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報告書

加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

報告書

沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 越石 正人*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-012, 180 Pages, 2018/11

JAEA-Review-2018-012.pdf:10.71MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる沸騰水型軽水炉(BWR)と加圧水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、BWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

論文

Selection of borosilicate glass composition for neutron irradiation test

永井 崇之; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

KURRI Progress Report 2017, P. 128, 2018/08

本研究は、中性子照射によるホウケイ酸ガラスの構造変化を詳細に理解することを目的に、2017年度に京都大学研究炉のPn-2装置を用いて50分間の照射実験を行った。照射後のガラス試料の構造変化は、2018年度に評価する予定である。2017年度は照射実験前に、ラマン分光測定により構造変化を正確に評価するためのガラス組成を選定し、照射実験用サンプルとしてLiを含まないホウケイ酸ガラスを準備した。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による磁気特性変化に関する研究

根本 義之; 大石 誠; 伊藤 正泰; 加治 芳行; 欅田 理*

保全学, 14(4), p.83 - 90, 2016/01

これまで中性子照射したオーステナイトステンレス合金の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)感受性と、渦電流法,交流磁化法で測定した磁気データの間に相関性があることを報告してきた。この相関性のメカニズムを検討するため、本研究では当該試験片の微細組織観察を行い、結晶粒界に沿った強磁性のパーマロイ(FeNi$$_{3}$$)の生成を確認した。この結果から照射による磁気特性変化の原因は結晶粒界での照射誘起の磁性相生成によるものであり、IASCC感受性と磁気データの相関に関連しているものと考えられる。また高感度,高位置分解能の新規センサープローブの開発を行い、SUS304オーステナイトステンレス鋼照射材の磁気測定に適用した。SUS304の試験片には照射前からフェライト相が存在していたため、照射後の材料の磁気測定に悪影響を及ぼす可能性が懸念されたが、実験結果においては照射量に依存した磁気データの上昇が捉えられた。そのため本研究で開発した磁気測定の技術は照射前からフェライト相を含むオーステナイトステンレス鋼照射材にも適用可能であることが示されたと考えられる。

論文

中性子照射によるホウケイ酸ガラスへの影響

永井 崇之; 小林 秀和; 岡本 芳浩; 上原 章寛*; 藤井 俊行*

Photon Factory Activity Report 2015, Part B, 2 Pages, 2016/00

ホウケイ酸ガラスの中性子照射による影響を調査するため、中性子照射後のガラス試料をラマン分光測定及び放射光XAFS測定により評価した。その結果、照射によってSi-O架橋構造や含有元素原子価が変化することを確認した。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 2

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07

JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

Neutron irradiation effect on mechanical properties of SS/SS HIP joint materials for ITER shielding blankets

山田 弘一*; 佐藤 聡; 毛利 憲介*; 長尾 美春; 高田 文樹; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.631 - 637, 2006/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.14(Nuclear Science & Technology)

ITER遮蔽ブランケット製作のためのステンレス鋼同士のHIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を明らかにした。その結果、ITER日本チーム提唱のHIP条件は、ステンレス鋼同士のHIP接合材が中性子照射をうける場合でも、ステンレス鋼母材相当の強度を有するHIP接合材を製作できることを明らかにした。また、HIP接合面における表面粗さRmaxが1$$mu$$mから30$$mu$$mまでならば、ステンレス鋼同士の接合体の機械的特性に変化は無いことから、遮蔽ブランケット製作の際に、接合表面加工工程の簡素化により、製作コスト低減の可能性を見いだすことができた。

論文

The Effect of neutron irradiation on mechanical properties of YAG laser weldments using previously irradiated material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:71.89(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。

論文

The Neutron irradiation effect on mechanical properties of HIP joint material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 佐藤 聡; 毛利 憲介*

Journal of Nuclear Materials, 335(1), p.33 - 38, 2004/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.19(Materials Science, Multidisciplinary)

分散強化銅(DSCu)とステンレス鋼はITER遮へいブランケットのヒートシンク材や構造材の候補材料であり、これらは高温静水圧(HIP)法により接合される。本研究では、照射損傷量が約1.5dpaの材料を用いて引張試験や衝撃試験を行い、HIP接合材の機械的特性に対する中性子照射効果を調べた。引張試験の結果、HIP接合材の引張強度はDSCu母材の引張強度と同等であり、中性子照射後も同様の特性を示した。一方、接合界面における主要元素の拡散による影響で、HIP接合材の衝撃特性はDSCu材の衝撃特性より小さかった。衝撃特性の低下は、中性子照射効果の影響より、接合による影響のほうが大きかった。

報告書

低放射化フェライト鋼開発の最近の成果; 日米HFIR共同照射実験第4期計画及び関連研究の中間報告

物質科学研究部; 核融合工学部(東海駐在)

