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論文

Effects of silicon, carbon and molybdenum additions on IASCC of neutron irradiated austenitic stainless steels

中野 純一; 三輪 幸夫; 高野 利夫; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.643 - 647, 2004/08

 被引用回数:7 パーセンタイル:46.83(Materials Science, Multidisciplinary)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)における微量元素の影響を調べるために、高純度のSUS304及び316ステンレス鋼を製作し、SiまたはCを添加した。3.5$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射後、照射材に対して低ひずみ速度引張試験(SSRT)を561Kの高温水中で行った。SSRT後に試験片の破面観察を走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて行った。中性子フルエンスの増加とともに、ステンレス鋼の降伏応力は増加し、伸びは減少した。SiあるいはMoを含有するステンレス鋼では、6.7$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$の照射後のSSRTにおいて20%以上の全伸びを示したが、3.5$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$まで照射した全ての試料が降伏応力の増加と10%以下の伸びの低下を示した。SSRT後の破面の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の破面率は中性子フルエンスの増加とともに増加した。Cを含む高純度ステンレス鋼においては、照射硬化が全試料中最大であったにもかかわらず、IGSCC破面率が全試料中最小となり、Cの添加によりIGSCCが抑制された。

報告書

Proceedings of the 11th International Workshop on Ceramic Breeder Blanket Interactions; December 15 - 17, 2003, Tokyo, Japan

榎枝 幹男

JAERI-Conf 2004-012, 237 Pages, 2004/07

JAERI-Conf-2004-012.pdf:44.1MB

本報文集は、「IEA核融合炉工学に関する実施取り決め」に基づくセラミック増殖材ワークショップ及び日米核融合共同研究の一環として開催された「第11回セラミック増殖材ブランケット相互作用国際ワークショップ」の報文をまとめたものである。本ワークショップでは、欧州連合,ロシア,日本のセラミック増殖ブランケットの設計,HICU, EXOTIC-8, IVV-2Mによる照射試験の最新の成果,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$等のトリチウム放出挙動のモデリング,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$微小球の製造技術開発と物性値研究,Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$とLi$$_{4}$$SiO$$_{4}$$微小球充填層の熱機械挙動測定とモデリングに関する研究,境界テーマとして、ブランケット筐体製作技術開発,核融合中性子によるブランケットモックアップの中性子工学実験,トリチウム回収システム開発、などについての研究開発の現状と今後の課題についての情報交換が行われた。

報告書

JMTRにおけるステンレス鋼の中性子スペクトル調整照射によるヘリウム生成量制御範囲の核的検討

島川 聡司; 小森 芳廣; 長尾 美春; 桜井 文雄

JAERI-Tech 95-023, 26 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-023.pdf:1.08MB

材料試験炉における中性子スペクトル調整照射に関する検討の一環として、一定照射量(dpa)に対する304ステンレス鋼のヘリウム生成量制御範囲に対する検討を実施した。検討にあたっては、主に熱中性子によって起こる$$^{58}$$Ni(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Ni(n,$$alpha$$)$$^{56}$$Fe反応を利用して制御を行うものとし、(1)可能な限り熱中性子をカットした照射、(2)標準的な照射、(3)熱中性子を増加させた照射を対象とした。これらのキャプセルを200日間照射した場合(2dpa)、304ステンレス鋼中のヘリウム生成量は、1.4appmから24appmの範囲に制御できることがわかった。このときのHe/dpaの制御範囲は0.7~12である。この検討結果から、ニッケルを含む材料に対する高度な照射試験により、異なるヘリウム生成量に対する照射データが得られ、材料試験炉を用いたヘリウム効果に注目した照射研究の可能性が明らかとなった。

報告書

JMTRにおける中性子スペクトル調整照射の核的検討; 核融合炉条件模擬照射の可能性

長尾 美春; 島川 聡司; 小森 芳廣; 桜井 文雄

JAERI-Tech 95-006, 46 Pages, 1995/02

JAERI-Tech-95-006.pdf:1.45MB

JMTRのような混合スペクトルをもつ試験炉においては、熱中性子束を調節することにより、高速炉や核融合炉等での照射効果を模擬した照射試験のほか、材料の基礎基盤研究における中性子スペクトル効果の究明等のために照射試験が可能である。核融合炉材料の照射試験を行う場合には、He生成量とはじき出し損傷量の比(He/dpa)を照射効果の指標とし、その比を核融合炉での値に模擬する方法が採用されている。本報告では、JMTRにおける中性子スペクトル調整照射の検討の一環として、ステンレス鋼(SUS316)を核融合炉条件(He/dpa=15)で照射するための制御能力について検討した。本解析にあたり、SUS316の構成元素$$^{58}$$Niの熱中性子2段反応$$^{58}$$Ni(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Ni(n,$$alpha$$)$$^{56}$$Feによって生成するHeを評価するため、計算プログラムNIHEを作成した。解析の結果、照射孔の移動と軽水リングの使用によるスペクトル調整を組合せて行うことにより、He/dpa=13~15の範囲内に制御した照射が可能であることがわかった。

論文

高温ガス炉の計画と大学からの要望

塩沢 周策

会議録: 核融合炉材料フォーラム 9; 大洗材料照射研究会, p.95 - 116, 1993/00

本稿は、標記フォーラムにおいてOHPを用いて口頭発表したものをProceedingにしたものである。内容は、HTTRを利用して行う「高温に関する先端的基礎研究」の計画について示したものである。併せて、HTTR炉及びその照射能力について紹介してある。

口頭

Development for high-performance irradiation tests and PIE techniques with research/testing reactors

土谷 邦彦; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 中野 寛子; 石田 卓也; 上原 聡明; 山本 圭一; 斎藤 隆; 中村 仁一; et al.

no journal, , 

JMTRは供用開始から幅広い分野で活用され、様々な照射技術を蓄積してきた。最近、精度の向上や温度、中性子束制御、環境などの照射環境の制御が要求されている。特に、再稼働後、軽水炉の安全対策高度化、原子力基盤研究、産業利用の分野で期待されている。これらの照射試験にあたり、放射線モニター(SPNDやSPGD)、各種センサー、作動トランスなどの炉内計測機器の開発が行われている。また、放射化法によるMo-99製造技術開発も進められている。一方、新たにFIB, TEMなどの照射後試験装置がJMTRホットラボに整備された。本シンポジウムでは、新たな照射試験及び照射後試験技術に関する開発の現状について紹介する。

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