハステロイ-Xの高温における中性子照射脆化

渡辺 勝利; 小川 豊; 近藤 達男

鉄と鋼, 68(6), p.682 - 689, 1982/00

http://joi.jlc.jst.go.jp/JST.Journalarchive/tetsutohagane1955/68.6_682

中性子照射したハステロイーXの高温延性について試験温度、歪速度および熱中性子照射量依存性を調べた。(n,$$alpha$$)反応によるHe生成に関しては$$^{1}$$$$^{0}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Li反応に加えて比較的近年になって発見された$$^{5}$$$$^{8}$$Ni(n,$$alpha$$)$$^{5}$$$$^{9}$$Ni(n,$$alpha$$)$$^{5}$$$$^{6}$$Fe反応にも着目して脆化との関係を検討した。得られた主な結果は次の通りである。(1)照射後延性の低下は歪速度の減少とともに、また1000$$^{circ}$$Cまでの範囲で試験温度の上昇とともにその傾向は強まった。(2)He脆化は低照射領域では$$^{1}$$$$^{0}$$Bの核変換によるHeによるが、高照射量になるにしたがってNi2段反応によるHeの効果が支配的となる。(3)10$$^{2}$$$$^{2}$$n/cm$$^{2}$$の照射量に達すると、破断伸びは900$$^{circ}$$Cにおいては約3.5%以下、1000$$^{circ}$$Cにおいては約1.5%以下となることが予測された。(4)延性低下のしきい照射量は900$$^{circ}$$Cにおいては6$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$n/cm$$^{2}$$、1000$$^{circ}$$Cにおいては2$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$n/cm$$^{2}$$、またそれぞれのしきいHe量(原子比)は9.4$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{0}$$および3.2$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$$$^{0}$$となることが予測された。

報告書

中性子照射したハステロイーXの高温における延性低下

渡辺 勝利; 小川 豊; 菊地 正彦; 近藤 達男

JAERI-M 8807, 16 Pages, 1980/04

JAERI-M-8807.pdf:0.72MB

通常のハステロイ-Xおよびボロンを低減化した同種材料について、照射による高温の機械的性質、特に延性の低下について試験温度、歪速度および熱中性子照射量依存性を調べた。ヘリウム生成に関しては、$$^{1}$$$$^{0}$$B(n、$$alpha$$)$$^{7}$$Li反応に加えて、比較的近年になって発見された$$^{5}$$$$^{8}$$Ni(n、$$gamma$$)$$^{5}$$$$^{9}$$Ni(n、$$alpha$$)$$^{5}$$$$^{6}$$Fe2段反応にも着目して脆化との関係を検討した。さらに、一連の結果から延性低下のなくなるしきい照射量および高照射領域における延性についても推定を行ってみた。得られた結果を要約すると次のようである。(1)照射により高温延性は著しく低下し、しかも試験温度の上昇とともにその傾向は強まった。(2)照射材の延性は歪速度の減少とともに低下した。(3)ヘリウム脆化は照射量が増加するにしたがって2$$^{1}$$$$^{0}$$Bの核変換によるHeの寄与から、$$^{5}$$$$^{8}$$Ni2段反応によるHeの寄与が支配的となる。(4)熱中性子照射量が10$$^{2}$$$$^{2}$$n/cm$$^{2}$$に達すると破断延性は900$$^{circ}$$Cにおいて約3.5%以下、1000$$^{circ}$$Cにおいては約1.5%以下となることが予測された。

論文

中性子照射したニッケル基合金の高温における延性低下

渡辺 勝利; 小川 豊; 菊地 正彦; 近藤 達男

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 20(3), p.283 - 290, 1979/00

中性子照射したハステロイ系合金の高温延性の低下はこれまで主として$$^{1}$$$$^{0}$$B(n,$$alpha$$)$$^{7}$$Liなる核変換反応によるヘリウム生成との関係から検討されてきた。しかしながら、比較的高い熱中性子照射領域での結果はこの関係からのみでは説明できない。これには上の反応に加えて、$$^{5}$$$$^{8}$$Ni(n,$$gamma$$)$$^{5}$$$$^{9}$$Ni(n,$$alpha$$)$$^{5}$$$$^{6}$$FeなるNi2段反応を導入することにより説明が可能であることを実験データと対比させて検討した。これにより比較的高い熱中性子照射領域での高温延性の低下を矛盾なく説明できることを明らかにした。

論文

中性子照射したハステロイーXのクリープ試験

小川 豊; 渡辺 勝利; 石本 清; 大塚 保; 近藤 達男

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 19(3), p.311 - 319, 1978/00

JMTRで高温照射したハステロイ-Xの照射後クリープ破断試験を実施した。照射の温度は670~880$$^{circ}$$C、熱中性子照射量は6.6$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$である。クリープは900$$^{circ}$$C、大気中で行い、応力は1.5~5.0kg/mm$$^{2}$$、最長時間は12,000hrである。クリープ挙動は、応力2.2kg/mm$$^{2}$$近傍、破断時間100hr近辺を境にして2つに区分できる。これにより高応力、短時間側では照射による延性と破断寿命の低下が著しい。一方これにより低応力、長時間側では照射による延性および破断寿命の低下が少なく、一見照射脆化はないようにみえる。しかし全相試験の結果、これは試料の前面に発生した多数のクラックによってみかけ上の延性が保たれているためであると結論された。以前に試験した高温引張のデータを含めて破断延性におよぼす歪速度の影響を検討すると、歪速度が10$$^{-}$$$$^{2}$$%/hrの附近で延性は極小を示すことが判明した。

報告書

軽水動力炉圧力容器の監視試験,1; 現状と課題

古平 恒夫; 石本 清

JAERI-M 5868, 29 Pages, 1974/10

JAERI-M-5868.pdf:1.43MB

軽水動力炉圧力容器の中性子照射脆化に対する構造安全性を確保するための一環として、圧力容器内に種々の試験片を装荷し、定期的に炉外に取出して試験を行なう、いわゆる、監視試験が実施されている。現在、監視試験に対する規程として、我国においては日本電気協会のJEAC 4201、米国においてはASTM E185があるが、後者は1973年に改訂が行なわれている。本報告は、JEAC 420とASTM E185の1966年および1973年の3者について、その差違、特徴等を比較検討し、その課題をまとめたものである。

口頭

材料損傷評価のための核データおよび材料照射研究への活用,3; 試験研究炉を用いた材料照射環境の整備

加治 芳行

no journal, , 

JRR-3における材料照射環境整備として、JMTRからキャプセル温度制御装置をJRR-3に移設し、照射キャプセルの設計技術を継承するとともに、中性子照射量評価等の基盤技術開発を行っている。ここでは、本基盤技術の基本となっているJMTRで開発された一定温度制御キャプセル及び温度制御装置、中性子照射量評価等の照射試験基盤技術について概説した。

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