プロトン照射したステンレス鋼の引張試験を実施し、すべり線の間隔と段差に対する照射深さと結晶粒径の影響を調べた。結晶粒径が30µmの試験片に対して、照射深さが9µmの1.2MeVプロトン照射と照射深さが20µmの2.0MeVプロトン照射を比較した結果、照射後のすべり線の間隔と段差は照射深さとともに増加した。しかし、9µmと20µmでの差は小さく、結晶粒径の1/3以上が照射されると照射深さの影響は飽和することが示唆された。結晶粒径30µmの試験片に比べて14µmの試験片では照射後のすべり線の間隔と段差は小さくなっており、結晶粒径が小さくなると照射に伴う変形の局所化が抑制されることが示唆された。

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高速炉の燃料被覆管は燃料のシャフリングや燃焼に伴い、照射温度の影響を受ける。本研究は高燃焼度燃料被覆管候補材料として使用が検討されている高ニッケル鋼の照射温度変動下でのボイド形成機構解明を目的として、米国HFIR炉を用いて中性子を約４dpaまで照射して内部組織の電子顕微鏡観察を実施した。

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PWR用高燃焼度燃料被覆管材料として有望視されているZr-Nb合金の腐食挙動および水素化に伴う重量変化、微細組織変化、機械強度変化等について、EBSD法や超微小硬度計、加速器結合型電子顕微鏡を用いて明らかにした結果を発表する。

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Zr-2.5Nb合金表面に形成される酸化膜中の水素の拡散挙動を調べるために、重水素プラズマ照射と核反応法を組み合わせて、酸化膜中の重水素濃度分布をその場観察した。重水素濃度は、以前に報告したジルカロイ２、GNF-Ziron、VBの酸化膜における濃度よりも低く、また、濃度分布から推定した酸化膜中の重水素の拡散係数も、他の材料と比較して小さいことが分かった。

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高温水蒸気中で腐食形成させたZr合金酸化膜中の重水素の拡散に及ぼすプロトン照射の影響を核反応法を用いたその場拡散実験から評価した。プロトン照射により、非照射試料で見られた表面側の非保護性酸化膜が拡散抵抗性を持つ保護性酸化膜(バリアー層)に変質した。非照射および照射済酸化膜の微細組織観察(SEM/TEM)、X線回折およびX線応力測定結果からその機構を検討した。

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改良型燃料被覆管として評価の高いZr-Nb合金に実用化で想定されるよりも高含有率のNbを添加し、試料の均一性を分析した後、水素吸収特性及び構造変化を検討した。

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Zr合金の水素吸収特性を左右する添加元素の役割を明らかにするため、表面酸化膜のX線吸収微細構造測定の深さ方向分析を行い、表面酸化膜中の添加元素の化学状態の深さ方向分布を評価した。

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被覆管の腐食によって形成される酸化膜は、腐食を抑制するが、腐食が進行すると割れてしまうことが知られている。本研究では、Zr合金の表面にゾルゲル法により、ZrO2のコーティング膜を形成させ、この試料の腐食挙動をFE-SEMによる断面観察によって評価した。

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ジルコニウム合金における水素吸収特性と酸化膜の電気的特性の関係を調べるため、ジルコニウム合金の添加元素による酸化膜の電気伝導度の変化および酸化膜の成長過程での電気伝導度の変化を調査した。

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トリチウムイメージングプレート法を用いて、酸素濃度の異なるジルコニウム中の水素濃度分布を測定することに成功し、水素化物析出に対する溶解酸素の影響を明らかにした。

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照射環境下におけるジルコニウム水素化物の機械特性に関して知見を得ることを目的としてバルク状のδ相水素化物に加速器照射を実施し、非照射領域および照射領域における超微小硬さ測定を行った。約2 dpaおよび5 dpaの照射によって硬化することが確認された。

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ジルコニウム合金の表面改質技術フレッシュグリーン(FG)は緻密で密着性が高い保護皮膜であることから、耐食性と耐水素吸収性が向上する。そのメカニズムを検討するため、FG皮膜のラマン分光分析を行った。基材にジルカロイ2を用い、対照試験として、FG皮膜の他に大気中で酸化した(OD)皮膜と360℃高温水中で酸化させた(AC)皮膜を用いた。ラマン分光分析の結果、フレッシュグリーン皮膜では、ドープされる炭素の一部はsp2軌道を有する非晶質炭素の形態であると推定される。フレッシュグリーン皮膜表面から約0.5umの深さに於いて、Gバンドの強度が平均値の3倍以上になるピークが観測されている。フレッシュグリーン皮膜では、表面では単斜晶の割合が大きく、0.6umより深い位置から、基材との界面近傍までにおいて正方晶の割合が相対的に高くなる領域が存在している。この境界はGバンドのピークと符合している。これらの電気化学特性がFG処理被覆管材の耐食性を向上させていると考えられる。

