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涌井 隆; 斎藤 滋; 二川 正敏
実験力学, 24(4), p.212 - 218, 2024/12
J-PARCの核破砕中性子源水銀ターゲット容器の寿命を決定する主要な要因の一つは照射損傷である。使用済み容器の材料劣化を把握するため、使用済み容器の構造材料に対する押込み試験と数値実験による逆解析を用いた評価を行う予定である。照射量の異なる2種類のイオン照射材料に対して、この評価手法を適用した。照射量の増加に伴い、引張強度が増加し、全伸びが減少することが確認された。これらの傾向は、ばらつきを考慮した微小試験片の引張試験によって報告されている材料劣化挙動と同等である。さらに、容器は繰り返し熱負荷を受け、定格最大ビーム出力では容器の温度が140
Cを超えると推定されるため、温度上昇に伴う全伸びと照射材料の疲労強度の低下について検討した。
若井 栄一; 高屋 茂; 松井 義典; 永江 勇二; 加藤 章一; 鈴土 知明; 山口 正剛; 青砥 紀身; 野上 修平*; 長谷川 晃*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 543, p.152503_1 - 152503_16, 2021/01
被引用回数：39 パーセンタイル：95.00(Materials Science, Multidisciplinary)High radiation damage resistance, high strength, high-strength fatigue property, high corrosion/erosion resistance, and low-activation requirement are very important for the design of structural materials and the related components in nuclear environment and high-energy accelerator driven target systems. To upgrade the system designs such as fusion reactors, fission reactors and accelerator driven target systems, we have to understand fully the changes of mechanical properties and the other properties of the materials and to make clear the mechanism. Our recent studies and some related studies for radiation damage characters are showing as below: (1) High 10 appm-He/dpa of 10 dpa irradiation condition enhanced irradiation hardening of ferritic steel and austenitic stainless steels even at high temperature of 550C under dual beam ion irradiation. (2) Simultaneous triple ion beams (Fe, He, H ions) at 50 dpa were enhanced irradiation swelling of F82H and Fe-Cr model alloys. (3) He can shift and enhance the DBTT of the irradiated F82H steel. (4) He strongly influenced on creep life time of the irradiated austenitic stainless steel, and DPA enhanced the reduction of creep life time. (5) Higher He and H production environments, especially high-energy accelerator target system, can enhance irradiation hardening and reduce the elongation. (6) Under RaDIATE collaboration study, improved high strength Ti alloys have relatively high radiation damage resistance.
中村 博雄; Riccardi, B.*; Loginov, N.*; 荒 邦章*; Burgazzi, L.*; Cevolani, S.*; Dell'Ocro, G.*; Fazio, C.*; Giusti, D.*; 堀池 寛*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.202 - 207, 2004/08
被引用回数：14 パーセンタイル：64.07(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、重陽子-リチウム(Li)反応による加速器型中性子源であり、国際協力で3年間の要素技術確証フェーズ(KEP)を2002年末まで実施した。本報告では、液体LiターゲットのKEP活動の結果、それを反映した設計と今後の展望について述べる。液体Li流動特性評価のための水模擬実験及び液体Li流動実験,液体リチウム純化系開発のためのトリチウムと窒素不純物制御用材料特性評価,放射化したターゲットアセンブリの交換のための遠隔交換アームの概念設計と基礎実験,安全性評価,計測系の概念検討等を実施した。KEP活動に続いて、Liターゲットの長時間安定運転を実証するため、移行期間を経てLi試験ループを中心とした工学実証・工学設計フェーズを開始する予定である。
物質科学研究部
JAERI-Review 2002-029, 152 Pages, 2002/11
JAERI-Review-2002-029.pdf:6.56MB
本年次報告書は、東海研究所の原研タンデム加速器で2001年4月1日から2002年3月31日までの間に行われた研究活動をとりまとめたものである。(1)加速器の運転と開発研究,(2)核構造,(3)核反応,(4)核化学,(5)核理論,(6)原子分子物理,固体物理,(7)材料の照射効果の7部門にまたがる48編の研究報告,公表された文献,関与した職員及び大学等との協力研究のリストを収録している。
松井 義典; 井手 広史; 板橋 行夫; 菊地 泰二; 石川 和義; 阿部 新一; 井上 修一; 清水 道雄; 岩松 重美; 渡辺 直樹*; et al.
KAERI/GP-195/2002, p.33 - 40, 2002/00
最近の軽水炉圧力容器材の照射損傷研究では中性子照射効果の焼鈍による回復効果の研究が行われており、JMTRを用いた照射試験と照射済試料の焼鈍さらに焼鈍後の照射効果の研究が計画された。このため、材料試験炉部では照射後に試料の焼鈍と交換を行い、その後、さらに再照射が可能なキャプセルを開発した。本再照射キャプセルの開発には、交換可能な内部キャプセルから延びた熱電対のシース線の接続を着脱可能にするための気密コネクタと、試料交換のためのキャプセル底部プラグに使用するメカニカルシールの技術開発が必要であった。開発・製作した再照射キャプセルによる照射試験は、照射されたキャプセルのカナルでの取扱いやホットセル内での遠隔操作による試料交換を計画通り実施でき、再照射の際の試料温度も目標範囲を満足するなど、開発目標を達成することができた。
物質科学研究部
JAERI-Review 2001-030, 147 Pages, 2001/11
JAERI-Review-2001-030.pdf:6.99MB
本年次報告は、東海研究所の原研タンデム加速器で2000年4月1日から2001年3月31日までの間に行われた研究活動をとりまとめたものである。(1)加速器の運転と開発研究,(2)核構造,(3)核反応,(4)核化学,(5)核理論,(6)原子核物理・固体物理,(7)材料の照射効果の7部門にまたがる46編の研究報告,公表された文献,関与した職員及び大学等の協力研究のリストを収録している。
物質科学研究部
JAERI-Review 2000-018, 151 Pages, 2000/11
JAERI-Review-2000-018.pdf:7.5MB
本年次報告書は、東海研究所の原研タンデム加速器で1999年4月1日から2000年3月31日までの間に行われた研究活動をとりまとめたものである。(1)加速器の運転と開発研究,(2)核構造,(3)核反応,(4)核理論,(5)原子分子物理・固体物理及び材料の放射線効果の5部門にまたがる49編の研究報告、公表された文献、関与した職員及び大学等との協力研究のリストを収録している。
菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 70(7), p.719 - 725, 1994/07
混合スペクトル炉HFIRとORRを用いた核融合炉構造材料の日米共同照射実験についてこれまでの経緯と今後の計画等について解説した。上記共同実験は、実験炉の候補材料であるオーステナイト鋼の照射挙動を明らかにし、設計に必要なデータを取得することを目的に1984年に原研-米国エネルギー省間で結ばれた研究協力の一環として実施されている。そこでは核融合炉材料の実験手段として最も有力な中性子エネルギー調整照射実験設備を利用し、これまで多くの有用な実験データを取得し、かつ新しい現象等を見出してきた。今後は実験炉より一段と要求性能が厳しい原型炉以降を対象とする候補材料の探索を目的として、低放射化フェライト鋼や低放射化高性能セラミックス材料などの照射挙動の評価を重点的に行う。
