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論文

In situ neutron diffraction study of strain evolution and load partitioning during elevated temperature tensile test in HIP-Treated electron beam powder bed fusion manufactured Ti-6Al-4V

Pandian, K.*; Neikter, M.*; Ekh, M.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Woracek, R.*; Hansson, T.*; Pederson, R.*

JOM, 77(4), p.1803 - 1815, 2025/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:82.35(Materials Science, Multidisciplinary)

To produce dense Ti-6Al-4V components, electron beam powder bed fusion is typically followed by post-heat treatment like hot isostatic pressing (HIP). Standard HIP at 920$$^{circ}$$C/100 MPa for 2 h coarsens the microstructure and reduces yield strength, while low-temp HIP at 800$$^{circ}$$C/200 MPa for 2 h limits coarsening and retains strength comparable to as-built material. A coarser microstructure negatively affects tensile properties. Tensile tests at various temperatures suggest that thermally activated slip systems may influence elongation, requiring further study. In situ neutron time-of-flight diffraction during tensile loading enables analysis of strain evolution and slip plane activity. A two-phase elastic-plastic self-consistent model was used to compare with experiments. Results show basal slip {0002} activated at 20$$^{circ}$$C, pyramidal slip {10-11} at 350$$^{circ}$$C, and $$beta$$ phase carrying higher stress than $$alpha$$ in the plastic regime.

論文

クリープ破断時間および高温引張強度予測モデルの連合学習

櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.

鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:52.09(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.

論文

Quantitative evaluation of irradiated ductility degradation using the indentation technique combined with numerical experiments

涌井 隆; 斎藤 滋; 二川 正敏

Materials, 17(23), p.5925_1 - 5925_14, 2024/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Physical)

照射された材料の延性特性は、その構造的完全性に関連する重要な指標の1つである。これらの特性は、通常、照射環境下で照射された材料に引張試験を実施することによって決定される。押込み試験は、延性特性を簡単かつ迅速に評価するために使用され、Swift型の材料構成方程式の定数は、カルマンフィルターを使用した逆解析によって同定された。胴体された定数を用いて数値引張実験を実施し、公称応力およびひずみ曲線を取得した。さらに、全伸びを評価するための2つの方法を提案した。2つの方法で評価された最小全伸びはともに10%となった。イオン照射された材料の評価結果は、照射された材料の引張試験結果と同様の結果が得られた。

論文

Effects of loading direction on the anisotropic tensile properties of duplex stainless steels based on phase strains obtained by in situ neutron diffraction experiments

松下 慧*; 土田 紀之*; 石丸 詠一郎*; 平川 直樹*; Gong, W.; Harjo, S.

Journal of Materials Engineering and Performance, 33(13), p.6352 - 6361, 2024/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:20.34(Materials Science, Multidisciplinary)

This study investigated the anisotropy of the tensile properties in a duplex stainless steel of 24Cr-5Ni-0.18N based on in situ neutron diffraction experiments. The 24Cr-5Ni-0.18N steel showed a better balance of tensile strength (TS) and uniform elongation (U.El) compared with 329J4L and 329J1 steels. The Lankford value ($$r$$-value) of the 24Cr-5Ni-0.18N steel was comparable to other duplex stainless steels while showing a larger TS. Regarding the anisotropy of the mechanical properties, the results for a test specimen oriented at 45$$^{circ}$$ showed a low yield strength (YS) and TS, but a better U.El and $$r$$-value. The neutron diffraction results are discussed to explain the mechanical properties.

