検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Thermal expansion measurement of (U,Pu)O$$_{2-x}$$ in oxygen partial pressure-controlled atmosphere

加藤 正人; 生澤 佳久; 砂押 剛雄*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*

Journal of Nuclear Materials, 469, p.223 - 227, 2016/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Materials Science, Multidisciplinary)

U$$_{0.7}$$Pu$$_{0.3}$$)O$$_{2-x}$$ (x=0, 0.01, 0.02, 0.03)及び(U$$_{0.52}$$Pu$$_{0.48}$$)O$$_{2.00}$$の熱膨張率をディラトメータにより、酸素分圧をコントロールした雰囲気で測定した。酸素分圧は、測定の間O/M比が一定となるように制御された。熱膨張率は、O/M比の低下でわずかに上昇し、測定結果より、酸素ポテンシャルを記述する関係式を作成した。

論文

Lattice parameter expansion by self-irradiation damage of $$^{244}$$Cm-$$^{240}$$Pu oxide and mononitride

高野 公秀; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 小川 徹; 沼田 正美; 木崎 實

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.842 - 845, 2002/11

($$^{244}$$Cm,$$^{240}$$Pu)混合酸化物及び窒化物固溶体の$$alpha$$線自己損傷による格子の膨張をX線解析により測定した。元の酸化物は$$^{244}$$Cmの$$alpha$$崩壊により、(Cm$$_{0.4}$$,Pu$$_{0.6}$$)O$$_{2-x}$$の組成を持っていた。これを643K及び1073Kで加熱した後、格子定数の時間変化を観察したところ、約5日で変化は収束した。格子定数の膨張率はともに2.6$$times$$10$$^{-3}$$であったが、格子定数の初期値はそれぞれ0.5394,0.5388nmであった。炭素熱還元法により酸化物から窒化物固溶体を調製し、同様に格子定数変化を観察した結果、初期の格子定数は0.4945nmで、膨張率は3.5$$times$$10$$^{-3}$$であり、酸化物に比べて大きい膨張率であった。

報告書

耐熱セラミックス複合材料の照射試験; 第1次予備照射試験(97M-13A)照射後試験中間報告

馬場 信一; 鈴木 世志夫*; 高橋 常夫*; 石原 正博; 林 君夫; 斎藤 保; 相沢 静男; 斎藤 隆; 関野 甫

JAERI-Research 2001-028, 109 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-028.pdf:4.55MB

原研では、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた先端的基礎研究の課題の1つである「耐熱セラミックス複合材料の照射損傷機構の研究」のため、材料試験炉(JMTR)を用いた予備照射試験を進めている。本報告は、このうちの最初のキャプセル(97M-13A)に装荷した試料について、これまでに行った照射後試験(PIE)の結果をまとめたものである。照射後試験は(1)寸法変化(2)熱膨張率(3)X線パラメータ(4)不純物放射能について測定した。黒鉛系及びSiC系複合材料の測定結果は、既存の文献データと同様の傾向を示した。SiC繊維強化及びSiC粒子分散強化複合材料については、モノリシック材料と同様に、温度モニター効果が観察された。

報告書

FINASによる溶接残留応力解析法の検討(その1)

加藤 猛彦*; 浅山 泰

JNC-TN9400 2000-047, 114 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-047.pdf:8.25MB

溶接時に生じる残留応力を、汎用有限要素コードにより予測することができれば、FBRプラントの強度評価、余寿命評価の信頼性の向上に大きく寄与することができる。本研究では、FINASを用いて残留応力解析を行う手法を検討した。まず、簡易モデルを用いてパラメータを振って予備解析を行い、基本的な手法を提案した。本手法の要点は以下の通りである。(1)熱伝導解析は、予め層数分のモデルを作成しておき、順次データを受け渡す。(2)母材および溶接金属の構成則は多直線近似を用い、硬化則は等方硬化則とする。(3)金属の溶融状態は、応力が発生しないようにユーザサブルーチンで制御する。(4)入熱時の溶接金属の線膨張率は、零と置く。次に、本手法を用いて、狭開先TIG溶接を想定した5層の平板突合せ継手および管の突合せ継手の残留応力を予測し、既往研究結果と比較した。両者は良く一致し、本提案手法の妥当性を確認することができた。

報告書

超ウラン元素用高温X線回折装置の製作と性能試験(共同研究)

荒井 康夫; 中島 邦久; 芹澤 弘幸; 菊地 啓修; 鈴木 康文; 井上 正*

JAERI-Tech 98-022, 21 Pages, 1998/06

JAERI-Tech-98-022.pdf:1.07MB

超ウラン元素化合物や合金の高温物性や相状態に関する研究を行う目的で製作した高温X線回折装置について記述したものである。高温X線回折装置は、X線発生装置、ゴニオメーター、X線計数装置、試料高温装置、冷却水送水装置、真空排気系、ガス供給系、ワークステーション及び格納用グローブボックスから構成される。また、装置の据え付け終了後に行った各種性能試験の結果についても述べた。

論文

炭化ホウ素含有黒鉛の寸法,熱膨張率,および熱伝導度の中性子照射による変化

松尾 秀人; 小林 紀昭; 沢 和弘

炭素, 0(159), p.185 - 191, 1993/00

ホウ素含有量が3wt%および30wt%でホットプレスあるいはコールドプレスで試作した2種類の炭化ホウ素含有黒鉛を550~1070$$^{circ}$$Cで中性子照射量が最高2$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$29fJ)までJMTRで照射した後、寸法、熱膨張率および熱伝導度の変化を調べた。それらの照射効果は、照射条件の他に供試試料の測定方向や製造方法によって異なるのが認められた。また、熱伝導度は照射によって低下するとともにその温度依存性も変化するのが認められた。

