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論文

Improvement in the elution performance of an N,N,N',N-tetraoctyl diglycolamide impregnated extraction chromatography adsorbent using neodymium via micro-particle-induced X-ray emission analysis

高畠 容子; 渡部 創; 新井 剛*; 佐藤 隆博*; 柴田 淳広

Applied Radiation and Isotopes, 196, p.110783_1 - 110783_5, 2023/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

An adsorbent used for the recovery of trivalent minor actinides (MA(III); Am and Cm) from high level liquid waste generated from reprocessing of spent nuclear fuel was subjected to micro-PIXE analysis to improve its elution performance. The experimental adsorbent comprised SiO$$_{2}$$ particles, a polymer coating, and an TODGA. The particles to be analyzed were subjected to Nd adsorption and an elution operation, but Nd in the adsorbent was found to be uniformly distributed. This might have been caused by individual differences in the amount of impregnated TODGA. The remaining Nd species were not localized to a specific part of the adsorbent after the adsorption operation. Some Nd elements were retained in the adsorbent after elution, probably because of the poor diffusion of the mobile phase inside the adsorbent. An adsorbent having a different microstructure from the first was then evaluated, and rapid elution was observed on new adsorbent along micro-PIXE analysis

報告書

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 海上・港湾・航空技術研究所*

JAEA-Review 2022-070, 70 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-070.pdf:5.27MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、日英共同研究体制の下、耐放射線性を持ちつつ中性子検出効率を向上させた中性子検出器と、強力な切削能と収集能を持ったエンドエフェクタ並びにマニピュレータを融合させた燃料デブリサンプリング装置を開発し、それらを無人航走体へ搭載させた燃料デブリサンプリングシステムを構築することを目指すものである。さらに、システム位置を同定する測位システムと、光学カメラ、ソナー、今回開発する中性子検出器の計数情報を仮想現実システムへ投影させる技術を開発し、遠隔操作技術の向上に貢献する技術開発を行う。

論文

Liquid phase sintering of alumina-silica co-doped cerium dioxide CeO$$_{2}$$ ceramics

Vauchy, R.; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 横山 佳祐; 砂押 剛雄*; 山田 忠久*; 中道 晋哉; 村上 龍敏

Ceramics International, 49(2), p.3058 - 3065, 2023/01

 被引用回数:8 パーセンタイル:75.29(Materials Science, Ceramics)

Pure and low $$alpha$$-Al$$_{2}$$O$$_{3}$$-SiO$$_{2}$$ co-doped ceria specimens were prepared by conventional ceramic processing using powder metallurgy. The effect of co-doping on the microstructural and structural properties of cerium dioxide was investigated by means of optical microscopy, scanning electron microscopy, X-ray diffraction and Raman spectroscopy. The co-addition of alumina and silica promoted liquid phase sintering (LPS) and significantly contributed to grain growth, even in the small concentrations of the present study (1 wt% and 2 wt%). A glassy-look phase precipitated at the grain boundaries, characteristic of liquid phase sintering. The addition of dopants to the formulation greatly enhanced the grain growth process without disturbing the CeO$$_{2}$$ structure.

論文

Modelling of the LTDE-SD radionuclide diffusion experiment in crystalline rock at the $"A$sp$"o$ Hard Rock Laboratory (Sweden)

Soler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Kek$"a$l$"a$inen, P.*; Hokr, M.*; $v{R}$$'i$ha, J.*; Vete$v{s}$n$'i$k, A.*; Reimitz, D.*; et al.

Geologica Acta, 20(7), 32 Pages, 2022/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:66.93(Geology)

亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関するSKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。

報告書

無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 海上・港湾・航空技術研究所*

JAEA-Review 2021-049, 67 Pages, 2022/01

JAEA-Review-2021-049.pdf:7.54MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「無人航走体を用いた燃料デブリサンプルリターン技術の研究開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、日英共同研究体制の下、耐放射線性を持ちつつ中性子検出効率を向上させた中性子検出器と、強力な切削能と収集能を持ったエンドエフェクタ並びにマニピュレータを融合させた燃料デブリサンプリング装置を開発し、それらを無人航走体へ搭載させた燃料デブリサンプリングシステムを構築することを目指すものである。さらに、システム位置を同定する測位システムと、光学カメラ、ソナー、今回開発する中性子検出器の計数情報を仮想現実システムへ投影させる技術を開発し、遠隔操作技術の向上に貢献する技術開発を行う。

論文

Study on mechanism and threshold conditions for fuel fragmentation during loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 宇田川 豊