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半径方向温度勾配下で照射材被覆管に内圧を負荷・保持し、被覆管外面からき裂が発生、進展する外面割れを模擬した炉外試験結果を解析し、外面初期き裂発生条件を評価した。負荷内圧による外表面応力650MPa以上で外面に微小き裂が発生し、き裂進展時の応力拡大係数は約5～10MPa・m1/2の範囲であった。

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高燃焼度燃料では酸化とそれにともなう水素吸収・水素化物析出が被覆管に生じる。被覆管の外表面近くに密に析出した水素化物は実質的な被覆管の肉厚減少に寄与するだけでなくRIA時の被覆管肉厚貫通き裂進展の起点になりうると考えられる。き裂の起点となる外表面への水素化物析出を模擬するため、機械加工の影響を与えず予き裂を導入する方法として切削後圧延(Roll After Grooving:RAG)を開発し、被覆管の破損挙動に与える影響をEDC(Expansion Due to Compression)試験を用いて調べ切削加工によりき裂を導入した被覆管と比較評価を行った結果について示す。

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被覆管外周部に水素化物が集積した高燃焼度PWR燃料被覆管の水素化物リムはRIA時の破損挙動における初期クラック（き裂）の役割を果たしていることが照射済燃料のNSRR実験などにより示されている。 水素化物リムより内面側の水素化物がRIA時破損挙動に与える影響を調べるために表面予き裂導入(RAG)被覆管に水素を添加した後EDC（Expansion Due to Compression)試験を実施した。 一般には予き裂長さに対する応力拡大係数で被覆管の破損が整理できたことから、内面側の水化物が破損挙動に及ぼす影響は小さいと考えられる。ただし、予き裂先端に径方向成分を持つ水素化物が析出する場合は、応力拡大係数による評価において内面側水素化物の影響を考慮する必要があることが分かった。

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原子力発電所の高経年化、高燃焼度化に伴い水素脆化が危惧されており、高い分析精度に加え、迅速かつ安全な水素濃度測定法が求められている。レーザープラズマ分光分析法（LIBS）はこれらの要求に応えられる分析法である。本研究ではTEA－CO2レーザーをLIBSに用いることにより測定下限値20ppmという非常に高精度な値が得られることを確認した。しかしながら材料中の水素分布は熱影響により不安定化することが推察されるのでレーザー痕直下部の断面観察による組織安定について研究を行う。断面観察によるレーザーの熱影響と分光結果を比較し、レーザー入熱熱影響について評価する。

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高燃焼度下におけるシ゛ルカロイ-2燃料被覆管の水素脆化を評価する。今回第4報ではき裂先端への水素の拡散を有限要素法で解析して水素遅れ破壊（Delayed hydride cracking, 以下DHC）におけるき裂進展速度を評価した。

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多軸応力下の薄肉管材の円周方向破断伸びは、塑性不安定理論から検討されてきたが、延性材だけでなく比較的脆性な材料についても適用できるように、ひずみエネルギー密度（SED）概念に基づいて二軸応力下の延性を検討した。その結果、単軸で得られた破断伸びと二軸状態での値とを関係づける式を導き、延性材の場合には従来の塑性不安定式の値と同等であることを示した後、比較的脆性な材料について言及した。

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Cr含有量－酸化力組み合わせ条件下での高Ni合金の割れ感受性と皮膜特性評価に基づき、耐応力腐食割れの観点から基本的な合金組成の適正ウインドウを明らかにすることを目的とする。本講演では、研究内容と成果の概要について報告する。

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Cr含有量－酸化力組み合わせ条件下での高Ni合金の割れ感受性と皮膜特性評価に基づき、耐応力腐食割れの観点から基本的な合金組成の適正ウインドウを明らかにすることを目的とする。本講演では、高温水環境での応力下酸化挙動と割れ感受性評価について報告する。