報告書

Effect of thermal annealing on property changes of neutron-irradiated non-graphitized carbon materials and nuclear graphite

松尾 秀人

JAERI-M 91-090, 15 Pages, 1991/06

JAERI-M-91-090.pdf:0.47MB

非晶質炭素及び原子炉用黒鉛材料を1128-1483Kで中性子照射した後2573Kまでの各温度で熱処理して寸法、密度、電気比抵抗、ヤング率、熱膨張率の変化を調べた。炭素材料は原子炉用黒鉛材料に比較して照射によってより大きくて、また異方的な寸法収縮挙動を示した。この寸法収縮量は、1773Kから2023Kまでの熱処理温度で減少したが、それ以上の温度では僅かに増加した。これに対して、照射した原子炉用黒鉛材料を熱処理した場合は、寸法、密度、熱膨張率は殆んど変化しなかったが、電気比抵抗やヤング率は熱処理温度が高くなるにしたがって次第に減少した。これらの実験事実から、非晶質炭素材料と原子炉用黒鉛材料の寸法変化挙動には著しい違いがあることがわかった。

論文

原子炉用黒鉛および炭素材料の照射損傷; 高温照射ならびに熱処理による寸法と物理的性質の変化

松尾 秀人

炭素, 0(150), p.290 - 302, 1991/00

本論文は、原子炉用黒鉛材料および炭素材料、主として石油コークス系微粒等方性黒鉛材料IG-110と炭素材料ASR-ORBを中心にして、それらの照射および熱処理効果についてまとめた総合論文である。JMTR、JRR-2、HFRなどで550~1335$$^{circ}$$Cで最高6.8$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$29fJ)まで照射した後、寸法、熱膨張率、熱伝導度、電気比抵抗、ヤング率などの測定結果、ならびに照射前後に熱処理してこれらの特性変化を調べたこれまでの報告を総合的にまとめ、照射効果と結晶性との関係や照射欠陥のモデルと特性変化との関係について考察した。

報告書

OGL-1高温照射黒鉛ブロックの特性変化

松尾 秀人; 湊 和生; 今井 久

JAERI-M 90-009, 24 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-009.pdf:0.9MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心用黒鉛材料IG-110の諸特性に対する高温照射効果は、JMTR、JRR-2およびHFR等でのキャプセル照射実験によってかなり明らかにされてきている。しかし、実際の炉心黒鉛ブロックでは温度や中性子照射量がブロックの位置によって異なり、発生した照射および熱応力が照射効果に影響することも考えられる。このため大型黒鉛ブロックの諸特性の照射効果を明らかにするための一つの方法として、OGL-1で照射した第4次~第7次黒鉛ブロックから試験片を採取し、熱膨張率、電気比抵抗、ヤング率等の特性変化を調べ、小型試験片の照射効果と比較した。熱膨張率の照射による変化傾向は小型試験片の照射効果と必ずしも一致しないがその照射による変化量は小さく、小型試験片の特性値の変動内であった。また、電気比抵抗やヤング率は小型試験片の場合と類似した変化傾向を示した。

論文

Thermal expansion of nuclear graphite under compressive stress at high temperatures

松尾 秀人; 佐々木 泰一

J.Nucl.Mater., 101, p.232 - 234, 1981/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:36.42

原子炉用黒鉛材料の圧縮応力下の熱膨張率を室温から1473Kまでの温度範囲で測定した。熱膨張率は圧縮応力下では増加し、付加応力が大きいほどその増加量は大きくなることが認められた。また、1473Kまでの温度で熱焼鈍した場合にはその増加した熱膨張率や応力付加によって生じた残留ひずみは完全に回復しないのが認められた。圧縮応力下の高温での熱膨張率の変化は、応力付加効果とともに高温でヤング率が増加する現象とも密接に関連していることが推察された。

報告書

Effects of Neutron Irradiation on Physical and Mechanical Properties SM 1-24 and IG-11 Graphites; Report on JAERI/KFA Julich Graphite Irradiation Experiment HFR GG 14

燃料工学部

JAERI-M 8068, 100 Pages, 1979/02

JAERI-M-8068.pdf:2.18MB

この報告は、KFA Julich研究所を通じてオランダペツテンにあるHFRにおいて2種類の黒鉛材料(SM1-24とIG-11)の照射試験を行った結果を照射前諸試験の結果とともにまとめたものである。最大照射量は2.5$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$(EDN)であり、照射温度は1050-1150$$^{circ}$$Cであった。SM1-24黒鉛とIG-11黒鉛について、寸法変化、ヤング率の変化、1000$$^{circ}$$Cまでの熱膨張係数、見かけ密度、室温電気抵抗、開気孔率、100~1000$$^{circ}$$Cの間の電気抵抗と熱伝導率およびリング圧縮強さ(IG-11黒鉛のみ)が測定された。以上のデータが、照射試料の黒鉛ブロックからの採取法の詳細およびそれぞれの性質の測定法の詳細も含めてまとめられ、記述されている。

口頭

CaF$$_{2}$$の熱膨張率及び比熱の測定

土持 亮太; 加藤 正人; 廣岡 瞬; 松本 卓; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 菅田 博正*

no journal, , 

アクチニド酸化物と同様の結晶構造をとるCaF$$_{2}$$について、高温X線回折装置及び示差走査熱量計を用いて、熱膨張率及び比熱の測定を行った。CaF$$_{2}$$の比熱は定積比熱、熱膨張項に加えて500K以上の温度領域で励起される比熱を観察した。本報告では、これらの比熱の解析結果を実験データと合わせて報告する。

12 件中 1件目~12件目を表示
  • 1