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論文

Quantifying the dislocation structures of additively manufactured Ti-6Al-4V alloys using X-ray diffraction line profile analysis

山中 謙太*; 黒田 あす美*; 伊藤 美優*; 森 真奈美*; Bian, H.*; 菖蒲 敬久; 佐藤 茂男*; 千葉 明彦*

Additive Manufacturing, 37, p.101678_1 - 101678_12, 2021/01

https://doi.org/10.1016/j.addma.2020.101678
 被引用回数：24 パーセンタイル：86.94(Engineering, Manufacturing)

Ti-6Al-4V alloy is widely used in aerospace and biomedical industries, and its preparation using additive manufacturing techniques has recently attracted considerable attention. Herein, the dislocation structures developed during electron beam and laser beam powder-bed fusion (EB-PBF and LB-PBF, respectively) of the Ti-6Al-4V alloy were quantitatively examined via XRD line profile analysis. Accordingly, a higher dislocation density and finer crystallite size were observed at the top cross-section from the XRD line profile analysis, suggesting that the extent of phase decomposition depended on the duration of the exposure to the elevated temperature. Nonetheless, the saturated dislocation density was as high as 10$$^{14}$$ m$$^{-2}$$, where dislocation strengthening affected the overall strength of the EB-PBF specimen. Diffraction peaks of sufficient intensity that enabled the analysis of the dislocation structures in both the $$alpha$$ ($$alpha$$')-matrix and the nanosized beta-phase precipitates at the $$alpha$$ ($$alpha$$')-laths were obtained under high-energy synchrotron radiation; this revealed that the beta-phase had a much higher dislocation density than the surrounding $$alpha$$ ($$alpha$$')-matrix. The enhanced dislocation accumulation in the nanosized $$beta$$-phase precipitates probably reflects the elemental partitioning that occurred during post-solidification cooling. The valuable insights provided in this study are expected to promote further development of alloy preparation using additive manufacturing processes.

論文

Ti-6Al-4V接合材料の強度に与える中性子照射効果

石山 新太郎; 宮 直之

日本原子力学会和文論文誌, 1(1), p.30 - 37, 2002/03

https://doi.org/10.3327/taesj2002.1.30

核融合炉大型構造材料への適用可能性を検討するため、Ti-6Al-4V合金ならびに同材のTIG溶接材の中性子照射試験(試験温度: 746~788K,照射量: 2.8$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$($$>$$0.18MeV))を実施し、母材及び照射接合材の機械的特性に与える照射効果を調べた。その結果、下記結論が得られた。(1)母材において照射により引張り強度は未照射材に比べて約20~30%増加するが、引張り破断伸びは未照射材に比べて大きく低減した。(2)TIG接合材は、照射母材とほぼ同様の引張り強度特性を示すが、絞りについて接合材では373~473Kで母材より30%高い値を示す一方、600K以上では逆に約1/2程度の小さい値を示した。(3)照射による材料脆化の度合いは、TIG接合材より母材のほうで顕著であった。(4)未照射ならびに照射母材のシャルピー衝撃特性では、試験温度上昇に伴って脆性破壊から延性破壊へと破壊形態が遷移し、その遷移温度上昇幅$$Delta$$Tは最大で約100Kであった。(5)照射接合材の硬さは、照射により増加し、特にHAZ部で顕著であった。

論文

Metal-hydride characterization and mechanical properties of Ti-6Al-4V alloy

石山 新太郎; 深谷 清; 衛藤 基邦; 宮 直之

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(2), p.144 - 152, 2000/02

https://doi.org/10.3327/jnst.37.144

Ti-6Al-4V合金の水素吸蔵/放出特性並びに373K~773Kで0.1-5MPaの水素圧力下で水素吸蔵させた同材料の機械的特性を調べた。P-C-T試験の結果、Ti-6Al-4V合金は473Kにおいて水素吸蔵両のプラトー領域を有し、最大3wt.%/H2の水素を吸蔵することが明らかとなった。また、その結果水素吸蔵試験片はこなごなになった。同材からの吸蔵水素の乖離は773K以下で生じた。現在設計検討中のJT-60SUの試験条件すなわち、0.1~10MPa水素圧力下で室温~773Kの状態では、Ti-6Al-4V合金表面の酸化膜の働きにより水素化が抑制されることが明らかとなった。また、材料中の水素吸蔵量が0.1wt.%H2以下の場合、Ti-6Al-4V合金の機械的特性は劣化しないことがわかった。

