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渡辺 勝利; 浜田 省三; 古平 恒夫; 菱沼 章道
ASM Conference on Welding and Joining Science and Technology, p.615 - 619, 1997/03
中性子照射環境下で用いられたことにより劣化した炉材料の補修には溶接技術が必須であると考えられている。本研究では、高速炉「常陽」で照射を受けた316ステンレス鋼ラッパー管を用いて、溶接性に及ぼすヘリウムの効果を検討した。得られた結果は(1)照射した溶接継手は非照射の溶接継手に較べて著しい延性低下を生じた。(2)非照射の溶接継手では溶接金属部において延性破壊したのに対して、照射した溶接継手では熱影響部のボンド部近傍において粒界脆性破壊を生じた。(3)このような粒界脆性破壊は粒界におけるヘリウム気泡の形成と密接に関連しているものと考えられる。
C田中 三雄; P.J.Maziasz*; 菱沼 章道; 浜田 省三
Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.943 - 947, 1986/00
被引用回数：25 パーセンタイル：89.88(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉用材料として開発した日米の候補材料(PCA)の照射実験を共同で進めている。ここでは双方の候補材料であるFERなど近未来を目標にしたSVS316鋼の改良材を実用に近い温度300と400CでHFIR(High Flux Isotope Reactor)で10と34dpaまで照射した後、電子顕微鏡を利用してミクロ組織とくに転位ループ及び転位線、キャビティ(ボイド、ヘリウム気泡)、析出物に注目して観察した結果を報告する。用いた材料は米国の25%冷間加工材と日本の15%冷間加工材及び溶体化処理材である。その結果日米双方の上記パラメータの照射下における挙動はほとんど差がないこと及びこの実験条件下では加工材と溶体化材の差異が非常に小さいことが明らかとなった。
He放出特性吉田 浩; 奥野 健二; 長崎 正雅; 野田 健治; 石井 慶信; 竹下 英文
JAERI-M 85-165, 25 Pages, 1985/11
本研究は、日米核融合協力研究計画の一環として実施したものである。パラジウム合金膜法を核融合炉トリチウムサイクルに適用した場合、合金膜の水素脆化やへりウム損傷が問題になると考えられる。そこで、筆者らのこれまでの研究で水素透過特性及び機械的性質が優れていることが確認されている多元系合金75Pd-25Ag・Au・Ruについて、結晶構造、水素溶解度特性及びイオン注入したHeの焼鈍放出特性を実験により調べた。本実験結果及びロスアラモスの試験結果は、本合金膜は実用条件下(操作温度300~25C、水素圧力1000Torr)では水素脆化、及びへリウム気泡の生成・成長に基づくスエリングや破壊を起こしにくい合金であることを明らかにしている。
吉田 浩; 柏井 俊彦*; 成瀬 雄二
JAERI-M 85-113, 53 Pages, 1985/08
核融合炉燃料ガス精製工程にパラジウム合金膜法を適用する場合、D-Tガス雰囲気下での合金膜の水素脆化やトリチウム壊変生成物Heによる膜の劣化について十分な検証が必要となる。このため、現在米国ロスアラモス国立研究所のTritium Systems Test Assembly施設で、原研が選定した多元系合金膜についてT
ガスによる長期間耐久試験及び引張強度試験などの材料試験を行っている。本研究は、これらの試験結果との比較・考察を行うために必要なトリチウム代替ガス(H,N)雰囲気下での機械的性質及び金相に関するデータ取得を目的として実施したものである。
鈴木 建次; 片野 吉男; 有賀 武夫; 浜田 省三; 白石 健介