論文

Formulation of material property formula for calculation of damage in reactor pressure vessel during accident evaluation

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 12 Pages, 2024/05

From the results of the internal investigation of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 2, it was confirmed that part of the fuel assembly (upper tie plate) had fallen to the bottom of the pedestal periphery. From this result, it could be presumed that RPV has a hole large enough for the upper tie plate to drop. However, internal investigations have not revealed where the holes are located at the bottom of the RPV. One of failure mode of the RPV lower head would be assumed to be mechanical failure. In this failure, it is assumed that the RPV lower head will be damaged due to the accumulation of creep damage caused by core material above the creep temperature of the RPV substructure materials falling into the lower plenum. Such damage evaluation is performed by thermohydraulic-structure coupled analysis. In the analysis during accident, the RPV lower head is exposed to high temperature conditions. Therefore, the material properties of the RPV material in the high temperature range are required for evaluation by analysis. In this study, we obtained the strength data of RPV material form the creep temperature range to near the melting point and formulated the material property formulas (elastoplastic stress-strain, creep strain, creep rupture) necessary for mechanical failure evaluation.

報告書

事故時の原子炉圧力容器及び炉内構造物の解析評価に用いる強度特性データ集

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB

発電用原子炉である軽水炉において、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と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム、炭化ホウ素、ステンレス鋼、ニッケル合金、低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率、比熱、密度)や材料特性(熱膨張係数、ヤング率、ポアソン比、引張、クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。

論文

Tensile overload-induced texture effects on the fatigue resistance of a CoCrFeMnNi high-entropy alloy

Lam, T.-N.*; Chin, H.-H.*; Zhang, X.*; Feng, R.*; Wang, H.*; Chiang, C.-Y.*; Lee, S. Y.*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; Liaw, P. K.*; et al.

Acta Materialia, 245, p.118585_1 - 118585_9, 2023/02

 被引用回数:36 パーセンタイル:92.00(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study investigates the crystallographic-texture effects on the improved fatigue resistance in the CoCrFeMnNi high-entropy alloys (HEAs) with the full-size geometry of the ASTM Standards E647-99. We exploited X-ray nano-diffraction mapping to characterize the crystal-deformation levels ahead of the crack tip after stress unloading under both constant- and tensile overloaded-fatigue conditions. The crack-tip blunting-induced much higher deformation level was concentrated surrounding the crack-tip which delays the fatigue-crack growth immediately after a tensile overload. The predominant deformation texture orientation in the Paris regime was investigated, using electron backscatter diffraction and orientation distribution function analyses. The twinning formation-driven shear deformation gave rise to the development of the Goss-type texture within the plastic deformation regime under a tensile-overloaded-fatigue condition, which was attributed to enhance the crack deflection and thus the tensile induced crack-growth-retardation period in the CoCrFeMnNi HEA.

論文

Development of cryogenic tensile testing apparatus for lattice strain measurement using synchrotron radiation for REBCO composite conductors

菅野 未知央*; 町屋 修太郎*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美*; 梶原 堅太郎*; 中本 達志*

Superconductor Science and Technology, 33(8), p.085003_1 - 085003_10, 2020/08

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.95(Physics, Applied)

REBa$$_{2}$$Cu$$_{3}$$O$$_{7}$$-delta (REBCO) composite tapes are candidate conductors for future accelerator magnets. Given that REBCO is a brittle oxide film, stress/strain management is important in the mechanical design of a magnet. Therefore, the strain state of a superconducting film should be predicted under various operating conditions. A quantum beam is a useful tool in evaluating the strain state of a superconducting material in a composite conductor. Although various cryogenic tensile testing machines, in combination with neutron beam and synchrotron radiation, have been developed, they are not necessarily optimized for measuring highly textured materials such as REBCO films. This study reports a novel cryogenic tensile testing apparatus that can be used at the beamline of a synchrotron radiation facility. In this system, a superconducting tape is cooled using a Gifford-McMahon (GM) cryocooler through 2.5 m long thermal links made of 5 N high-purity aluminum. This enables a compact cryogenic loading system that can be mounted on the goniometer of a beamline. Lattice strain measurements using synchrotron radiation were conducted at 40 K, 77 K, and 300 K for a commercially available (Y,Gd)BCO coated conductor at BL28B2 in SPring-8. The onset strain of film fracture determined from the lattice strain measurement at 77 K agreed well with the irreversible strain of critical current at the same temperature. The residual and fracture strain of the (Y,Gd)BCO film at 77 K was evaluated as well.

