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論文

Irradiation effects on yttria-stabilized Zirconia irradiated with neon ions

北條 智博; 相原 純; 北條 喜一; 古野 茂実*; 山本 博之; 二谷 訓子; 山下 利之; 湊 和生; 佐久間 隆昭*

Journal of Nuclear Materials, 319, p.81 - 86, 2003/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:25.97(Materials Science, Multidisciplinary)

岩石型燃料の母材として注目されている安定化ZrO$$_{2}$$の照射特性を調べた。核分裂片による照射損傷は、高エネルギー領域で生じる電子励起による損傷と低エネルギー領域で生じる核的衝突による損傷の二種類に大きく分けることができる。この中で、材料の損傷は、核的衝突によるはじき出しが主と考えられている。そこで、原研が開発して、低エネルギーイオン加速器付設高分解能電子顕微鏡を用いて、加速電圧35keVのNe$$^{+}$$イオンを室温から1200$$^{circ}$$Cに加熱した上記材料に照射し、各温度による損傷形態の違いを明らかにした。その結果、Ne照射では、各温度領域で材料の非晶質化を観察することができず、対照射性が非常に高いことを明らかにした。さらに、同温度の重照射で、数nmのNeバブルが生じることを明らかにした。また、1200$$^{circ}$$Cの高温照射では、バブルは、大きく成長し数十nmに成長することを電顕その場観察法を用いて明らかにすることができ、この結果から、高温照射によるスエリング量を推定することが可能になった。

論文

Swelling behavior of F82H steel irradiated by triple/dual ion beams

若井 栄一; 菊地 賢司; 山本 春也; 有賀 武夫; 安堂 正巳; 谷川 博康; 田口 富嗣; 沢井 友次; 岡 圭一郎*; 大貫 惣明*

Journal of Nuclear Materials, 318, p.267 - 273, 2003/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:4.41(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉や核破砕材料のスエリング挙動に及ぼすガス原子の影響を調べるために、He/dpaとH/dpa比をパラメータにしてFeとHeとHまたはFeとHeイオンを同時に照射するシミュレーション実験を行った。照射は500$$^{circ}$$C$$sim$$620$$^{circ}$$Cで50dpaまで行い、試料はマルテンサイト鋼のF82Hを用いた。スエリングは530$$^{circ}$$Cまで2重同時照射に比べて3重同時照射によって増加し、水素はキャビティの成長過程に大きな影響を及ぼした。核融合炉条件では500$$^{circ}$$Cで最大3.2%になり、照射温度の上昇とともに減少した。また、50%冷間加工や90appmの炭素予注入法によってそれぞれ1.4%と0.5%に低下した。他方、核破砕条件ではキャビテイが高密度に形成し、スエリングは530$$^{circ}$$C以下で核融合条件に比べて小さく、照射温度とともに減少したが、620$$^{circ}$$Cでは高濃度に存在するHeのガス圧によって増加した。転位密度は温度上昇とともに減少したが、He/dpaとH/dpaには依存しなかった。これらのスエリング挙動はキャビティの成長速度に対するキャビティと転I位の数密度及びキャビティ内のガス圧を考慮した反応速度論によって定性的に説明できた。

論文

Swelling behavior of TIG-welded F82H IEA heat

沢井 友次; 若井 栄一; 冨田 健; 内藤 明; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.312 - 316, 2002/12

 被引用回数:18 パーセンタイル:24.43(Materials Science, Multidisciplinary)

TIG溶接したIEAヒートF82H鋼のスエリング挙動をTIARAによる多重イオン照射を用いて調べた。Fe照射による損傷のピークより浅い領域に、He, Hイオンをデグレーダを通して均一に注入し、FIBによって作成した電子顕微鏡試料を用いてこの部分の観察を行った。照射温度は450$$^{circ}C$$で、照射量は50dpaである。TIG溶接の熱影響部には、明瞭な変態線が観察され、これより外側、すなわち溶接熱が焼き戻しに作用した部分でキャビティーの成長が著しかった。一方、母材の熱処理実験の結果、F82HのAc1温度は820$$^{circ}C$$程度と判明した。加工熱処理を施した母材に対する結果では、より高温で焼き戻しを行った材料でのキャビティー成長が著しい半面、冷間加工により転位密度を高めた材料では、キャビティーの成長が抑制されることが明らかになった。