Journal of Nuclear Materials, 133-134, p.585 - 589, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.44(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉の第一壁材料では損傷組織に及ぼすヘリウムの影響が大きな問題になっているので、炭素量を0.15wt%まで含有する改良ステンレス鋼(PCA)におけるヘリウム気泡の析出挙動と炭素量との関係について検討した。1273および1373Kで30分間保持後急冷した試料に1.0MeVのヘリウムイオンを350および1023Kで約0.1dp
(約2
10ppm)のピーク値になるまで照射した。照射後、試料の損傷領域における組織を電子顕微鏡で観察した。1023Kでヘリウムイオン照射した炭素含有量の異なる改良ステンレス鋼における組織観察によれば、炭素含有量の増加に伴ってヘリウム気泡の直径は11nmから4nmと減少するのに反して数密度は210
/mから410/mと増加する。これらの結果は炭素含有量が増加することによりヘリウム気泡の核生成が促進される結果、ヘリウム気泡の成長を抑制することを示している。
有賀 武夫; 片野 吉男; 白石 健介
Journal of Nuclear Materials, 122-123, p.1401 - 1405, 1984/00
溶体処理後923kで11,000h時効処理をした316及び316+0.58w/0Tiの析出相の組成分析を行った。316鋼では多種類の析出相が観察され、これらにはMo,Si,Crが多く含まれている。すなわち、316鋼の母相ではMo,Si,Cr量が平均の値より少なくなっている。これに対し、316+Ti鋼では、mC型の炭化物のみが生じ組成に大きな変化は認められない。これらの試料に973kでピーク値で510
appmのHeを注入した後電子顕微鏡組織を観察した。時効した316鋼では、非常に小さい気泡が数多く生じており、これらの気泡によるスエリング量は0.3%で、比較のためHeを注入した溶体化処理のままの316鋼のスエリング量の2%に比べて、非常に小さい。これに対して、時効処理をした316+Ti鋼ではかなり大きな気泡が生じ、この気泡によるスエリングは5.5%と非常に大きい。このことは、ステンレス鋼中の気泡の生成・成長は材料組成の局所的な変化に対して非常に敏感であることを示している。
深井 勝麿; 白石 健介
日本原子力学会誌, 25(2), p.123 - 125, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.29(Nuclear Science & Technology)中性子照射損傷の模擬試験としてイオン照射実験を行う場合、イオン照射によって試料中に生じる欠陥の分布についてよく調べておかなくてはならない。溶体化処理した316ステンレス鋼に24MeVのヘリウム・イオンを照射した後750Cで1時間熱処理し化学エッチをすると照射面から107
mの距離に2本の平行線が現われる。この2本の線は、照射試料の断面の電子顕微鏡組織観察で観られる、2列に並んだフランク型の転位ループに対応している。このフランク型の転位ループは、照射後熱処理した試料に生じるヘリウム気泡が分布する領域の両側に生じるものであり、ヘリウムの気泡の分布は室温で入射したヘリウムの分布とそれほど異っていないので、化学エッチで観られる2本の平行線の中心線が入射ヘリウムの平均の飛程を表わすものであると結論できる。このようにして測定したステンレス鋼中のヘリウムの平均飛程は22~32MeVのエネルギー範囲で計算によって求めた値とよい一致を示す。
白石 健介
日本原子力学会誌, 20(9), p.620 - 625, 1978/09
被引用回数：0核融合炉の炉心構造材料の中性子照射損傷は、核融合炉が動力炉として経済的に成立するために乗り越えなくては成らない最大の障害の一つである。高速増殖炉の炉心材料と同様、照射硬化およびヘリウム気泡による脆化、照射クリープおよびスウエリングによる寸法変化のほか、核融合炉では熱・応力サイクルによる疲労が大きな問題になる。高速増殖炉の炉心に比べて、高エネルギーの中性子束が大きい核融合炉の照射では大きな照射欠陥が生じ、核変換によるヘリウム生成量が大きい。材料試験炉が存在しない核融合炉における中性子照射損傷の程度を的確に予測するには、材料の放射線損傷の本質をよく理解しておく必要がある。このためには、核融合炉の条件を模擬した照射試験のデータを蓄積するとともにそれらを相互に関連づける理論を確立しなくてはならない。
