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J-GLOBAL ID：201702238014759320   整理番号：17A1481851

軽水炉関連温度と線量条件下でのSiC複合材料中性子照射の機械的性質【Powered by NICT】

Mechanical properties of SiC composites neutron irradiated under light water reactor relevant temperature and dose conditions

著者 (2件)： Koyanagi Takaaki (Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN 37831, USA) ,  Katoh Yutai (Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN 37831, USA)
資料名： Journal of Nuclear Materials  (Journal of Nuclear Materials)
巻： 494  ページ： 46-54  発行年： 2017年 
JST資料番号： D0148A  ISSN： 0022-3115  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 炭化ケイ素(SiC)繊維強化SiCマトリックス(SiC/SiC)複合材料を,軽水型原子炉(LWR)の事故耐性コア構造における使用のために積極的に調査されている。LWR冷却材温度で以前に実施された照射研究の限られた数のために,本研究では,高中性子束同位体原子炉における2.0と11.8dpaまで230 340°Cでの中性子照射後のSiC/SiC複合材料を検討した。調査した材料は三種類の強化繊維を用いた化学気相溶浸(CVI)SiC/SiC複合材料であった。繊維材料は単分子層熱分解炭素(PyC)した被覆Hi-Nicalon Type-S(HNS),Tyranno SA3(SA3),およびSCS超(SCS)SiC繊維。これら複合材料の照射抵抗は曲げ挙動,動的Young率,膨潤,および微細構造に基づいて調べた。Young率の減少18%までを除いて照射されたHNSとSA3SiC/SiC複合材料の顕著な機械的性質分解であった。これら複合材料の微細構造安定性は分解が存在しないことを支持した。添加では,2.0から11.8dpaまで膨潤進行性はこれらの複合材で確認された。一方,SCS複合材料は繊維内の亀裂と関連する重要な機械的劣化を示した。HNSまたはSA3SiC/SiC繊維,PyC中間相,CVI SiCマトリックスをもつSiC/SiC複合材料は,関連する温度でのLWR燃料被覆管の寿命線量を超えてそれらの性質を保持していることを決定した。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： *炭化ケイ素 ,  繊維強化 ,  亀裂 ,  *複合材料 ,  膨潤 ,  *軽水型原子炉 ,  中間相 ,  *中性子照射 ,  微細構造 ,  溶浸 ,  被覆 ,  *機械的性質 ,  Young率
準シソーラス用語： 熱分解炭素 ,  SiC/SiC複合材料 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 核融合装置  (BJ02083Z) ,  その他の物質の放射線による構造と物性の変化  (BK16124V)

タイトルに関連する用語 (6件)： 軽水炉 ,  線量 ,  SiC ,  複合材料 ,  中性子照射 ,  機械的性質