論文

Effect of solute atoms on swelling in Ni alloys and pure Ni under He$$^{+}$$ ion irradiation

若井 栄一; 江沢 正志*; 今村 淳子*; 武中 剛志*; 田辺 哲朗*; 大嶋 隆一郎*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.367 - 373, 2002/12

 被引用回数:17 パーセンタイル:25.84(Materials Science, Multidisciplinary)

Ni合金の照射による微細組織変化に及ぼす溶質原子の効果を500$$^{circ}$$Cで25keVのヘリウムイオン照射により調べた。用いた試料はNi及び溶質原子のサイズ因子が異なる数種類のNi合金(Ni-Si,Ni-Co,Ni-Cu,Mi-Mn,Ni-Pd,Ni-Nb)である。1$$times$$10$$^{19}$$ions/m$$^{2}$$まで照射すると約1.5$$times$$10$$^{22}$$m$$^{-3}$$の高密度の転位ループが形成されたが、アンダーサイズ因子を持つNi-Si合金のみ、その密度がやや高くなった。また、4$$times$$10$$^{20}$$ions/m$$^{2}$$まで照射した試料では、キャビティが成長し、溶質原子のサイズ因子に依存してスエリングが0.2%から4.5%まで変化した。キャビティの数密度は溶質原子のサイズ因子の絶対値の大きさにしたがって増加する傾向にあり、スエリング値は増加した。これらの結果と反応速度論による点欠陥濃度の計算結果からヘリウム及び原子空孔の移動度し、溶質原子とヘリウム及び原子空孔との相互作用によって影響を受けることを推測した。

論文

Behavior of irradiated ATR/MOX fuel under reactivity initiated accident conditions

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 菊池 圭一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(5), p.455 - 464, 2000/05

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動を調べるために、原研のNSRRにおいて燃焼度約20MWd/kgHMのATR/MOX燃料を用いたパルス照射実験を行った。ピーク燃料エンタルピ335~586J/gの範囲で4回のパルス照射実験を実施した結果、燃料の破損は観察されなかった。ピーク燃料エンタルピ500J/g以上の実験で、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じ、461J/g以上のエンタルピで試験した燃料では、ペレット密度の顕著な低下が観察された。また本実験では最高約20%という高いFPガス放出が測定された。Puスポット位置では、FPガスが蓄積されていたと思われる数十ミクロンの大きな空洞が見られた。燃料ペレットの外周領域にあるPuスポットの周りでは、細粒化組織が観察された。Puスポット中の大きな空洞又は多孔組織の存在は、パルス照射時のペレットのスエリングに寄与したと考えられる。すなわち、高いエンタルピ条件でパルス照射した場合には、燃料棒の大きな変形を引き起こし、結果的に高率のFPガス放出を生じさせた原因になったと考えられる。

報告書

窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討

井上 賢紀; 鵜飼 重治; 浅賀 健男

JNC-TN9400 2000-041, 29 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-041.pdf:1.18MB

実用化戦略調査研究における窒化物燃料オプションの実現性評価に資するため、窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討を行った。(1)燃料ピン機械設計評価(CDF評価)への反映被覆管のクリープ寿命分数和の評価には、内圧変化(FPガス放出率)と被覆管減肉挙動(FCCI挙動)に関する情報が必要である。また、窒化物燃料は酸化物燃料に比較してFPガス放出率をかなり小さく抑えられる可能性があることが指摘されており、プレナム長さの低減による炉心燃料集合体の短尺化の可能性もある。そこで、窒化物燃料のFPガス放出挙動とFCCI挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域までの予測評価を行った。(2)燃料ピン仕様選定への反映燃料体積率向上の観点からはより高い燃料スミア密度の燃料ピン仕様が望まれるが、窒化物燃料は酸化物燃料に比較して燃料スエリングが大きく、FCMI挙動の観点からスミア密度には上限値(許容燃料スミア密度)が存在すると考えられる。そこで、窒化物燃料の燃料スエリング挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域に対する予測評価を行った。(3)水冷却オプション特有の問題に関する調査軽水炉あるいは超臨界圧水炉を発展させた高速炉概念に関連し、窒化物燃料と高温水との共存性に関する過去の報告例を整理した。