報告書

Ti合金(Ti-6Al-4V)の材料特性

炉心プラズマ計画室

JAERI-Research 97-012, 96 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-012.pdf:8.65MB

Ti-6Al-4V合金材料について、実験で以下に示す材料特性を明確にした。1)重水素イオン(0.5keV,~10$$^{18}$$D$$^{+}$$ions/m$$^{2}$$s;760K)による高温透過挙動では、透過/入射フラックス比は、633Kで3.3$$times$$10$$^{-3}$$,753Kで4.8$$times$$10$$^{-3}$$であった。透過の律速は合金中の透過側への拡散で決まり、透過の活性化エネルギーは600K以上の領域で0.12eVである。600K以下では、透過フラックスは激減し、入射された重水素イオンは、ほぼ合金中に残留する。2)放射化分析では、Ni,Co,Mnの不純物が検出された。3)高温で水素吸蔵(500$$^{circ}$$C,~50Torr,~0.095wt.%)させた材料の強度試験の結果、~0.04wt.%までは材料として、使用可能。溶接の有無の差は、無かった。Ti合金を真空容器材料として使用する場合には、放射化分析で不純物(特にCo)の少ない材料を選択、水素吸蔵のあまり進まない200~300$$^{circ}$$C程度以下、水素吸蔵量~0.04wt.%以下で使用する必要がある。

論文

Permeation behavior of deuterium implanted into Ti-6Al-4V alloy

有田 誠*; 林 巧; 奥野 健二; 林 安徳*

Journal of Nuclear Materials, 248, p.60 - 63, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(97)00116-5
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

原研の定常炉心試験装置計画における真空容器材料候補の1つであるTi-6Al-4V合金について、そのトリチウム透過量評価の観点から、500eVD$$^{+}$$イオンビームを用いて、323~753Kの温度条件で重水素透過挙動を調べた。合金試料は$$phi$$34mm$$times$$0.1mm$$^{t}$$(及び0.25mm$$^{t}$$)を用いた。600K以上の温度領域では、明らかなイオン駆動透過挙動が観測でき、24時間以内に定常透過に達した。入射イオン粒子束6.4$$times$$10$$^{18}$$D$$^{+}$$/m$$^{2}$$・sに対して、透過/入射粒子束比で3.3$$times$$10$$^{-3}$$(633K)~4.8$$times$$10$$^{-3}$$(753K)であり、イオン駆動透過の活性化エネルギーは約0.12eVであった。600K以下では透過粒子束は顕著に減少し、重水素イオン注入後の昇温放出実験から、大部分の重水素は合金中に滞在していることが伺えた。厚さの違う試料の結果から、透過は合金内部の透過側への拡散が律速であり、その拡散係数はD=2.0$$times$$10$$^{-10}$$exp(-0.32eV/kT)m$$^{2}$$/sと計算できた。

論文

Conceptual design study of nuclear shielding for the steady state tokamak device JT-60SU

宮 直之; 永見 正幸; 中島 信治*; 中村 博雄; 牛草 健吉; 及川 晃; 西谷 健夫; 豊島 昇; 木下 茂美*; 中川 敏*; et al.

Fusion Engineering and Design, 23, p.351 - 358, 1993/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(94)90019-1
 被引用回数：1 パーセンタイル：17.84(Nuclear Science & Technology)

JT-60の高性能化に続く計画として、トカマクの定常化研究を目的とした炉心模擬装置JT-60SU(中性子発生量1.0$$times$$10$$^{18}$$n/s,4$$times$$10$$^{22}$$n/s)における遮蔽構造の概念検討結果をまとめた。真空容器の低放射化候補材料としてAl合金とTi合金を比較検討した。合金としてTi-6Al-4Vを使用し、真空容器を厚さ25~40cmの薄板2重壁リブ構造として、1%の$$^{10}$$Bを添加した冷却水タンク方式を採用した。この結果、一周抵抗~50$$mu$$$$Omega$$、運転停止後1年後の真空容器内線量当量~15mrem/h、インボード側トロイダル磁場コイルの超電導材における核発熱1mW/cc以下、また同コイルの冷凍機容量は~11kWとなり、これらの結果は当初設定した遮蔽設計基準をほぼ満たし得ることを示した。

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