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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:88.23(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

Mechanical characterization of austenitic stainless steel ion irradiated under external stress

井岡 郁夫; 二川 正敏; 内藤 明; 南条 吉保*; 木内 清; 直江 崇*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1142 - 1146, 2004/08

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

応力下でイオン照射したオーステナイトステンレス鋼の機械的特性を、微小押し込み試験により得られた荷重-押し込み深さ曲線をもとに、有限要素法を用いた逆解析により求めた。無負荷で照射したものと比較し、負荷応力材では0.2%耐力,引張強さの増加と伸びの減少を示した。また、負荷応力が大きいほど、非照射領域に対する照射領域の硬さの比は、小さくなった。これは、応力負荷により導入された転位と照射による格子欠陥等との相互作用により、照射二次欠陥の成長が抑制されたものと考えられる。

論文

Reduced activation martensitic steels as a structural material for ITER test blanket

芝 清之; 榎枝 幹男; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.243 - 247, 2004/08

 被引用回数:45 パーセンタイル:5.07(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は日本では核融合炉ブランケット構造材の最有力候補として研究開発が進められている。その開発段階の一つとして、日本のITERテストブランケットは低放射化フェライト鋼F82H鋼を使って製作する予定である。ITERテストブランケットは構造材料は280$$sim$$330$$^{circ}$$Cで約3dpaの中性子照射を受けることになる。またITERはパルス運転となるため、照射下での疲労特性も重要な問題である。さらにテストブランケットはHIPにより製造される予定であることからHIP継手の照射特性についても調べる必要がある。F82H鋼に関してはこれまでに多くの照射,非照射データが取得されており、既にデータベースが構築されている。これらのデータベースからF82H鋼のITERテストブランケット構造材としての適合性を検討するとともに今後どのようなデータを整備する必要があるのかについても議論する。

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

Development of a remote-controlled fatigue test machine using a laser extensometer in Hot Laboratory for study of irradiation effect on fatigue properties

石井 敏満; 米川 実; 近江 正男; 高田 文樹; 齋藤 順市; 井岡 郁夫; 三輪 幸夫

KAERI/GP-192/2002, p.157 - 166, 2002/00

原子炉構造材料の疲労特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、JMTRホットラボでは、非接触で歪測定が可能なレーザー伸び計を採用した遠隔操作型高温疲労試験装置を開発した。疲労試験では、分解能0.1mm,測定精度$$pm$$0.5%のレーザー伸び計を用いて、小型疲労試験片の平行部の両端部に加工したツバの間隔の変化を測定した。この疲労試験装置を用いて、JMTRにおいて照射温度823Kで1$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで中性子照射した304型ステンレス鋼製試験片を対象に、823Kの真空中で、ひずみ量0.7,1.0,1.4%の軸歪制御による低サイクル疲労試験を行い、中性子照射によるステンレス鋼の疲労寿命低下の定量的データを提供することができた。

報告書

ITER真空隔壁用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,2; 中性子照射試験及び照射後試験

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*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2001-035, 81 Pages, 2001/06

JAERI-Tech-2001-035.pdf:18.91MB

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。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価にあたっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。原研では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。本報告書ではそれらの中の一つである、溶接継ぎ手の中性子照射効果を明らかにするため、JMTRを用いてSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)の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照射の影響を調べた。

報告書

ITER真空容器用SUS316L溶接継ぎ手の機械的特性,1; 未照射材試験

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 高橋 弘行*; 小泉 興一

JAERI-Tech 2000-075, 98 Pages, 2001/01

JAERI-Tech-2000-075.pdf:21.85MB

核融合炉実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体であり、トリチウム閉じ込めの第一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。しかし二重壁という特殊な構造のため、健全性の評価に当たっては従来の規格・基準が適用できない部分がある。日本原子力研究所では、このような特殊な構造に適用できる設計の基準案の整備とそれを裏付ける技術データの取得作業を行っている。その中の一つに溶接継ぎ手の中性子照射効果があり、JMTRを用いた照射試験を行っているが、有効な照射データを得るためには、未照射材の試験を十分に行っておく必要がある。本報告書では、未照射のSUS316L溶接継ぎ手について金相や硬さ、フェライト分布などの組織観察と、引っ張り、シャルピー衝撃及び低サイクル疲労試験などの機械的特性試験を行い、それらの結果をまとめて報告する。