報告書

反応度事故条件下における照射済ATR/MOX燃料の挙動(共同研究)

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 上塚 寛; 菊池 圭一*; 安部 智之*

JAERI-Research 99-060, p.62 - 0, 2000/03

JAERI-Research-99-060.pdf:12.05MB

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動、特にFPガス放出や破損機構をウラン燃料と比較し把握するために、原研のNSRRにおいて燃料燃焼約20MWd/kgHMまで新型転換炉「ふげん」においてベース照射したATR/MOX燃料を用いたパラメータ照射実験を行った。これまでに4回のパルス照射実験をピーク燃料エンタルピ335J/gから586J/gの範囲で実施したが、燃料の破損は観察されなかった。500J/g以上のピーク燃料エンタルピを与えた実験では、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じた。パルス後のガスパンクチャ試験により、約20%のFPガス放出が観察された。Puスポット位置では、FPガスがたまっていると思われる直径数十ミクロンの大きな気孔が見られた。ペレット外周部のPuスポットの周りでは結晶粒の微細化が観察された。またペレット外周部でのマイクロクラックの生成、Puスポットを起点としたクラックの生成、マトリックス部の結晶粒界分離が観察された。このようにパルス照射によるペレットミクロ組織の変化がパルス照射時の燃料スエリングに寄与したと考えられる。また相対的に高いピーク燃料エンタルピのパルス照射時に見られた、燃料棒の大きな変形及び高いFPガス放出率は、このようなミクロ組織の変化によって生じたものと思われる。

報告書

MFA-1,2燃料照射データに基づく改良SUS316鋼、および15Cr-20-Ni鋼の照射クリープ特性の評価

上平 明弘; 鵜飼 重治; 水田 俊治

JNC-TN9400 2000-023, 126 Pages, 2000/02

JNC-TN9400-2000-023.pdf:2.94MB

サイクル機構が高速炉炉心材料として開発した改良SUS316鋼、および15Cr-20Ni鋼の照射クリープ特性については、MOTA材料照射データを用いて評価が行われ、照射クリープ歪み式が策定されている。しかし、海外炉心材料の評価報告において、材料照射データに基づいて作成された照射クリープ歪み式では燃料ピンの照射クリープ変形を適切に評価できない可能性が示されている。そこで本報告では、改良SUS316鋼および15Cr-20Ni鋼それぞれを被覆管とするMFA-1,2燃料照射データを用いて照射クリープ特性の評価を行い、さらに、MOTAデータに基づき策定された照射クリープ歪み式の燃料ピンへの適用性について検討を行った。得られた主な結果は次の通りである。1.MFA-1,2データに基づき算出した照射クリープ歪み式における照射クリープ係数「B0」は5.6$$sim$$15.0$$times$$10のマイナス6乗[($$times$$10の26乗n/mの2乗,E$$>$$0.1MeV)のマイナス1乗(MPa)のマイナス1乗]であり、MOTAデータから得られた「B0」の値2.2$$sim$$6.4$$times$$10のマイナス6乗に比べて大きい傾向にあるが、海外材料について報告されている値の範囲には十分含まれている。2.MFA-1,2データから照射クリープ歪み式におけるスエリング相互作用項の係数「D」を求めた結果、スエリング速度が増加するにつれて「D」は減少する傾向が見られた。MFA-1,2データから求めた「D」の値の範囲は、MOTAデータから得られた「D」の値3.8$$sim$$8.2$$times$$10のマイナス3乗[(MPa)のマイナス1乗]、および海外材料の評価値を含んでいる。3.MOTAデータに基づき策定された照射クリープ歪み式を用いてMFA-1,2燃料ピンの照射クリープ変形を評価した結果、MOTAデータに基づく照射クリープ歪み式により燃料ピンの照射クリープ変形を概ね適切に評価できると考えられる。

