HTTR原子炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の高温低サイクル疲労特性

High temperature low cycle fatigue of 21/4Cr-1Mo steel for the HTTR reactor vessel

21/4Cr-1Mo鋼の高温低サイクル疲労試験をひずみ波形の影響を明らかにするため、真空中723Kで行った。ひずみ波形は高速-高速の対称三角波(F-F波)および低速-高速の非対称三角波(S-F波)で、高速波のひずみ速度は0.1%/s、低速波は0.001%/sを用いた。さらに走査型および透過型電子顕微鏡により疲労波面と組織変化を観察した。S-F波の低サイクル疲労寿命はF-F波に比べ低下する。SEM観察の結果、F-F波の疲労波面は粒内破壊で、ストライエーション状の模様が見られた。しかしS-F波ではMnS介在物を起点としたディンプルが観察された。S-F波ではこのディンプル形成によりき裂進展が加速されたと考えられる。疲労中の材料は軟化し、応力振幅は繰返しとともに低下した。TEM観察の結果、疲労により転位のセルサイズと炭化物の析出は増加し、これが疲労軟化の原因である。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-Research 94-031
ページ数	:	14 Pages
発行年月	:	1994/11
特許データ	:
PDF	:	JAERI-Research-94-031.pdf:0.92MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-research-94-031
キーワード	:	HTTR; 21; 4Cr-1Mo鋼; 低サイクル疲労強度; ひずみ波形; 疲労破面; MnS介在物; ディンプル; 透過型電子顕微鏡; セルサイズ; 炭化物
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : S19940031
抄録集掲載番号 : 230003

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