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

To clarify the mechanism and temperature threshold for fuel fragmentation during loss-of-coolant accidents (LOCAs), out-of-pile heating tests on bare fuel pellet pieces taken from a high-burnup PWR UO$$_{2}$$ fuel rod (segment average burnup: 81 GWd/tU) were performed. The fuel pellet pieces taken from various regions in the radial direction of the fuel pellet were inductively heated with no cladding restraint in vacuum up to 1473 K at a rate of 5 K/s. During the heating tests, the fission gases released from the fuel pellet pieces were continuously analyzed in-situ using a quadrupole mass spectrometer. Following the heating tests, microstructural observation of the fuel pellet fragments was carried out. Based on the relationship between the extent of fuel fragmentation and the terminal temperature, and the time history of fission gas release, temperature thresholds for minor fuel fragmentation and slightly more fuel fragmentation were estimated to be 973 - 1073 K and 1173 - 1273 K, respectively. The extent of fuel fragmentation and the amount of fission gas release became more pronounced with increasing temperature. Further, the microstructural observations after the heating tests revealed that most of the fuel fragments smaller than approximately 500 - 750 $$mu$$m have microstructures consisting of many micropores and subgrains, which are characteristic of the dark zone or high-burnup structure. On the basis of these results, the mechanism of fuel fragmentation during LOCAs was discussed.

論文

Evaluation report of Task 9B based on comparisons and analyses of modelling results for the $"A$sp$"o$ HRL LTDE-SD experiments

Soler, J. M.*; Meng, S.*; Moreno, L.*; Neretnieks, I.*; Liu, L.*; Kek$"a$l$"a$inen, P.*; Hokr, M.*; $v{R}$$'i$ha, J.*; Vete$v{s}$n$'i$k, A.*; Reimitz, D.*; et al.

SKB TR-20-17, 71 Pages, 2021/07

亀裂性岩石中の地下水流動と物質移行のモデル化に関するSKBタスクフォースにおけるTask 9Bは、スウェーデンのエスポ岩盤研究所で実施された原位置長期収着・拡散試験(LTDE-SD)の試験結果のモデル化に焦点をあてたものである。10のモデリングチームによって、異なるモデル概念やコードを用いたモデル化が実施された。モデル化のアプローチは、(1)拡散方程式の解析解、(2)連続多孔質媒体中の数値計算モデル、(3)微細な不均質性(鉱物粒界,微細亀裂の分布等)を考慮した微細構造モデルの大きく3種に分類できる。異なるチームによるモデル化結果から、岩石や亀裂の表面の擾乱影響を含む岩石特性の不均質な分布、微細な亀裂の効果など、様々な異なるモデル概念の比較・評価がなされた。

論文

Microstructural stability of ODS steel after very long-term creep test

岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

Journal of Nuclear Materials, 547, p.152833_1 - 152833_7, 2021/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:75.12(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では、ODS鋼被覆管の強度決定因子であるナノサイズ酸化物粒子及び母相組織の高温・応力負荷下での安定性を評価するため、700$$^{circ}$$Cで45,000時間を超える内圧クリープ試験に供して破断したODS鋼被覆管の微細組織観察を行った。観察したODS鋼は、焼き戻しマルテンサイトを母相とする9Cr-ODS鋼及び再結晶フェライトを母相とする12Cr-ODS鋼の製造まま材及びクリープ破断材である。破断後の内圧クリープ試験片から切り出した板片を電解研磨にて薄膜化し、透過電子顕微鏡JEOL 2010Fにて観察した。観察の結果、ナノ粒子のサイズ及び数密度は700$$^{circ}$$Cにて45,000時間を超えるクリープ試験後においてもほぼ変化なく、高温長時間試験中に安定に存在していたことを確認した。また、9Cr-ODS鋼の強度決定因子の一つである焼き戻しマルテンサイト組織についても、製造まま材とクリープ破断材の間に大きな違いはなく、母相組織は安定であることがわかった。

論文

デンドリマーを用いた圧縮ベントナイト中のコロイドの拡散・ろ過挙動の評価手法の構築

遠藤 貴志*; 舘 幸男; 石寺 孝充; 寺島 元基

日本原子力学会和文論文誌, 20(1), p.9 - 22, 2021/03

デンドリマーを用いた圧縮ベントナイト中のコロイドの拡散・ろ過挙動の評価手法を構築した。サイズが5.7$$sim$$7.2nmのPAMAMデンドリマーコロイドの拡散・ろ過挙動を、塩濃度0.005$$sim$$0.5mol/L NaCl溶液で飽和させた乾燥密度0.8Mg/m$$^{3}$$のベントナイトを対象に、透過拡散試験によって調査した。得られた破過データと内部プロファイルから、デンドリマーコロイドの実効拡散係数とろ過率を導出した。取得された実効拡散係数は、塩濃度とともに増加する傾向を、ろ過率は逆に塩濃度とともに減少する傾向を確認した。これらの傾向は、先行研究で得られたイオンやコロイドの拡散データと整合するほか、塩濃度の変化に伴う間隙構造や静電的相互作用等から推定される傾向と一致するものであり、ここで構築したコロイドの拡散・ろ過挙動の有効性が確認された。

論文

Pore distribution of compacted Ca-montmorillonite using NMR relaxometry and cryoporometry; Comparison with Na-montmorillonite

大窪 貴洋*; 山崎 秋雄*; 深津 勇太; 舘 幸男

Microporous and Mesoporous Materials, 313, p.110841_1 - 110841_11, 2021/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.45(Chemistry, Applied)