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。

報告書

改良オーステナイト鋼の炉内クリープひずみ挙動評価式の策定

水田 俊治; 鵜飼 重治; 上平 明弘

JNC-TN9400 99-082, 60 Pages, 1999/10

JNC-TN9400-99-082.pdf:1.52MB

FFTF/MOTAで照射された内圧封入型クリープ試験片について、照射材料試験室で被覆管部分の照射後密度測定を実施して、スエリングひずみとクリープひずみを精度良く分離することにより、照射クリープ係数を算出した。その結果、照射量依存項の係数(B0)とスエリング依存項の係数(D)は、PNC316鋼、15Cr-20Ni鋼及び14Cr-25Ni鋼で統一して表すことができ、照射中の熱クリープひずみ係数はそれぞれの鋼について各々策定した。得られた成果は以下のとおりである。(1)応力の効果によるスエリングは405$$sim$$605$$^{circ}C$$の温度範囲で認められ、応力レベルの高い方がスエリングは増加傾向にあることがわかった。(2)PNC316鋼と15Cr-20Ni鋼について算出した照射クリープ係数の値は、20%CW316S.S.,CW316Ti及びCW15-15Tiについて求められた海外報告値と同程度の範囲にあることがわかった。(3)FFTF/MOTA材料照射試験で求め礁射クリープ係数を用いて、燃料ピンのクリープひずみを適切に表すことができた。

論文

Swelling of HFIR-irradiated F82H, F82H+$$^{10}$$B and F82H+$$^{58}$$Ni steels

若井 栄一; 橋本 直幸*; 芝 清之; 三輪 幸夫; J.P.Robertson*; R.L.Klueh*

Fusion Materials, 313(25), p.161 - 169, 1999/04

F82Hに対し、BやNiのアイソトープを添加した材料を用いて、ヘリウム生成量に対するスエリング挙動を調べた。中性子照射は米国HFIR炉において300と400$$^{circ}$$Cで約51dpaまで行った。照射後、透過型電子顕微鏡により微細組織を観察した。400$$^{circ}$$C照射ではF82Hの標準材のスエリング量は約0.6%であり、F82H+(311appm)natural BとF82H+(325apm)$$^{10}$$B材ではそれぞれ、約0.9%と1.1%であった。またF82H+1.4%$$^{58}$$Ni及びF82H+1.4%$$^{60}$$Ni材ではそれぞれ0.02%と0%であった。他方Ni添加材では高密度の析出物が形成した。一方、300$$^{circ}$$C照射ではヘリウム発生量の多いF82H+$$^{10}$$BとF82H+$$^{58}$$Niでのみ微小なキャビティがわずかに観察され、そのスエリング量は0.02%以下であった。これらの結果からヘリウムの発生量はF82H鋼のスエリングに大きな影響を及ぼすことが明らかとなった。また、Ni添加材における400$$^{circ}$$C照射の低いスエリングの原因は高密度の析出物の形成がキャビティの形成、成長過程に著しい影響を与えたためと考えられる。

論文

Distributed database system for advanced nuclear materials (Data-Free-Way)

辻 宏和; 横山 憲夫; 藤田 充苗*; 加納 茂機*; 舘 義昭*; 志村 和樹*; 中島 律子*; 岩田 修一*

Advances in Science and Technology, 24, p.417 - 424, 1999/00

金材技研、原研及び動燃は、平成2年度から6年度までの共同研究で、機関間を越えて原子力材料情報を相互利用できる分散型材料データベース(データフリーウェイ)の基本システムを構築した。このシステムをさらに発展させるため、新たにJSTを加えた4機関で利用技術の開発を柱とした共同研究を平成7年度から11年度までの5年間の計画で開始した。初期のシステムでは特定回線を確保してデータの相互利用を行っていたが、この共同研究では、最近の急速なインターネットの普及と高速電送回線の整備に対応してシステムの充実を図った。データフリーウェイに収録されているステンレス鋼の照射関連のデータを用いて、スウェリング特性、引張特性、疲労特性等に及ぼす中性子照射効果を抽出し、データベースの有用性を示した。

論文

Microstructure and mechanical properties of neutron irradiated beryllium

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.566 - 570, 1998/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.59(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射したベリリウムの微細構造と機械的特性を調べた。試料は、ホットプレス法、真空鋳造法、HIP法及び回転電極法で製作し、粒径及び不純物の異なる試料である。これらの試料を材料試験炉で中性子照射し、スエリング及び破壊強度を測定した。この結果、照射量及び照射温度が高いほど、また、粒径が小さく不純物が多いほどスエリングが大きくなることが明らかとなった。破壊強度は照射温度が高くなるにつれて、また、粒径が小さい試料ほど急激に低下することが明らかとなった。この原因は、粒界に集まったヘリウムバブルが影響したためと考えられる。

