中性子照射した原子炉級黒鉛の1673Kまでの回復過程の精密膨張計による解析

JIN Yuhao; JIN Yuhao; YOSHIDA Katsumi; LI Zhengcao; MARUYAMA Tadashi; YANO Toyohiko

文献

J-GLOBAL ID：201702213656967961 整理番号：17A0567021

中性子照射した原子炉級黒鉛の1673Kまでの回復過程の精密膨張計による解析

Precision dilatometer analysis of neutron-irradiated nuclear graphite recovery process up to 1673K

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資料名：
巻： 54 号： 3-4 ページ： 424-431 発行年： 2017年03月
JST資料番号： W2314A ISSN： 0022-3131 資料種別：逐次刊行物 (A)
記事区分：原著論文発行国：イギリス (GBR) 言語：英語 (EN)

中性子照射した(473Kで1.92×10²⁴n/m²(E>1.0MeV))原子炉級等方黒鉛IG-110UとETP-10の,等温および等時焼鈍による長さと格子定数変化を測定した。等温および等時焼鈍を1673Kまで行っても両方の試料の長さの回復は終了せず,照射前の長さよりさらに短くなり続けた。C-軸格子定数は1673Kまででほとんど回復した。一方,a-軸格子定数は1073Kまでの焼鈍では変化せず,その後次第に増加し,1473Kでほぼゼロになった。試料長さが照射前の値に戻る焼鈍温度に至るまで,収縮速度は加速し,3あるいは4つの段階を示した。これらの温度以上では収縮はより緩やかに進行した。焼鈍による回復過程の機構について考察した。

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放射線による構造と物性の変化一般

引用文献 (29件)：

Hu Z, Li ZC, Chen DY, et al. CO₂ corrosion of IG-110 nuclear graphite studied by gas chromatography. J Nucl Sci Technol. 2014;51:487-492.
Li ZC, Chen DY, Fu XG, et al. The influence of pores on irradiation property of selected nuclear graphites. Adv Mater Sci Eng. 2012;2012:1-6.
Sumita J, Shimazaki Y, Shibata T. Investigation on structural integrity of graphite component during high temperature 950°C continuous operation of HTTR. J Nucl Sci Technol. 2014;51:1364-1372.
Shibata T, Kunimoto E, Eto M, et al. Interpolation and extrapolation method to analyze irradiation-induced dimensional change data of graphite for design of core components in very high temperature reactor (VHTR). J Nucl Sci Technol. 2010;47:591-598.
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