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:49 パーセンタイル:88.87(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

Synergetic strengthening of layered steel sheet investigated using an ${it in situ}$ neutron diffraction tensile test

Kim, J. G.*; Bae, J. W.*; Park, J. M.*; Woo, W.*; Harjo, S.; Chin, K.-G.*; Lee, S.*; Kim, H. S.*

Scientific Reports (Internet), 9, p.6829_1 - 6829_7, 2019/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:49.56(Multidisciplinary Sciences)

Synergetic strengthening induced by plastic strain incompatibility at the interface, and the resulting extra geometrically necessary dislocations (GNDs) generated during plastic deformation, were investigated to understand the origin of extra strength in heterogeneous structured (Hs) materials. The mechanism of extra GND generation in twinning-induced plasticity (TWIP)-interstitial free (IF) steel layered sheet was quantitatively analyzed by conducting ${it in situ}$ neutron scattering tensile test. The extra GNDs can be correlated with the back-stress evolution of the HS materials, which contributes to the strength of layered materials. Because of the back-stress evolution caused by load partitioning, the strength of TWIP-IF layered steel is higher than the strength estimated by the rule-of-mixtures.

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:2 パーセンタイル:16.80(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

Basic concept on structural design criteria for zirconia ceramics applying to nuclear components

柴田 大受; 角田 淳弥; 馬場 信一; 山地 雅俊*; 石原 正博; 伊与久 達夫; 辻 延昌*

Key Engineering Materials, 297-300, p.728 - 733, 2005/11

熱・機械的特性に優れるセラミックス材料は、高温ガス炉の炉内構造物への適用が期待されている。結晶粒径を微細化した3モル%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体(3Y-TZP)セラミックスは、高温での超塑性現象を利用した圧延加工が可能であり有望な材料であるが、強度に関するデータは炉内構造物へ適用するために必要な設計基準を作るうえでは十分でない。本研究では、3Y-TZPセラミックスについて、室温で引張り,曲げ,圧縮試験を実施し、得られた強度データに基づき設計基準の概念検討を行った。その結果、平均の引張り強度は曲げ強度よりかなり小さく、応力条件下での正方晶から単斜晶への相変体機構を考慮することが重要であることを示した。また、得られた強度データをWeibull理論により確率論的に検討し、ジルコニア製構造物に対する設計基準の概念を提案した。

論文

中性子回折法による高張力鋼突合せ溶接材の残留応力評価

鈴木 裕士; Holden, T. M.*; 盛合 敦; 皆川 宣明*; 森井 幸生

材料, 54(7), p.685 - 691, 2005/07

本研究では、高張力鋼の一つであるNi-Cr鋼を用いて製作したX開先突合せ溶接試験片の残留応力分布を中性子回折法により測定し、残留応力発生メカニズムを検討した。始めに、無ひずみ状態における格子定数を測定するために、溶接試験片から幾つかの小片試料を切り出した。小片試料を用いて格子定数を測定した結果、溶接過程において生じたマルテンサイト変態などの相変態が影響して、溶接部近傍で格子定数の増加が認められた。次に、$$alpha$$Fe110, $$alpha$$Fe200, $$alpha$$Fe211の三種類の回折により溶接試験片の残留応力分布を測定した。塑性ひずみの影響が無いために、それぞれの回折により評価した残留応力分布はほとんど同様な傾向を示していた。また、溶接部近傍における残留応力はNi-Cr鋼の降伏強さの半分程度の引張残留応力であった。高張力鋼では軟鋼と比べて相変態による膨張量が大きいこと、また、引張残留応力がかなり低い温度となってから発生し始めるために、残留応力が降伏応力に至らなかったと考えられる。したがって、高張力鋼の中性子応力評価では、塑性ひずみの発生を考慮する必要の無いことを確認した。