Ca型モンモリロナイト中の間隙分布が、乾燥密度(0.8-1.6g/cm$$^{3}$$),間隙水塩濃度(脱イオン水、0.1及び1M CaCl$$_{2}$$),温度(233-303K)の条件下で、$$^{1}$$H NMR測定によって調査された。圧縮Ca型モンモリロナイト中の2層及び3層水和を含む層間間隙と層間外間隙の体積割合が、緩和時間$$T1$$及び$$T1/T2$$分布の分析に基づくNMR緩和時間測定法によって定量評価され、さらに、NMR凍結間隙測定法及びX線回折法による結果と比較された。これらの分析によって、Na型モンモリロナイトと比較可能な、Ca型モンモリロナイト中の間隙分布の状態を把握することができた。圧縮Ca型及びNa型モンモリロナイト中の間隙分布に影響を及ぼす主要な因子は圧縮密度であり、間隙水塩濃度の影響は相対的に小さい結果となった。CaとNaの層間陽イオンの影響は高密度条件では小さいが、低密度ではその影響は顕著であった。

論文

Microstructure and texture evolution and ring-tensile properties of recrystallized FeCrAl ODS cladding tubes

Aghamiri, S. M. S.*; 曽和 貴志*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Materials Science & Engineering A, 771, p.138636_1 - 138636_12, 2020/01

 被引用回数:33 パーセンタイル:90.76(Nanoscience & Nanotechnology)

酸化物分散強化型FeCrAlフェライト鋼は、高温までの優れた機械特性とアルミナ皮膜形成による水蒸気酸化特性の著しい改善により、軽水炉用事故耐性燃料被覆管候補材料として開発されてきている。本研究では、被覆管成型プロセスにおいて、1100$$^{circ}$$Cと1150$$^{circ}$$Cの異なる引き抜き温度で成型した時のFeCrAl-ODS被覆管の微細組織特性及び引張特性を調査した。温間引き抜き成型した試料では、$$<$$110$$>$$方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの$$alpha$$繊維であったのに対し、冷間ピルガ-圧延で成型した微細組織では、結晶の回転を経由し、$$<$$110$$>$$方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの$$alpha$$繊維と{111}面に沿った集合組織を有するサブミクロンサイズの$$gamma$$繊維が確認された。次に、最終アニーリングを行うことで、これらの組織は約810-850$$^{circ}$$Cで再結晶化した大粒径の再結晶組織に変化した。再結晶被覆管材において、これら2つの異なる集合体組織発達が生じた。すなわち、引き抜き温度を1100$$^{circ}$$Cにして成型した時に形成した(110) $$<$$211$$>$$集合組織を有する大きな伸張粒と、より高い温度の1150$$^{circ}$$Cで引き抜き成型した時に見られた(110) $$<$$211$$>$$集合組織と{111} $$<$$112$$>$$集合組織である。1100$$^{circ}$$Cで引き抜き加工を施した被覆管において生じた異なる集合組織の発達と再結晶の遅延は、酸化物粒子の高密度分散に起因していると考えられる。

論文

Neutron diffraction study on full-shape Japanese sword

Harjo, S.; 川崎 卓郎; Grazzi, F.*; 篠原 武尚; 田中 眞奈子*

Materialia, 7, p.100377_1 - 100377_9, 2019/09

A mapping measurement using pulsed neutron diffraction with time-of-flight method is performed on a full-shape Japanese sword made in Keicho era (1596-1615) to elucidate the manufacturing process. The obtained diffraction patterns are analyzed by the Rietveld refinement and a line profile analysis. The constituent phases in the area closer to the back of the blade (ridge) are found to be ferrite and cementite, composing pearlite, while the area close to the edge is composed by martensite and austenite. The distributions of constituent phases are well explained with the distributions of dislocation density and crystallite size. The carbon contents and the residual macroscopic stresses are estimated from the obtained phase fractions and lattice parameters.

論文

Inner structure and inclusions in radiocesium-bearing microparticles emitted in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

奥村 大河*; 山口 紀子*; 土肥 輝美; 飯島 和毅; 小暮 敏博*

Microscopy, 68(3), p.234 - 242, 2019/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:71.03(Microscopy)

2011年に起きた福島第一原子力発電所事故により環境中に放射性Cs含有微粒子(CsMP)が放出された。CsMPは事故時に原子炉内で形成されたため、その内部構造や組成は粒子形成時の炉内環境を反映していると考えられる。そこで本研究では、電子顕微鏡(TEM)を用いてCsMPの内部構造を調べた。その結果、いくつかのCsMPではZnやFe, Csが粒子内に不均一に分布していた。またCsMP内部に含有されたサブミクロンの結晶には2価鉄が含まれていたことから、CsMPがある程度還元的な雰囲気で形成されたことが示唆された。さらにCsMPにホウ素は含まれていないことがわかった。

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

 被引用回数:9 パーセンタイル:46.29(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 the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1039 - 1054, 2018/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.41(Materials Science, Multidisciplinary)

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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(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:9 パーセンタイル:64.05(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:83 パーセンタイル:91.10(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:37 パーセンタイル:89.58(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。

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