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Cr含有量－酸化力組み合わせ条件下での高Ni合金の割れ感受性と皮膜特性評価に基づき、耐応力腐食割れの観点から基本的な合金組成の適正ウインドウを明らかにすることを目的とする。本講演では、高温気相環境での割れ条件と皮膜特性について報告する。

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600合金と類似の組成をもつFe-Cr-Ni系モデル合金の短冊試験片を用い、PWR1次系模擬環境下でSCC発生試験を実施した後、粒界酸化とSCC発生の相関について検討した。粒界酸化は高Ni合金で生じ易く、粒界酸化からき裂発生に移行する可能性を示唆する試験結果が得られた。

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PWR1次冷却材模擬環境下におけるステンレス鋼溶接金属部とステンレス鋳鋼のき裂進展挙動は、酸素添加条件では有意なき裂進展が観察されるが、水素添加条件では有意なき裂進展が観察されず、明らかな電位依存性があることを既に報告した。また前報では、これら材料中のフェライト相の高温腐食挙動にも、電位依存性があることを報告した。加えて、き裂進展試験中に酸素添加条件から水素添加条件に変更し、実施したき裂進展結果、水素添加条件で、き裂が停滞することを確認した。本報告では、主要なき裂進展経路である粒界性状等、材料特性の観点での検討結果等を、316および304組成でCr濃度を20%に調整し、フェライト相を含有させたモデル合金の結果も含めて報告する。

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軽水炉の炉内構造物等における応力腐食割れ（SCC）の発生進展を評価・予測する手法を高精度化するには、従来は十分に考慮されていなかった、水の放射線分解が腐食及びSCCへ与える影響に関する基礎知見を拡充する必要がある。このため、原子力安全・保安院の「高経年化対策強化基盤整備事業（健全性評価の妥当性確認手法の確立等）」の一環として実施した本研究では、放射線分解により生成する過酸化水素の影響に関する知見を各種の実験手法により取得した。以下、シリーズとしてこれらの研究の成果を報告する。

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軽水炉などでは、水の放射線分解によりH2O2等の酸化剤が生成し、ステンレス鋼表面に生成する腐食生成物の形態を変化させる事が知られている。すき間部では、生成した酸化剤の拡散が阻害されより厳し腐食環境となっている可能性がある。今回、高温高圧水中にてすき間形状を有するステンレス鋼表面の腐食生成物をレーザーラマン及びTEM分析により評価した。また、高温高圧水中におけるE-pHからすき間内環境の推定を行った。 *シリーズ発表を希望します

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軽水炉などでは、水の放射線分解によりH2O2等の酸化剤が生成する。これらの酸化剤は材料のECPを貴な電位とし、ステンレス鋼表面に生成する腐食生成物の形態を変化させる。今回、高温高圧水中におけるSUS316LとSUS304L鋼に関して、γ線照射と溶存酸素が及ぼす酸化皮膜の変化をレーザーラマン及びTEM分析により評価した。 また、すき間部等の構造的な影響も合わせて検討した。 *シリーズ発表です

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過酸化水素は、高温水中では、熱分解しながら拡散していくため、高温水中での過酸化水素の濃度分布評価には、過酸化水素の熱分解および高温での拡散係数が必要となる。これらのパラメータに関しては、直接測定により評価した例は限られている。そこで、本研究では、これまでに報告した高温水中でのインピーダンスその場測定により過酸化水素の拡散および熱分解を直接評価し、その測定結果を用いて、有限要素解析により過酸化水素濃度分布評価を実施した。その結果、過酸化水素はマイクロメートルオーダのすきま内では残存せず、すきま開口部のみが高い腐食環境となることが示された。

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ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)挙動に及ぼす水の放射線分解の影響を調べるために、疲労予き裂長さを短尺化した小型CT試験片を用い、561Kの高温水中に過酸化水素を注入し、き裂進展試験を行った。過酸化水素濃度を20～300ppbとし、荷重条件はK=20MPa√m一定とした。過酸化水素濃度の増加とともに、き裂進展速度の増加する傾向がみられた。粒内型SCC破面および疲労予き裂破面上の酸化皮膜のTEMおよびラマン分析を行い、注入した過酸化水素のき裂内への到達度およびき裂進展挙動を評価した。

