Degradation in post-irradiation weldability of reactor structural materials

原子炉構造材料の照射後溶接性の劣化

中性子照射した316ステンレス鋼の溶接性が検討された。高速炉「常陽」においてラッパー管として用いられたものを供試材とし、照射条件は温度668-683Kにおいて最大損傷量及びHe量は各々22dpa、9appmであった。試験板はGTA法により溶接された。溶接継手照射材は非照射材に較べて著しい延性低下が見られた。この場合、非照射材では溶接金属部において延性破壊が生じたが、照射材ではHAZにおいて粒界破壊を生じた。照射材で見られた粒界割れはHe気泡の形成・成長と密接に関連しているものと考えられる。さらに、これらの結果は304鋼、HT-9鋼及びV-15Cr-5Ti合金の溶接性データと比較検討された。溶接したままの条件下での溶接欠陥に関して、中性子照射した材料の付き合せ溶接材の結果とT注入材のビードオンプレート材の結果との間での差異は溶接中に生じる引張残留応力によって主として解釈できることが分かった。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	6WS-96: 6th Int. Welding Symp. on the Role of Welding Science and Technology in the 21st Century
巻	:	2
号	:
ページ数	:	p.489 - 494
発行年月	:	1996/00
発表会議名	:	6th Int. Symp. on Japan Welding Society
開催年月	:	1996/11
開催都市	:	名古屋
開催国	:
キーワード	:	316ステンレス鋼; 照射後溶接性; He気泡; HT-9鋼; 304ステンレス鋼; V-15Cr-5Ti合金

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登録番号 : B19961207
抄録集掲載番号 : 250068
論文投稿番号 : 14438

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