検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 47 件中 1件目~20件目を表示

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

3D-microstructure analysis of compacted Na- and Cs-montmorillonites with nanofocus X-ray computed tomography and correlation with macroscopic transport properties

高橋 宏明*; 舘 幸男

Applied Clay Science, 168, p.211 - 222, 2019/02

 パーセンタイル:100(Chemistry, Physical)

異なる膨潤特性をもつNa型及びCs型モンモリロナイトの微細構造と物質移行特性が、ナノフォーカスX線CTによる3次元微細構造分析と重水の拡散実験とを組み合わせて調査された。X線CT観察により、乾燥状態の圧縮Na型モンモリロナイトが飽和膨潤する過程で、連結性マクロ間隙はゲル相によって埋められ、粘土粒子のサイズは小さくなることが確認された。Cs型モンモリロナイトでは、それとは対照的に飽和過程でのゲル相の生成や粒子・間隙サイズの変化は認められなかった。X線CTによって評価された飽和Cs型モンモリロナイトの連結性マクロ間隙の屈曲度及び収れん度を含む幾何学因子は、重水の拡散試験から評価された値と整合した。Na型モンモリロナイトの場合、X線CTと拡散試験から導出された幾何学因子の差異が確認され、これは静電的相互作用による収れん度とX線CTの解像度では観察できないゲル相や層間間隙の屈曲度に起因するものと考えられた。

論文

Evaluation of crack growth rates and microstructures near the crack tip of neutron-irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environment

知見 康弘; 笠原 茂樹; 瀬戸 仁史*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Proceedings of 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1039 - 1054, 2018/00

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)による亀裂進展挙動を理解するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展試験を実施して亀裂進展速度を評価し、亀裂先端における変形組織と酸化皮膜に着目したミクロ組織観察を実施した。供試材は12$$sim$$14dpaまで中性子照射した316Lステンレス鋼で、BWR模擬水質環境(約288$$^{circ}$$C)下で亀裂進展試験を行った。また亀裂進展試験後、FEG-STEMを用いて亀裂先端のミクロ組織を観察した。試験の結果、腐食電位(ECP)の低減による亀裂進展抑制効果は、文献で示されている約2dpa以下の損傷量の低い材料と比較して顕著ではなかった。また1000時間以上高温水中に浸漬し、高ECPと低ECPの双方の環境に置かれた試験片の亀裂内には酸化物形成が認められたが、低ECP条件下のみを経験した亀裂先端近傍には酸化皮膜の形成がほとんど認められなかった。さらに、亀裂先端近傍には変形に伴う双晶組織が高密度に形成していた。これらの結果より、高損傷量のステンレス鋼の亀裂進展挙動において、局所変形と酸化が支配的な因子であることが示唆された。

論文

Influence of temperature histories during reactor startup periods on microstructural evolution and mechanical properties of austenitic stainless steel irradiated with neutrons

笠原 茂樹; 橘内 裕寿*; 知見 康弘; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 480, p.386 - 392, 2016/11

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

BWR炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射温度は、炉の起動時に室温近傍から約290$$^{circ}$$Cに遷移するのに対し、近年のJMTRを用いたBWR模擬照射では、150$$^{circ}$$C程度まで昇温した後に照射を開始する制御方法が採用されている。このような温度履歴の違いがステンレス鋼のミクロ組織変化と機械的特性に及ぼす影響を検討するため、BWR起動時の温度履歴を模擬したJMTR照射材と昇温後に照射を開始した材料に対して、290$$^{circ}$$Cでの引張試験、室温でのビッカース硬さ試験、及びFEG-TEMを用いたミクロ組織観察を行った。その結果、温度履歴の相違は格子間原子クラスターの形成に影響し、特にBWR温度履歴模擬材のフランクループ径は昇温後に照射した場合に比べて大きいことが判った。また温度履歴の相違の影響は、0.2%耐力と硬さの上昇よりもひずみ硬化能と延性低下において明確に観察された。以上の結果から、原子炉起動時の温度履歴の相違は損傷量1 dpa以上のステンレス鋼においても認められ、特にフランクループとマクロな変形挙動の関係を考慮する必要性が示唆された。