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応力拡大係数および腐食環境（液性）の異なる条件下でSCCを発生させたオーステナイト鋼試料を用いて、SCCき裂の3次元形態を逐次研磨観察法で調べた。EBSD方位解析によりき裂進展経路のミクロ組織および粒界性格依存性を明らかにした。また、き裂近傍の塑性ひずみ(KAM値分布)とWilkinson法を用いて残留弾性ひずみ分布を調べた。き裂の分岐、進展する粒界の性格、き裂先端領域の弾塑性変形挙動がSCC条件によって変化することを明らかにした。

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圧力容器鋼モデル合金としてＦｅ－１．４Ｍｎ合金を作成して、電子線並びにイオン照射環境下での格子間原子型転位ループの形成・成長過程に及ぼす負荷応力の影響を考察した。試料に引っ張り応力を負荷させて実機照射温度である290℃で照射した結果、特に塑性領域ではループの成長が促進されることが明らかとなった。

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原子炉圧力容器鋼の中性子照射脆化の機構解明に資するために、Ni, Si, Mnを含む二、三、四元系の原子炉圧力容器鋼モデル合金をイオン加速器を用いて低温照射して、電気抵抗率の変化を測定し、欠陥の回復特性に与える溶質原子の相乗効果を評価した。二元系の場合は照射によって増加した抵抗率は室温程度までの焼鈍でほぼ回復するのに対し、三元系以上の合金では室温程度までの焼鈍によって電気抵抗率が未照射よりも小さくなる傾向を示した。このことは、三元系以上のモデル合金において、マトリクス中の固溶溶質原子が照射後の回復過程で減少し、析出物中あるいは結晶粒界へ移動したことを示唆している。

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照射下材料中に発生するボイドの核生成プロセスについて，マルチスケールモデリングの考えに基づいたモンテカルロ計算を行った．そして，ボイド核発生率の照射速度依存性，温度依存性，シンク強度依存性，材料依存性などに関する重要な知見を得た．これらの研究は，原子炉材料開発や保全計画の立案に必要な照射相関則（異なる照射場による照射データをもとに，必要とする照射条件での照射下材料挙動を予測するための方法論）の構築に必要である．

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高速重イオン照射されたマグネシア・アルミネート・スピネル結晶の微細構造観察を電子顕微鏡法により調べた。約10 keV/nm以上の高密度電子励起により誘起されるイオントラックの重畳による微細構造発達と回復過程について報告し、イオントラックの構造について議論する。

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SiCを温度勾配のある照射下で使用した場合、スウェリング量の強い温度依存性に起因して、大きな2次応力が材料中に発生することが指摘されている。実際には照射クリープによる応力緩和が起こると予想されるが、そのひずみ速度や機構はよく理解されていない。本研究では、応力負荷下で様々な条件でイオン照射を行い、照射クリープひずみの測定を行った結果を報告する。

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Cu含有量の異なる低合金鋼に最大3dpaのイオン照射試験を行い、照射によりＣｕ含有量に応じた組成の溶質原子クラスタが形成し主として照射硬化すること、高Ｃｕ含有材が低照射量では大きな硬化を示すが高照射量ではクラスタの形成が飽和することでＣｕ含有量によらず同程度の硬化を生じることが分かった。

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高速実験炉「常陽」で照射された中空燃料ペレットにおける中心空孔形状の確認等について詳細な内部観察を実施したX線CT試験結果を報告する。

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低除染プロセスによってリサイクルされた燃料には、有意量の希土類元素が混入しており、照射後の燃焼度評価に広く用いられている148Nd法の適用が困難である。そこで低除染燃料に適用可能な燃焼度評価核種を選定し、照射後試験結果によって適用性を検証した。

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ガラス固化体を模擬したガラスサンプルに加速器を用いて放射線を照射し、照射欠陥を測定した。欠陥量より、欠陥生成・消滅メカニズムを考え、実際のガラス固化体内で起きている現象の考察を行った。

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核燃料セラミックス（ホテル石型構造をもつウラン、トリウム、セリウム酸化物）の核分裂エネルギー照射下での、ミクロ組織変化の挙動を、計算科学手法によって研究した。とくに希ガスとの相互作用を調べた。

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超音波を材料内部に入射して得られる超音波信号を解析することにより、原子炉構造材における照射下ミクロ組織（ボイド、析出物、転位等）の深さ分布を定量する技術を開発した。

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原子炉内の腐食環境を測定するために用いられる腐食電位センサーの構造材であるYSZの放射線照射挙動の基礎過程を調べるため、イオン照射とガンマ線照射を行った。イオン照射による結晶構造や硬さの変化、ガンマ線による電気伝導度の変化などについて議論する。