論文

Characterization of non-magnetic Mn-Cr steel as a low induced activation material for vacuum vessels

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 育男*; 楠橋 幹雄*; 畠山 剛*; 高橋 平七郎*; 菊池 満

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part1), p.593 - 596, 2000/12

 パーセンタイル:100

現在、日本原子力研究所(以下原研)では、JT-60UのITER高性能化試験の終了後に定常炉心試験装置(以下JT-60SU)の検討・評価作業を進めている。このJT-60SUの真空容器鋼としては高強度、低放射化かつ非磁性であることが求められており、原研と(株)日本製鋼所は共同でNi,Coが無添加で低Mn型の低放射化非磁性鋼の開発を進めてきた。現在までにVC9と呼ばれる鋼種が有望であるという結果を得ている。本研究ではVC9の機械的特性や溶接性などの特性評価を行った。機械的特性試験は高温引張り,シャルピー試験,疲労及び破壊靭性試験を行った。その結果、VC9の室温~500$$^{circ}C$$の引張り強度はSUS316Lを大きく上回り、真空容器鋼として十分な高温強度を持つ鋼種であることがわかった。また、疲労試験(室温)でもSUS316Lの約2倍の疲労寿命を持つことがわかった。溶接性評価としては組織観察、硬さ及びフェライト量測定などを行った。

論文

Compression properties of neutron irradiated beryllium pebbles

石塚 悦男; 河村 弘; 寺井 隆幸*; 田中 知*

Fusion Engineering and Design, 51-52, p.123 - 126, 2000/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:86.43

ベリリウム微小球は、核融合炉ブランケットの中性子増倍材として検討されているが、これまでに中性子照射データがほとんど取得されていない。このため、回転電極法及びMg還元法で製造した2種類のベリリウム微小球を中性子照射し、機械的特性を調べた。照射条件は、ヘリウム生成量が約500appm、dpaが約8、照射温度が400,500,600$$^{circ}$$Cである。この結果、2種類のベリリウム微小球の強度はほとんど変わらないことが明らかになった。また、回転電極法で製造したベリリウム微小球に関して、これまでのデータと比較したところ、ヘリウム生成量が約500appmの場合、dpaが4から8になると強度が約7割に低下することが明らかになった。

報告書

低放射化Mn-Cr鋼の特性評価試験,1;機械的特性及び溶接性

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 佐藤 育男*; 楠橋 幹雄*; 畠山 剛*; 高橋 平七郎*; 菊池 満

JAERI-Tech 99-076, p.53 - 0, 1999/10

JAERI-Tech-99-076.pdf:8.86MB

現在、日本原子力研究所(以下原研)では、核融合炉の実現に向けて定常炉心試験装置(以下JT-60SU)の検討・評価作業を進めている。このJT-60SUの真空容器鋼としては、高強度、低放射化かつ非磁性であることが求められている。しかし既存の鋼種でこれらの要求を満たすものはないため、原研と(株)日本製鋼所は共同でNi,Coが無添加で低Mn型の低放射化非磁性鋼の開発を進めてきた。初めに合金と製造工程の検討を行い、平成9年までにVC9と名付けた鋼種が有望であるという結果を得た。平成10年度以降はこのVC9のJT-60SU真空容器鋼としての適性評価として、機械的特性・溶接性・耐食性・相安定性などさまざまな特性試験を行っている。本報告書はそれらの結果の中から機械的特性と溶接性についてまとめたものである。