論文

Correlation between locally deformed structure and oxide film properties in austenitic stainless steel irradiated with neutrons

知見 康弘; 橘内 裕寿*; 笠原 茂樹; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 475, p.71 - 80, 2016/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の高温水中での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)機構を理解するため、局所変形組織とその上に生成された酸化皮膜、及びそれらの相関について調べた。照射した316Lステンレス鋼から製作した引張試験片に室温または563Kで0.1%$$sim$$2%のひずみを与え、表面組織と結晶粒の局所方位差を評価した。ひずみ付与試験片を高温水中に浸漬し、局所変形領域上に生成された酸化皮膜のミクロ組織を観察した。表面ステップ組織は、中性子照射量及び付与ひずみ量に依存して変化した。粒界近傍での表面酸化皮膜は、中性子照射量及び粒界での局所的なひずみの増加に伴って厚くなる傾向が見られた。粒界や表面ステップに沿って優先的に酸化が進む様子は見られなかった。

論文

Preparation and characterization of single-phase SiC nanotubes and C-SiC coaxial nanotubes

田口 富嗣; 井川 直樹; 山本 博之; 社本 真一; 實川 資朗

Physica E, 28(4), p.431 - 438, 2005/09

 被引用回数:75 パーセンタイル:7.88(Nanoscience & Nanotechnology)

カーボンナノチューブをテンプレート材料として、Si粉末とともに真空中で熱処理を行う簡便な方法により、単相SiCナノチューブ及び同軸C-SiCナノチューブを合成した。さらに、それらの透過型電子顕微鏡による微細構造観察及びキャラクタリゼーションを行った。その結果、1450$$^{circ}$$Cにおける熱処理では、50-200nmの粒径を有するSiC粒が連なったナノワイヤーが合成された。1300$$^{circ}$$Cにおける熱処理においては、同軸C-SiCナノチューブのみが合成された。1200$$^{circ}$$C、100時間熱処理により、わずかではあるが、単相のSiCナノチューブの合成に成功した。単相SiCナノチューブの収率を増加させるため、1200$$^{circ}$$C、100時間熱処理材を、さらに600$$^{circ}$$C、1時間、大気中で熱処理を行った。この大気中熱処理により、同軸C-SiCナノチューブ内部のカーボン相が消失したため、半数以上のナノチューブが単相SiCナノチューブへと変換した。EDX測定結果から、単相SiCナノチューブのSiとCとの元素比は、ほぼ1であることがわかった。つまり単相SiCナノチューブは、化学量論比に近いSiC結晶粒から構成されていることが示された。

論文

Synergistic effects of implanted helium and hydrogen and the effect of irradiation temperature on the microstructure of SiC/SiC composites

田口 富嗣; 井川 直樹; 三輪 周平*; 若井 栄一; 實川 資朗; Snead, L. L.*; 長谷川 晃*

Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.508 - 514, 2004/12

 被引用回数:27 パーセンタイル:12.13(Materials Science, Multidisciplinary)

SiC/SiC複合材料は、優れた高温強度特性を有し、照射後誘導放射能が低いことから核融合炉の構造材料として期待されている。核融合炉環境下では、SiC内に核変換生成物としてHeやHが生成する。そこで、本研究では、1000及び1300$$^{circ}$$CにおけるSiC/SiC複合材料の微細組織変化に及ぼすHe及びHの同時照射効果を検討した。その結果、1000$$^{circ}$$C以上の照射によりマトリクス中にHeバブルが生成し、H注入量の増加とともにHeバブルの平均径は減少した。Heバブルの数密度は、H注入量の増加及び照射温度の上昇により増加した。1000$$^{circ}$$C照射においては、Heバブルは結晶粒界にのみ生成した。一方、1300$$^{circ}$$C照射においては、Heバブルは結晶粒界及び結晶粒内両方に生成した。結晶粒界に精製したHeバブルの平均径は、結晶粒内に生成したそれに比べ、とても大きかった。SiC繊維内に生成したHeバブルは、マトリクス内に生成したそれに比べ小さかった。