JAERI-Review 2004-018, 97 Pages, 2004/08

JAERI-Review-2004-018.pdf:18.92MB

低放射化フェライト鋼F82H及び数種の類似鋼を対象に、ここ数年間に渡り照射挙動の評価を精力的に実施してきた。この結果、使用下限温度の明確化と照射による劣化への対策等を得ることを目指す高照射量実験について、(1)弾き出し損傷にして20dpaまで、延性脆性遷移温度(DBTT)の上昇への照射効果の評価を達成し、また、同位体調整したニッケルやホウ素の微量添加手法を用い、(2)DBTT上昇へのHe原子の助長効果についての実験的解析を進め、さらに、(3)高温高圧水中低速引張試験により、環境割れへの照射効果等の概要を得ることができた。加えて、照射後試験装置の開発や関連研究の進捗が得られた。本報告書は、これらの結果をまとめたものである。なお、得られた結果は、低放射化フェライト鋼が核融合炉への使用に対し高い適合性を持つことを示している。

論文

Microstructure property analysis of HFIR-irradiated reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 橋本 直幸*; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*; Sokolov, M. A.*; 芝 清之; 實川 資朗; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.283 - 288, 2004/08

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.33(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は、核融合炉ブランケット構造材料の候補材料である。これまでの研究により、300$$^{circ}$$C5dpaの中性子照射による鋼の延性脆性遷移温度がF82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)に比べて、ORNL9Cr-2WVTa及びJLF-1(Fe-9Cr-2W-V-Ta-N)が小さいことが明らかになっている。これらの違いは、照射硬化の影響のみでは説明することができない。また一方、Cr量の違いとして解釈できるものでもない。本研究では、これらの鋼の衝撃特性変化の違いについて、その要因を探るべく、微細組織解析を行った、その結果について報告している。

論文

Fatigue properties of F82H irradiated at 523 K to 3.8 dpa

三輪 幸夫; 實川 資朗; 米川 実

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1098 - 1102, 2004/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.34(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼であるF82H鋼の照射後疲労特性を調べ、予備的な試験結果を示した。F82H鋼は523Kで3.8dpaまで中性子照射した後、真空中にて室温から573Kの温度条件でひずみ制御型引張圧縮疲労試験を行った。全ひずみ範囲は0.4$$sim$$1.0%であり、歪み速度は0.1%/sとした。室温にて全ひずみ範囲0.4%の条件で疲労試験を行った場合に、照射材では約1/7の大きな疲労寿命の低下が観察された。破面観察の結果から、この疲労寿命の低下は破壊形態がチャンネル破壊に変化したことに起因すると考えられた。試験温度の疲労寿命に及ぼす影響について議論した。

論文

Mechanical property of F82H steel doped with boron and nitrogen

若井 栄一; 松川 真吾; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; 高田 文樹; 杉本 昌義; 實川 資朗

Materials Transactions, 45(8), p.2641 - 2643, 2004/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.99(Materials Science, Multidisciplinary)

JMTR炉で300$$^{circ}$$C, 2.3dpaまで中性子照射したF82H鋼の引張り特性に関する破断と硬化の挙動に及ぼすHeの効果を調べた。本研究では材料中にHeを生成させるためにアイソトープ調整したボロンを添加させ、中性子照射中にHe量を約5から330appmまで発生させた。照射後、室温にて引張り試験を行い、破断面をSEMで観察した。その結果、He生成量の増加に伴って硬化量がやや増加したが、絞りは減少傾向にあった。この絞りと破断時の強度から近似的に算出した破断応力は材料中に生成したHe量の増加に伴って減少することがわかった。他方、ボロンと窒素を微量添加したF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C-0.3V-0.04Ta)の引張り特性とシャルピー衝撃特性の試験片サイズ効果を調べた。引張り試験には標準的サイズのJIS 14A(平行部径6mm,平行部長さ33mm)と小型サイズのSS-J3(平行部1.2mm$$times$$0.77mm,平行部長さ5mm)を用い、シャルピー衝撃試験には標準の1/2t-CVNと小型の1/2t-1/3CVNを用いて評価した。その結果、引張り特性に関しては試験片の小型化による影響はほとんどなかったが、衝撃特性では試験片の小型化によって、破断面の単位面積あたりの吸収エネルギーが低下しただけでなく、DBTT(延性脆性遷移温度)が約12$$^{circ}$$C低下することがわかった。

論文

Analysis of extraction residue of HFIR 11J-irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.30 - 32, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11J照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料について抽出残渣法によって得られた析出物のX線回折の解析を世界で初めて実施し、さらに照射によって生じた析出物に関する変化を調べるために、これらの析出物量の変化の測定が行われた。測定には2つの異なるフィルター(細かいものと粗いもの)が析出物の大きさから照射による影響を明らかにするために用いられた。同様に、これらは比較のため非照射材に関しても行われた。その結果、照射によってF82H, Ni添加F82H, JLF-1, ORNL9Crについては大きい析出物量は増加し、またJLF-1では微細な析出物が消滅していたが、Ni添加F82H鋼においては、微細な析出物の増加が見られた。以上の結果から、非照射下では変化が生じない温度域(300$$^{circ}$$C)であっても、照射下では顕著な変化が析出物分布に現れることが示された。