論文

Present status of PIEs in the department of hot laboratories

古平 恒夫; 助川 友英; 天野 英俊; 金井塚 文雄; 園部 清美

JAERI-Conf 99-009, p.20 - 31, 1999/09

ホット試験室には、ホットラボ施設(RHL)、燃料試験施設(RFEF)、廃棄物安全試験施設(WASTEF)の3つのホットセル施設があり、RHLでは、研究炉・試験炉で照射された燃料・材料の照射後試験、RFEFでは、おもにPWR,BWR,ATRの発電炉燃料集合体の照射後試験、WASTEFでは、高レベル廃棄物の処理処分にかかわる安全性試験を行っている。本セミナーでは、おもにこれら3施設における照射後試験の現状及び、技術開発に係わるトピックスとして軽水炉燃料・材料に対する物性・機械的特性の測定に関する概要について報告する。

論文

低誘導放射化フェライト鋼の開発の現状

芝 清之; 菱沼 章道

プラズマ・核融合学会誌, 74(5), p.436 - 441, 1998/05

低放射化フェライト鋼は、これまでの候補材料であるオーステナイト系ステンレス鋼に比べて熱的特性に優れ、より高熱流束での使用に耐えることから、熱効率に優れた核融合炉が実現できる。また誘導放射能が低いなどの利点も多いことから、低放射化フェライト鋼は原型炉以降の核融合炉の第一壁・ブランケット材料の最も有力な候補材料とされている。原研で設計を進めている原型炉(SSTR)でも低放射化フェライト鋼(F82H鋼)を第一候補としている。低放射化フェライト鋼の研究・開発は主にIEA協定下の多国間協力により行われており、既に多くの照射・非照射データが蓄積されている。ここでは、現在、各国で多く行われている低放射化フェライト鋼研究の現状と、現在までに得られている照射・非照射データについて述べる。また現在認識されている問題点と今後の開発計画についても述べる。

論文

シングルサイト触媒重合ポリエチレンの照射特性

緒方 昭雅*; 仁田 真*; 谷 恒夫*; 八木 敏明; 森田 洋右

電気学会;誘電・絶縁材料研究会資料DEI-97-147$$sim$$155, p.13 - 18, 1997/12

シングルサイト触媒ポリエチレン(S-PE)の原子力施設用ケーブル絶縁材としての可能性を評価するために、結晶化度の異なる種々のS-PEについて、電子線及び$$gamma$$線(空気中、酸素加圧下)照射を行った。これら絶縁材の耐放射線性は機械的特性の変化より調べた。結晶化度の高いS-PEの耐放射線性は電子線及び$$gamma$$線照射とも従来のPEと同じ程度であったが、結晶化度の低いS-PEは優れた耐放射線性を示した。特に結晶化度が、約20~30%のS-PEは酸素加圧下照射(原子炉環境の低線量率を模擬する照射)での耐放射線性が従来のPEの約3倍高いことがわかった。

報告書

低放射化フェライト鋼F82H IEAヒート材の特性;IEAラウンドロビン試験中間報告,1

芝 清之; 菱沼 章道; 遠山 晃*; 正村 克身*

JAERI-Tech 97-038, 110 Pages, 1997/08

JAERI-Tech-97-038.pdf:5.13MB

低放射化フェライト鋼F82H鋼はIEA低放射化フェライト鋼ワーキンググループにおけるラウンドロビン試験の標準材に選ばれている。このラウンドロビン試験の日本分担分について、ミクロ組織、物理特性、機械特性の多くの特性についてのデータが得られた。この報告書では現在までに得られたデータについてまとめたものであり、これからもさらに多くの特性データが得られる予定である。

報告書

低誘導放射化フェライト鋼F-82HのHIP接合技術の開発及び接合体の機械的特性

小田 将広*; 倉沢 利昌; 黒田 敏公*; 秦野 歳久; 高津 英幸

JAERI-Tech 97-013, 141 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-013.pdf:16.98MB

核融合原型炉のブランケット構造材料として低放射化フェライト鋼F-82Hが開発された。それを用いた構造体製作技術を確立することが必要である。原研ではブランケット構造体製作手法として高温静水圧接合(HIP)法を採用している。そこで、本研究ではF-82HをHIP接合させるための接合条件の選定及び接合材の機械的特性を取得することを目的とした。その結果、十分な接合を得ることのできるHIP条件及び後熱処理を見出した。また、適切なHIP処理による接合材は未処理母材と同程度の機械的特性を持つことを確認した。さらに、構造体製作を想定した溶接部の接合模擬試験では、溶融-再研磨面のHIP接合は最適接合条件に従えば十分な接合が得られることが示された。