報告書

「常陽」MK-II制御棒の開発と使用実績の評価

宮川 俊一; 高津戸 裕司; 曾我 知則

PNC-TN9410 97-068, 113 Pages, 1997/07

PNC-TN9410-97-068.pdf:3.97MB

「常陽」MKII制御棒は、当初の設計から約20年経過した現在までに、44体の制御棒が主として寿命延長を目的とした種々の改良を経て製作され、このうち34体がその使用を終え、そのうちの16体の照射後試験(以下PIE)がほぼ完了している。これらの使用実績とPIE結果に基づく評価から、次のような知見が得られた。(1)「常陽」MK-I制御棒は密封型であったため、制御棒の寿命はBの10乗の(n,$$alpha$$)反応によって制御棒要素内に蓄積するHeガスの圧力のために短く制限されていた。このためMKII炉心用の制御棒では、Heガスの制御棒要素外排出が可能で簡素な構造のダイビングベル方式のベント型を採用し、その有効性と信頼性を確認した。(2)MKII炉心では6本の制御棒全てにスクラム機能と出力抑制機能を持たせた設計としたため、地震時のスクラム機能確保と流力振動による炉出力振動防止の両立が必要になった。その解決策として、制御棒の下部に流力振動防止用の突起状の流力振動防止機構を設け、さらに突起の段数や形状を改良し、それらの両立性を確認した。(3)スクラム緩衝機構である制御棒下端部のダッシュラムは、原子炉運転中はほぼ炉心中心面に位置して高速中性子の照射量が非常に大きく、ダッシュラムのスエリングによる下部案内管の同緩衝機構の受け側との干渉が問題となった。これを解決するため、ダッシュラムの構造を中空として20%冷間加工を施す等の耐スエリング対策を確立し、長期使用条件下におけるスクラム緩衝機構での干渉の課題を克服した。(4)中性子吸収体(B4Cペレット)と被覆管との機械的相互作用(Absorber-Cladding-Mechanical-Interaction:以下ACMIと称す)は、制御棒の寿命制限因子として現在も世界的に最も注目されているテーマである。「常陽」制御棒の使用実績とPIEの評価によって、ACMIはB4Cペレット破片の再配置(リロケーション)により加速されること、それによるACMIの開始燃焼度は5$$sim$$45$$times$$10の26乗cap/m3乗と大きくばらつくことなどのメカニズムの詳細を把握し、より合理的な設計基準を明らかにすることができた。この設計基準に従い、従来型の制御棒の経験的な燃焼度管理法の妥当性、リロケーション防止の簡易対策(シュラウド管つきHeボンド型制御棒)の効果、さらにACMI吸収のため

報告書

先行基礎工学分野に関する平成7年度研究概要報告

not registered

PNC-TN1430 97-001, 28 Pages, 1997/01

PNC-TN1430-97-001.pdf:1.3MB

事業団は、大学との研究協力の推進を図るため、平成6年度に大学との研究協力のあり方等を検討した。その審議結果に基づき、平成7年度から、先行基礎工学研究協力制度として実施している。先行基礎工学研究協力制度は、事業団の施設を主に利用した原子力工学分野に関する基礎的研究を大学との研究協力により推進するために、新たに設けた制度である。この制度は、事業団が設定した研究協力テーマに対して、大学側からの研究協力課題、研究者の応募をもとに、研究協力課題を選考し、大学との共同研究の設定、客員研究員の受入れ、研究生の受入れ等により研究協力を実施してきた。本報告書は、平成7年度に実施した高速増殖炉関係の先行基礎工学に関する8研究協力テーマ9件の実施結果の概要をまとめたものである。

論文

Behavior of neutron-irradiated U$$_{3}$$Si

宇賀神 光弘; 赤堀 光雄; 伊藤 昭憲; 大岡 紀一; 中倉 優一

Journal of Nuclear Materials, 248, p.204 - 208, 1997/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:50.12(Materials Science, Multidisciplinary)