報告書

HIP法を用いたF82H鋼製核融合炉第一壁のモデル製作及びその冶金的・機械的特性に関する研究

古谷 一幸

JAERI-Research 2004-013, 165 Pages, 2004/09

JAERI-Research-2004-013.pdf:53.73MB

本研究の目的は、これまでのHIP接合に関する基礎研究成果をブランケットの構造体部分(第一壁)の製作に応用した場合の問題点を明らかにし、その対処法を提案することにある。主な成果は次の通り。(1)低放射化フェライト鋼F82Hによる第一壁の矩形冷却配管を、一般的な配管製造法(角ダイス引き抜き法及び角ロール成型法)により製造可能であることを実証した。(2)第一壁の部分実規模モックアップをHIP接合法により製作し、接合部の引張り特性が母材部と同等であることを明らかにするとともに、衝撃特性が大幅に劣化する問題を有していることを明らかにした。(3)靭性劣化の要因は、接合部における結晶粒の粗大化,脆性破壊、及びボイドの成長不足であることを明らかにするとともに、これらを生じさせる因子には、初期ギャップ,不適切な表面粗さ,初期ギャップに起因する元素の拡散不足、及び表面の汚れがあり、これら因子が靭性劣化に複合的に寄与していることを見いだした。(4)劣化した靭性を大幅に改善可能な再熱処理法を見いだすとともに、靭性劣化因子の排除により母材部と同等の靭性が得られることを実証した。(5)接合部の引張り特性はITERレベルの約2dpaまでは大きく劣化しないことを明らかにした。

論文

超塑性3Y-TZPセラミックスの微細構造への中性子照射の影響

柴田 大受; 本橋 嘉信*; 石原 正博; 馬場 信一; 伊藤 勉*; 沢 和弘

日本機械学会関東支部茨城講演会(2004)講演論文集(No.040-3), p.63 - 64, 2004/09

3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)試験片にJMTRで4.3$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$まで高速中性子($$>$$1MeV)照射を行い、その後の超塑性特性を1623K$$sim$$1723Kの温度範囲,初期ひずみ速度5.0$$times$$10$$^{-4}$$(s$$^{-1}$$)の条件で公称ひずみ約100%までの引張試験により取得した。また、試験片の微細構造をSEMにより観察し、以下の結論を得た。(1)中性子照射による超塑性変形応力の変化は、照射によって生じる格子欠陥,構成元素成分の変化,結晶粒界への偏析等の影響であると推測される。(2)この変化は、SEM観察で得られたキャビティの特徴だけでは説明が困難であり、上記の要因が複雑に関与していると考えられる。

論文

Fabrication of advanced SiC fiber/F-CVI SiC matrix composites with SiC/C multi-layer interphase

田口 富嗣; 野澤 貴史*; 井川 直樹; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*; 檜木 達也*; Snead, L. L.*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.572 - 576, 2004/08

 被引用回数:37 パーセンタイル:7.06(Materials Science, Multidisciplinary)

SiC/SiC複合材料は、高温高強度及び低放射化であることから、核融合炉材料の候補材料の一つである。複合材料の機械的特性向上のために、ナノメートルオーダーで制御したSiC/Cマルチレイヤーを界面層とする先進SiC繊維を用いた、SiC/SiC複合材料を熱傾斜化学蒸気浸透法(F-CVI)により作製した。走査型及び透過型電子顕微鏡観察により、先進SiC繊維の周りにSiC/Cマルチレイヤーが生成していることを確認した。曲げ試験及び引張試験の結果、SiC/Cマルチレイヤー界面層を有する複合材料の強度は、単層C界面層を有する複合材料の強度に比べ、約10%程向上することがわかった。機械強度試験後の破面観察の結果、繊維の周りに円筒状の段差が生じていることが確認され、繊維の引き抜けだけでなく、繊維束の引き抜けも生じていた。さらに、SiC/Cマルチレイヤー内で生じたき裂の偏向は、C層内で生じていることがわかった。これらの結果から、本研究で作製したSiC/Cマルチレイヤーは、機械強度改善に十分に貢献することがわかった。