論文

Effects of helium production and heat treatment on neutron irradiation hardening of F82H steels irradiated with neutrons

若井 栄一; 田口 富嗣; 山本 敏雄*; 富田 英樹*; 高田 文樹; 實川 資朗

Materials Transactions, 46(3), p.481 - 486, 2005/03

 被引用回数:14 パーセンタイル:65.26(Materials Science, Multidisciplinary)

F82H鋼の照射硬化に関するヘリウム生成量依存性を照射温度の関数として調べた。照射量は約2dpaである。本研究に用いた試料はアイソトープ調整したボロン、すなわち$$^{11}$$B, $$^{10}$$B及び$$^{11}$$Bと$$^{10}$$Bを50%ずつ混合させた3種類をそれぞれ60wtppm添加したものである。照射によって生成されたヘリウム量は約15から330appmであった。照射後、引張り試験を行った結果、いずれの照射温度においても照射硬化が生じたが、$$^{10}$$B添加による硬化の増加は300$$^{circ}$$C照射材のみでわずかに生じたが、150$$^{circ}$$C照射材では観察されなかった。$$^{10}$$B添加による硬化の促進効果は照射温度に依存して生じると考えられる。他方、焼もどし時間に対する照射硬化の変化は、150$$^{circ}$$Cで2dpa照射したF82H鋼の引張り特性から解析し、照射による硬化量は焼き戻し時間と温度の増加に伴って増加することがわかった。また、延性脆性遷移温度と降伏応力の照射による変化を解析した結果、照射後のF82H鋼の強度特性は照射前に行う焼き戻し時間や温度の調整によってその性能を向上させることができることがわかった。

論文

Tensile and fatigue strength of free-standing CVD diamond

Davies, A. R.*; Field, J. E.*; 高橋 幸司; 羽田 一彦

Diamond and Related Materials, 14(1), p.6 - 10, 2005/01

 被引用回数:24 パーセンタイル:65.73(Materials Science, Multidisciplinary)

化学気相成長(CVD)法で合成する人工ダイヤモンドは、近年、特に電子デバイス分野への応用が期待されている。核融合分野では高周波加熱装置の真空窓材として使用する。その真空窓は、真空容器と同じ境界をなすことから、安全性及び構造健全性を示す必要がある。そのためのデータを得るべく3点曲げによる強度試験及び疲労試験を行った。その結果、基盤側及び成長側の強度は、それぞれ690$$pm$$90MPa及び280$$pm$$30MPaであることが判明した。また、疲労強度は、破壊強度の89%で10$$^{7}$$回の繰り返し荷重を加えても破壊することは無く、健全性を示した。

論文

Development of test techniques for in-pile SCC initiation and growth tests and the current status of in-pile testing at JMTR

宇賀地 弘和; 加治 芳行; 中野 純一*; 松井 義典; 川又 一男; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*

Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.319 - 325, 2005/00

ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は軽水炉炉内機器の高経年化における重要な問題となっている。IASCCは中性子照射,応力及び高温高圧水環境が同時に作用して発生する現象であり、IASCCの機構解明のためにはその重畳効果を評価する必要があるが、炉内でのIASCC試験の実施が技術的に困難であるため、従来のIASCC研究は主として中性子照射を受けた材料を用いて炉外における照射後試験により実施されてきた。本研究では、原研大洗研の材料試験炉(JMTR)を用いて、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した水質,温度及び圧力を高度に制御できる高温高圧水供給装置及び荷重負荷機構を有する照射下試験用キャプセルを開発するとともに、同キャプセルに照射済試験片を再装荷する技術を開発して、日本国内で初となる照射下SCC試験(き裂発生試験及びき裂進展試験)を実施している。本会議では、照射下試験のための技術開発及び照射下試験の現況について報告する。