ホットプレス法とピクチャーフレーム法とにより調製したU$$_{3}$$Si基燃料をJMTRで照射した。燃焼度は、最高約60%FIFAで照射温度は約190$$^{circ}$$C~280$$^{circ}$$Cであった。照射後試験の結果、次のことが分かった。中性子照射によって燃料は、液体類似の性質を示すことから示唆される非晶質化を起こすとともに塑性変形する。この結果、FPガス気泡が成長・粗大化しスエリングは大きくなる。この燃料スエリングは、被覆材の拘束力により抑制できる。U$$_{3}$$Si-Al反応に関しては、U$$_{3}$$Si表面の酸化前処理によって反応層の厚みは著しく減少する。

論文

核融合炉開発におけるベリリウム研究の現状

石塚 悦男; 河村 弘

核融合炉,No. 4 (日本原子力学会核融合工学部会会報), 0, p.1 - 11, 1996/02

ベリリウムは、トリチウム増殖ブランケットの中性子増倍材や第一壁及びダイバータ材料等として期待されている。しかし、これらに要求される照射特性データの取得はまだ十分とは言えず、機械的特性に関してもベリリウムの製造法、粒径及び不純物等の影響が明らかになっていない。本稿では、スエリング、破壊強度、トリチウム放出率特性及び両立性等について、近年の主な研究動向について解説する。

論文

Radiation induced swelling in welded austenitic stainless steel

沢井 友次; 芝 清之; 深井 勝麿; 菱沼 章道

6WS-96: 6th Int. Welding Symp. on the Role of Welding Science and Technology in the 21st Century, 2, p.483 - 488, 1996/00

核融合炉の炉心構造材料として短期的には最も有力な候補材料であるオーステナイト鋼に対して、溶接を行った場合の照射によるミクロ組織変化、特にボイドスエリングを母材と比較した。用いた照射手段は超高圧電子顕微鏡、分裂炉(HFIR、ORR)である。このうちORR照射では、照射温度が400$$^{circ}$$Cと低かったために母材と溶金部のスエリングの差はなかったが、超高圧電子顕微鏡照射では溶金部と溶接熱影響部では母材よりスエリングが大きく、これは特に溶金部で顕著であった。(照射温度は500$$^{circ}$$C)。HFIR500$$^{circ}$$C照射でも、溶金部のスエリングは、過去の母材データに比して大きかった。これら溶金部でのスエリング増加は、溶金部凝固組織中でのスエリング抑制元素の偏析と関連している。照射条件の差により、超高圧電子顕微鏡で照射した溶金部では、ボイドの発生が不均一ミクロ組織を生じさせていたが、原子炉照射ではボイドの成長が鍵であった。

論文

Thermal properties of neutron irradiated beryllium

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Fusion Technology, 2, p.1503 - 1506, 1996/00

ブランケットの熱設計は、トリチウムリサイクリング及びインベントリ等のブランケット性能を左右する。近年、これらの観点からブランケットの定常熱分布及びパルス運転時の温度応答の計算が行われたが、使用した熱的なデータは未照射材料のものである。特にベリリウムは、中性子増倍材としてブランケットの体積の7~8割を占めるため、ベリリウムの中性子照射による照射損傷及びヘリウム生成によるスエリングが熱的特性を変化させ、ブランケットの熱設計に大きな影響を与える可能性が考えられる。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、中性子照射したベリリウムの熱拡散率及び熱伝導率は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ていることが明らかとなった。

論文

Radiation effects in Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ single crystals irradiated with He and Xe ions at room temperature

北條 喜一; 古野 茂実; 出井 数彦*; 笹島 尚彦*; 大津 仁*; 松井 恒雄*; 室村 忠純

Microstructures and Functions of Materials (ICMFM 96), 0, p.269 - 272, 1996/00

Pu岩石型燃料開発に必要なデータを取得するために、候補母材の一つであるアルミナを対象に、HeおよびXeイオン照射効果を電顕その場観察で調べた。He照射ではバブルが形成され、Xe照射では非晶質化が起こることを明らかにした。またバブル形成によるスエリングを評価し、0.1%になることを示した。

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