論文

Microstructural development and radiation hardening of neutron irradiated Mo-Re alloys

根本 義之; 長谷川 晃*; 佐藤 学*; 阿部 勝憲*; 平岡 裕*

Journal of Nuclear Materials, 324(1), p.62 - 70, 2004/01

 被引用回数:29 パーセンタイル:11.45(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究においては純Mo及びMo-Re合金(Re濃度2,4,5,10,13,41wt%)を、照射温度681K$$sim$$1072Kで約20dpaまで中性子重照射した試料を用いて研究を行った。微細組織観察において全てのMo-Re合金の照射試料で$$sigma$$相と$$chi$$相の析出物が観察された。また全ての照射試料でボイドが観察され、低温度で照射した試料では転位ループ及び転位が観察された。ビッカース硬さ試験では全ての照射試料において照射硬化が測定され、特にMo-41Reの874K以下で照射した試料において硬化量が大きくなった。これらの結果からMo-Re合金の中性子重照射による微細組織発達と照射硬化及び照射脆化との関連について議論を行い、照射下で使用するMo-Re合金への最適なRe添加量及び熱処理条件を提案した。

論文

2次元C/C複合材のクリープ特性と微細構造

柴田 大受; 馬場 信一; 山地 雅俊*; 角田 淳弥; 石原 正博

日本機械学会M&M2004材料力学カンファレンス講演論文集, p.407 - 408, 2004/00

高温ガス炉の炉内構造材として有望である2次元C/C複合材について、その健全性を評価する設計手法を確立するため、クリープの発現を含めた高温変形特性について調べ以下の結論を得た。(1)室温での引張り試験により、クリープ条件を調べるうえで基準とする室温引張り強さを160MPaと評価した。データの偏差は、炭素繊維の方向と試験片平行部の方向とのずれに関連することを示した。(2)800$$^{circ}$$Cでの高温変形試験において、室温引張強さの80%の応力では300時間では有意な変形挙動は見られなかった。また、95%の応力では、一般的なクリープ変形に似た時間に伴うひずみの増加挙動を示し、約10時間後に破断した。室温で同じ応力を加えた試験では変形を生じていないことから、高温での変形は温度による効果で発現したと考えられる。(3)高温変形破断後の試験片断面の状態から、繊維の引き抜きを伴う擬似クリープが生じたと考えられた。また、破壊の起点の一つとして、C/C材の製造時にマトリックス部に生じる残留気孔が関与していると推測される。C/C複合材を用いた炉内構造物の製作にあたっては、残留気孔の影響に注意すべきである。

論文

Replication of individual snow crystals for their subsequent chemical analysis using micro-PIXE

笠原 三紀夫*; Ma, C.-J.*; 奥村 智憲*; 小嶋 拓治; 箱田 照幸; 酒井 卓郎; 荒川 和夫

JAERI-Review 2003-033, TIARA Annual Report 2002, p.270 - 272, 2003/11

雪は、その結晶化における不均一核生成過程でエアロゾルとともに大気中の物質を捕捉し移動させる。しかし、いろいろな結晶構造を持つ集合体であるために、このような環境浄化機能を雨滴と直接比較することは困難である。このため、乳化剤を塗布したフィルム上で雪試料を固定化することにより、個々の粒子のレプリカ試料を調製した。そして、原研のマイクロPIXE分析及び京大のPIXE分析により、雪の物質捕捉機能と化学的性質を調べた。この結果、以下のことがわかった。(1)雪結晶粒の大きさ(外周円の直径)は0.12-2.5mmであること,(2)六角形から樹枝状に成長すること,(3)捕捉された元素は主として、Si, S, K, Ca, Fe, Sであること,(4)結晶粒の大きさと捕捉元素質量とには相関関係があること。これらから、雪の単結晶内外の元素の化学的内部構造と混合状態を推定することができた。

論文

Tensile and impact properties of F82H steel applied to HIP-bond fusion blanket structures

古谷 一幸; 若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 岩渕 明*; 中村 和幸; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.385 - 389, 2003/09