論文

Post irradiation plastic properties of F82H derived from the instrumented tensile tests

田口 富嗣; 實川 資朗; 佐藤 道隆*; 松川 真吾*; 若井 栄一; 芝 清之

Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.457 - 461, 2004/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:56.94(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉用構造材料の候補材料である、F82H鋼及び2%Ni添加F82H鋼の照射後引張試験を室温で行った。F82H及び2%Ni添加F82Hは、米国オークリッジ国立研究所のHFIR炉において、300$$^{circ}$$Cで最大20dpaまで照射された。引張試験中、継続して試料のネッキング部分の画像をビデオカメラで記録した。これら画像及び荷重変位曲線から、試料の真応力-真歪曲線を求め、中性子照射による試料の硬化挙動を評価した。その結果、欠陥導入型の硬化が照射によりおもに生じたが、300$$^{circ}$$Cで照射されたF82Hにおいては、同じflow stressレベルでは、歪硬化に対して強く影響を及ぼさないことを明らかにした。しかしながら、2%添加F82Hでは、照射が歪硬化に強く影響を及ぼすことがわかった。

論文

ジルコニア系セラミックスの超塑性変形に起因する力学的性質の変化

菊池 誠*; 本橋 嘉信*; 伊藤 勉*; 佐久間 隆昭*; 柴田 大受; 馬場 信一; 石原 正博; 沢 和弘; 北条 智博*; 辻 延昌*

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.57 - 58, 2004/09

将来の高温ガス炉への応用が期待されている超塑性3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)について、その超塑性変形特性を調べ、SEM観察により微細構造の変化による影響を検討した。その結果、高ひずみ速度での超塑性変形では、加工軟化が生じ、その原因として超塑性変形時に生成するフラットキャビティが実断面積を低下させるためであることを明らかにした。また、フラットキャビティは超塑性変形中に荷重を除くことで消滅させることができ、その場合2倍以上の伸びを達成できることがわかった。

論文

Characterizations of heavy ion irradiated PET membranes

高橋 周一*; 吉田 勝; 浅野 雅春; 埜富 光男*; 仲川 勤*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 217(3), p.435 - 441, 2004/05

 被引用回数:15 パーセンタイル:66.49(Instruments & Instrumentation)

重イオン照射したフィルムの物性変化を動的粘弾性測定(DMA),DSC,FT-IR,AFM,接触角測定,引っ張り試験などを用いて検討した。サンプルとしてはポリエチレンテレフタレート(PET)フィルムを用いた。イオン照射はXeイオン(450MeV)を3$$times$$10$$^{3}$$から3$$times$$10$$^{9}$$ions/cm$$^{2}$$のフルエンスの条件で行った。引っ張り試験とDMAの結果から、イオン照射によりPETフィルムは架橋することがわかった。しかし、3$$times$$10$$^{9}$$ions/cm$$^{2}$$のフルエンスで照射したPETフィルムは引っ張り強度は増大したが、破断強度は低下した。このことから、高いフルエンスで照射することにより、ポリマーの主鎖切断が起こり、分解構造が形成されると結論した。また、DSCとFT-IRの結果は、イオン照射によってフィルムが非晶化することを示した。

論文

Post-irradiation tensile and fatigue experiment in JPCA

菊地 賢司; 斎藤 滋; 西野 泰治; 宇佐美 浩二

Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.874 - 880, 2004/00

SINQ加速器照射材の照射後引張り及び疲労試験を行った。580MeVの核破砕反応を伴う照射を2年間実施した後、試験片を原研に輸送し、試験を行った。材料はオーステナイトステンレス鋼のJPCAである。一様歪みは250$$^{circ}$$C試験でも8%以上あり、従来のAPTハンドブックデータとは異なる結果を得た。疲労は高サイクル領域の試験であり、従来報告されていない低応力域の試験である。照射により、ファクターで5から10寿命が低下した。このデータは大強度陽子加速器ターゲット設計に役立つ。

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