論文

X-ray diffraction analysis on precipitates of 11J irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Payzant, E. A.*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.37 - 40, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11Jキャプセルで照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料の抽出残渣試料を対象とした、X線回折分析(XRD)による析出物解析を世界で初めて行った。さらに非照射材と時効材も同様に調べられた。その結果、M23C6の明瞭なピークはすべての試片について見られたが、特に照射後靭性の良好な鋼(JLF-1, ORNL9Cr)では、照射前に顕著であったTaリッチ析出物(MX系析出物)のピークが、照射後に消滅していることがわかった。このことからJLF-1やORNL9Crが照射後靭性特性に優れている理由として、照射によりTaリッチ析出物が分解され、Taが強制固溶したことによる可能性を指摘した。

報告書

JMTRベリリウム枠の一部更新

神永 勝男; 坪井 一明; 楠 秀彦; 浅野 典一; 箭内 智博

JAERI-Tech 2003-051, 26 Pages, 2003/05

JAERI-Tech-2003-051.pdf:2.67MB

JMTRは、1968年に初臨界に達し、2002年7月までに原子炉積算出力量で141,454.5MWdの運転を行い、この間に炉心のベリリウム枠の交換を過去4回行ってきた。過去4回の交換は東・西・北枠の全枠を交換してきたが、今回は、これまでの経験を踏まえて、高速中性子照射量が他の枠に比べて小さく、したがって曲がりも小さい東枠を継続使用とし、西枠及び北枠を新規製作し炉心に設置したことにより、予算の削減及び廃棄物の低減を図った。製作に際しては、継続使用する東枠の曲がり量を評価して、組立に用いるジョイントの寸法を検討した。2002年のオーバーホール時に行った交換作業は順調に推移し、予定どおり約1ケ月の作業で完了した。

論文

原子炉容器用鋼材の中性子照射脆化の評価

大岡 紀一*; 石井 敏満

非破壊検査, 52(5), p.235 - 239, 2003/05

国内の原子力発電プラントの使用期間延長が計画されている中で、長期間運転に伴う原子炉圧力容器の照射脆化の予測や評価に資する新たな手法の開発への取り組みが盛んに行われている。本稿は、原子炉圧力容器の供用期間中の健全性を評価するための現行の監視試験法について、また、運転期間の延長に伴う監視試験片数の不足への対応として、試験を終了した照射後試験片の一部を利用して新たな照射試験片を製作するための「監視試験片の再生技術」などの技術開発及び原子炉圧力容器の照射脆化を非破壊的に評価するための技術開発について紹介したものである。

論文

Microstructural analysis of mechanically tested reduced activation ferritc/martensitic steels

谷川 博康; 廣瀬 貴規; 安堂 正巳; 實川 資朗; 加藤 雄大*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.293 - 298, 2002/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:42.95

特に中性子照射された材料の破壊機構について、微細組織レベル理解することは重要な問題として挙げられてきたが、強度試験後試料から透過型電子顕微鏡(TEM)用薄膜試料を作ることが極めて困難であったため、これまで十分に理解されていない。この技術的な問題を解決するために、集束イオンビーム(FIB)マイクロサンプリング・システムを、日本原子力研究所の東海研ホットラボ施設に導入した。このシステムにより、中性子照射された試料の疲労破壊起点といったような、破壊機構を理解するうえで要点となる箇所からTEM用薄膜試料を作ることが可能となった。この論文では低放射化フェライト鋼の疲労破壊挙動について、特に核変換生成ヘリウムの効果に着目して、微細組織観察をベースに検討を行った。その結果を報告する。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 パーセンタイル:100

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

論文

Phase stability and mechanical properties of irradiated Ti-Al-V intermetallic compounds

沢井 友次; 若井 栄一; 實川 資朗; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.389 - 392, 2002/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.36

Ti-35Al-10V合金をJRR-3Mで3.5$$times$$10$$^{25}$$n/cm$$^{2}$$まで400$$^{circ}C$$と600$$^{circ}C$$で中性子照射した。本金属間化合物は、粉末冶金から恒温鍛造を経て作製されたものであり、従来の2元系Ti-Al合金には含まれない規則$$beta$$相を含み、延性に優れたものである。引張試験の結果、非照射材は400$$^{circ}C$$で約3~15%の破断伸びを示したが、400$$^{circ}C$$照射材あるいは600$$^{circ}C$$照射材はほとんど塑性変形を示さずに破断した。一方、非照射材は600$$^{circ}C$$では60%以上もの破断伸びを示したが、400$$^{circ}C$$照射材あるいは600$$^{circ}C$$照射材の破断前の塑性変形は極めてわずかであった。これらの引張試験結果、特に低温(400$$^{circ}C$$)で照射した材料を600$$^{circ}C$$で試験した場合でも延性の低下が著しいことから、準安定な規則$$beta$$相の照射による分解が考えられる。しかしながら電子顕微鏡を用いた電子線回折では、規則$$beta$$相の分解による脆化相、例えば$$omega$$相の形成は認められなかった。

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