 被引用回数:17 パーセンタイル:22.51

原研では、発電実証プラントに水冷却型固体増殖ブランケットの装荷を予定しており、その構造材には低放射化材F82H鋼を提案している。前研究にて、ブランケット構造体モックアップをHIP接合法により製作し、その製作性に問題がないことを明らかにしたが、HIP接合部周辺に結晶粒の粗大化が見られた。これは接合強度を劣化させる懸念があるため、モックアップ健全性評価の一環として粗大化を伴うHIP接合部の引張り試験、及び硬さ測定を行った。引張り試験は室温から773Kまでの温度範囲で行った。HIP接合部の強度は、IEA標準材と比較して約50MPa増加し、延性は約4%低下した。粗大化領域及び非粗大化領域間での硬さは同等であったが、両領域の硬さは、標準材と比較して約5%増加した。このことから、引張り特性の変化は全体的な硬化によるものと思われる。一方で、結晶粒粗大化を伴わない母材部の引張り及び衝撃試験を行った結果、母材部の引張り特性は接合部と同様の傾向であったが、延性脆性遷移温度(DBTT)は標準材に比べ高温側に約40K移動していた。これはモックアップ製作行程中の熱処理が原因と思われる。これらの結果より、粗大化をともなうHIP接合部のDBTTの高温側への移動が推測される。

論文

Application of microstructure based brittle fracture model to biaxial strength of graphite materials

塙 悟史; 石原 正博; 柴田 大受

Transactions of 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-17) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/08

工学的観点からより現実的な破壊モデルを黒鉛構造物の設計法に応用することが重要と考えられる。そこで、微細構造を考慮できる脆性破壊モデルの多軸破壊への応用性を検討した。脆性破壊モデルは、結晶粒の大きさのみならず気孔の大きさも扱うことができ、黒鉛結晶の異方性を考慮して確率論的に強度予測するものである。本研究では、脆性破壊モデルを多軸強度予測モデルに拡張し、準等方性黒鉛の強度予測を試みるとともに、内圧と軸荷重負荷による2軸強度データと比較検討した。検討の結果、2軸強度の実測データに対して本モデルによる予測結果は、平均強度のみならず強度分布についても良い予測結果が得られることが明らかとなり、本脆性破壊モデルのより現実的な設計手法としての応用性を示した。

論文

Irradiation behavior of rock-like oxide fuels

山下 利之; 蔵本 賢一; 白数 訓子; 中野 佳洋; 秋江 拓志; 長島 久雄; 木村 康彦; 大道 敏彦*

Journal of Nuclear Materials, 320(1-2), p.126 - 132, 2003/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.63

岩石型燃料の照射安定性を調べるために、2回の照射試験を実施した。最初の試験ではディスク型燃料を、2回目はペレット型燃料を用いた。スエリング,ガス放出率及び相変化を、パンクチャー試験,被覆管外径測定並びに金相試験により調べた。イットリア安定化ジルコニア(YSZ)単相型燃料は、低いガス放出率(3%以下)、無視しうるスエリング及び組織変化など、優れた照射挙動を示した。粒子分散型燃料は、粉末混合型燃料と比べ、スエリングは小さいが高いガス放出率を示した。本照射試験において、スピネルの分解と引き続く組織変化が初めて観察され、これは1700K以上で発生すると考えられる。スピネルマトリクス燃料のガス放出率は、燃料最高温度を1700K以下にすることで、コランダム型燃料と同等までに低減できると考えられる。スピネルマトリクスの照射損傷領域は、YSZ球表面に限定されていることがわかった。

論文

Morphology change of rock-like oxide fuels in reactivity-initiated-accident simulation tests

中村 武彦; 笹島 栄夫; 山下 利之; 上塚 寛

Journal of Nuclear Materials, 319, p.95 - 101, 2003/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.8