論文

High-energy ion radiation effects on polymer materials

工藤 久明; 貴家 恒男; 瀬口 忠男

Irradiation of Polymers; Fundamentals and Technological Applications (ACS Symp. Series 620), 0, p.1 - 10, 1996/00

サイクロトロンにより加速された10~45MeVのプロトンなど、高エネルギーイオンを高分子材料や複合材料に照射し、引張試験・曲げ試験などによって劣化挙動を調べ、照射効果のLET依存性を調べた。ポリメタクリル酸メチルやエポキシ樹脂系のガラス繊維強化樹脂では、30MeVのプロトンとガンマ線との間で機械的特性の変化、分子量の変化に相違が見出せなかった。

論文

Low temperature gamma-ray irradiation effects on polymer materials,2; Irradiation at liquid helium temperature

工藤 久明; 笠井 昇; 貴家 恒男; 瀬口 忠男

Radiation Physics and Chemistry, 48(1), p.89 - 93, 1996/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.98

極低温ガンマ線照射試験装置を用いて、ポリテトラフルオロエチレン、ブチルゴム、ポリエチレンにCo-60ガンマ線を4K(液体ヘリウム温度)、77K、室温で照射し、引張り試験、分子量(ゲル分率)測定などを行い、照射効果の温度依存性を調べた。室温~77Kでは劣化が1/2~1/5に少なくなったが、77Kと4Kでは同一の劣化挙動を示した。室温と77Kの間にはガラス転移やガンマ転移があるために劣化が温度依存性を示し、77Kと4Kの間には高分子の分子運動性の転移点が無いために同一の照射効果を与えると解釈した。

報告書

Joining technology development of advanced materials/SS304 by friction welding

土谷 邦彦; 河村 弘; 小山田 六郎

JAERI-Tech 95-017, 72 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-017.pdf:4.39MB

摩擦圧接法は、異材接合において最も一般的な接合方法である。JMTRでは、照射キャプセルの圧力バンダリのような構造材として摩擦圧接法による種々の材料とステンレス鋼の接合材の研究が行われている。本報告は、耐熱性かつ低放射化材料のNb1%Zr合金に着目し、Nb1%Zr/SS304接合材の技術開発及び未照射時と中性子照射後における接合材の機械的特性評価について述べたものである。未照射時における接合材の引張強度及び疲労強度は、母材(Nb1%Zr合金)の強度とほぼ同等な強度が得られた。中性子照射後における引張試験の結果、Nb1%Zr合金の母材部分で破断した。これらの特性試験により、母材継手として中性子環境下でも使用できることが明らかとなった。

論文

Low temperature gamma-ray irradiation effects on polymer materials

工藤 久明; 笠井 昇; 貴家 恒男; 瀬口 忠男

JAERI-Conf 95-003, 0, p.321 - 325, 1995/03

高分子材料、繊維強化複合材料に77K、4K、室温でガンマ線照射し、力学特性の変化を中心に、照射効果の温度依存性を調べた。77Kと室温では、材料の種類によって2~25倍に放射線劣化が77Kでは少なくなっていた。4Kと77Kでは放射線劣化に差がなかった。

論文

Thermal and mechanical properties of beryllium pebbles

石塚 悦男; 河村 弘

Fusion Engineering and Design, 27, p.263 - 268, 1995/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:21.45

球状ベリリウムの製造技術、熱及び機械特性を調べた。製造技術では、回転電極法が最も優れており、電極材料を変えることで製造コスト及び不純物が改善された。熱特性に関しては、熱膨張係数及び比熱を測定した結果、バルク材と同等の値であることが明らかとなった。また、機械的特性に関しては、圧潰強度を測定した結果、中性子照射による脆化が認められた。

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