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論文

Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川博康; 酒瀬川英雄*; Klueh, R. L.*

Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03

https://doi.org/10.2320/matertrans.46.469

被引用回数：16 パーセンタイル：28.05(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300 $^{circ}$ Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300 $^{circ}$ C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてM $_{23}$ C $_{6}$ )が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。

論文

Investigation of oxides formed in the corrosion of SUS-304 in high temperature water through the measurement of evolded hydrogen and radiochemical analyses

立川圓造; 星三千男; 佐川千明; 米澤仲四郎; 中島幹雄

Nuclear Technology, 65, p.138 - 145, 1984/00

https://doi.org/10.13182/NT84-A33381

被引用回数：3 パーセンタイル：60.99(Nuclear Science & Technology)

280 $^{circ}$ C脱気した水中でのSUS-304の腐食挙動を腐食に伴い発生する水素量と金属酸化物の分析から調べた。腐食反応は3Fe+4H $_{2}$ OFe $_{3}$ O $_{4}$ +4H $_{2}$ 、2Cr+3H $_{2}$ OCr $_{2}$ O $_{3}$ 、Co,Ni+H $_{2}$ OCoO,NiO+H $_{2}$ の金属と水との反応で進み、実験条件下での全腐食量は 93+0.066t(時間)g/cm $^{2}$ で表される。腐食の際に水中の放出されるSUS構成元素の放出度はFe,MnCo,NiCrである。一方、原子炉であらかじめ照射した試料の腐食量および水中への放出量は非照射のものより約1.5倍多い結果を示した。

論文

Calculation of the activation rate of a cylindrical sample irradiated by a cylindrical fast neutron source

五藤博; 八木秀之; 小林捷平*; 木村逸郎*

Nuclear Instruments and Methods, 116(2), p.361 - 364, 1974/02

抄録なし

論文

Recovery of electrical resistivity in neutron irradiated uranium monocarbides

松井尚之*; 桐原朝夫*; 大道敏彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 9(10), p.618 - 619, 1972/10

https://doi.org/10.3327/jnst.9.618

中性子照射したUCの電気抵抗の回復をisochronal法およびpalse aunealing法で調べた。室温から800 $^{circ}$ Cの温度範囲で約150,400,650 $^{circ}$ Cでの三つの回復ステージを見出し、その活性化エネルギーをそれぞれ0.4,1.0,1.9(0.1)eVx同定した。