3種類の未照射の岩石(ROX)燃料の反応度事故(RIA)時挙動を調べるための試験を実施した。すなわちイットリア安定型ジルコニア(YSZ)単相型,YSZ/スピネル混合型及びスピネル中YSZ粒子分散型ROX燃料をNSRRでパルス照射し、RIA時の燃料破損モード,破損しきい値及びこの影響を調べた。燃料破損は、多量の燃料溶融を伴った破裂破損であった。破損モードの違いにもかかわらず、ROX燃料のしきい値は約10GJm$$^{-3}$$とUO$$_{2}$$燃料と同程度であった。しかし、ROX燃料の場合溶融燃料の分散が低いエンタルピで発生するため、破損の影響はUO$$_{2}$$燃料と大きく異なるものであった。過渡加熱条件での燃料構造の変化と材料間の反応について、光学及び電子顕微鏡を用いた観察と分析を行った。

論文

Development of an extensive database of mechanical and physical properties for reduced-activation martensitic steel F82H

實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12

 被引用回数:135 パーセンタイル:0.64

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。

論文

Development of analytical method and study about microstructure of oxide films on stainless steel

根本 義之; 三輪 幸夫; 菊地 正彦; 加治 芳行; 塚田 隆; 辻 宏和

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(9), p.996 - 1001, 2002/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.93(Nuclear Science & Technology)

本研究ではステンレス鋼表面酸化層の表面形状を原子間力顕微鏡(AFM)及び走査型電子顕微鏡(FE-SEM)を用いて評価した。また酸化層の断面をFE-SEMで観察した。酸化層の微細構造観察のために集束イオンビーム装置(FIB)を用いて薄膜試料を作製し、透過型電子顕微鏡(FE-TEM)により観察を行い、エネルギー分散型X線分光装置(EDS)で化学組成の分析を行った。これらの実験によりステンレス鋼表面酸化皮膜の微細構造及び化学組成がナノスケールで評価された。さらにその結果から、酸化皮膜生成に及ぼす合金へのシリコン(Si)添加の影響及び、高温高圧水中の溶存酸素濃度の影響について評価した。

報告書

ステンレス鋼における表面酸化皮膜の微細構造観察に関する検討

根本 義之; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 辻 宏和

JAERI-Tech 2001-079, 25 Pages, 2001/12

JAERI-Tech-2001-079.pdf:6.76MB

現在、軽水炉の高経年化との関連において重要な検討課題とされているオーステナイト・ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)の基礎的な研究のため、表面酸化皮膜の解析技術の検討及び解析を行った。酸化皮膜の微細構造観察用の薄膜試料の作製を集束イオンビーム加工法(FIB: Focused Ion Beam)によって行い、加工の際の表面酸化皮膜の保護方法などについて検討した。断面観察用試料作製時の酸化皮膜の保護方法として、Ni(ニッケル)メッキとCu(銅)メッキの比較を行った。その結果、表面酸化皮膜が合金から剥離せず、破壊されない状態で観察可能な薄膜試料にまで仕上げる方法を得た。またその方法によって試料を作製し、SUS304及びSUS304Si(シリコン)添加材の表面に288$$^{circ}C$$,飽和溶存酸素濃度の高温高圧水中で生成させた酸化皮膜の断面の微細構造観察及び化学組成分析を行った。酸化皮膜は厚いところで約1$$mu$$mの厚さで、酸化スケールは直径約100nm程度の微細なFe(鉄)酸化物の析出物で構成されていた。また合金素地との境界には厚さ10nm程度のCr(クロム)酸化物の不動態皮膜が生成していた。

論文

Applicability of advanced design method of graphite components by microstructure-based brittle fracture model

石原 正博; 高橋 常夫*; 塙 悟史

Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2001/08

Burchellにより提案された黒鉛材料の微細組織構造を考慮した確率論的な破壊モデルは、微細組織として粒子サイズ、気孔サイズ及びその分布が考慮でき、平均引張強度のみならず引張強度分布も精度よく予測できることから注目されている。そこで、この微細構造を考慮した脆性破壊モデルの応力勾配下への適用性について検討するとともに、セラミックス材料で広く用いられているワイブル理論との比較検討を行った。その結果、微細構造に基づく破壊モデルは、曲げ強度のみならず曲げ応力と引張応力の混在した応力状態でも強度の予測が可能であること、また、ワイブル理論とほぼ同じ強度予測をするものであることが明らかとなった。

47 件中 1件目~20件目を表示