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軽水炉照射損傷評価を行うため水素イオン照射を用いたステンレス鋼中の損傷組織観察を行った。190keV水素イオン照射で300～500℃にて0.01～1dpa（dpa:はじき出し損傷量）の範囲でステンレス鋼の極表面（飛程～1μm）に照射し照射欠陥を導入した。損傷組織の変形抵抗について調べるため超微小硬度計を用いて変形組織をイオン照射領域に導入し、転位と照射欠陥の相互作用に着目して組織観察を実施した。押し込み試験部位に発生する転位と照射欠陥の反応による転位チャンネル発生や転位伝播に伴う転位組織変化について報告する。

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原子炉構造材料の中性子照射による損傷をイオン照射で模擬することの妥当性は長い間議論されてきた問題である。照射イオンとして使用するプロトンの材料中への残留はその中の一つであり、水素の残留は被照射試料の硬度試験に大きな影響を与える可能性がある。そこで本研究では、ステンレスにプロトンを注入し、放出されずに試料中に残留した水素の量を弾性反跳粒子検出法によって測定した。50 keVのH2+イオンを、鏡面研磨された試料面垂直方向に対して70°の方向から照射した。電流量は、ビーム垂直方向の断面で5 μA/cm2、照射時間は50分間とした。注入時の試料温度は80℃以下であった。その結果、ステンレスへ注入された水素は検出限界以下の濃度まで放出されることが分かった。

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中性子照射による金属材料の損傷の解明については、特別な施設と技術を要する中性子照射による試験に替わる方法として、加速器等を用いたイオン照射によって中性子照射を模擬する試験が行われている。ここでは、軽水炉の炉心構造材料の照射損傷と、実験に用いた200keVのイオン注入装置の条件で、プロトンと中性子による結晶中の鉄原子のはじき出し過程を比較した。鉄原子が受け取るエネルギーの相違によって、はじき出しの発生分布が大きく異なり、dpa値で整理されている同一の照射量では、プロトンの場合、中性子と比較して２倍程度以上の損傷を発生させるとの評価を得た。

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300℃で100appmのHe予注入した316ステンレス鋼の試料について、300℃で17MeVプロトン照射下疲労試験を実施した。また、対照試験としてHe予注入した試料について非照射疲労試験、He予注入しない試料についてプロトン照射下および非照射試験をそれぞれ300℃で実施した。その結果、疲労寿命は非照射（Heなし）＜照射下（Heなし）＜照射下(Heあり）＜非照射(Heあり）となった。これらの結果を基に疲労挙動における水素ヘリウム同時効果について検討を行う。

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ガンマ線照射により各種ラジカルを選択的に生成し、電解質膜をこれに晒すことで、ラジカルにより引き起こされる劣化過程を、溶液分析や陽電子消滅法で調べた結果、酸化系ラジカルと還元系ラジカルでは反応が起こる場所が異なり、劣化に関しては還元系ラジカルの影響の方がより大きいことが判った。

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放射線還元法によるナノ粒子材料の合成技術の開発を行っている。担体粒子を含む金属イオン水溶液に放射線を照射すると、金属イオンが還元され担体表面に金属ナノ粒子が析出する。二種の金属イオンを同時還元した際の、二元系金属ナノ粒子の生成過程について報告する。

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銀イオン含有水溶液を浸した繊維に電子線を照射すると極めて高い抗菌活性が得られることがわかった。繊維への銀の担持状態をX線吸収スペクトル分光法により分析した結果も報告する。

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ＢＷＲプラントの起動・停止時における原子炉水の導電率やｐHの変動を、原子炉水の温度変化にともなう金属成分（Fe-Cr-Ni）の形態変化に関する熱力学計算と実機を模擬した補正計算（溶解速度や原子炉水浄化系による除去）により概ね再現することができた。

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炭素鋼（CS）への放射性核種の付着抑制を目的に、CS表面にフェライト皮膜を形成する技術（Hi-Fコート）を開発した。本研究では、CSへの皮膜形成方法を検討し、さらに皮膜の放射性核種の付着抑制効果を検証した。結果CS表面には皮膜量約100 g/cm2の以上のフェライト皮膜を形成できた。皮膜は、実機模擬条件で未処理試験片に対して、放射性核種の付着量を約1/2に抑制した。

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