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Phosphorus segregation and intergranular embrittlement in thermally aged and neutron irradiated reactor pressure vessel steels

熱時効及び中性子照射された原子炉圧力容器鋼におけるリンの粒界偏析と脆化

西山 裕孝 ; 鬼沢 邦雄 ; 鈴木 雅秀

Nishiyama, Yutaka; Onizawa, Kunio; Suzuki, Masahide

原子炉圧力容器鋼に対し、熱時効、並びに中性子照射によるPの粒界偏析と粒界脆化に関する検討を行った。450$$^{circ}$$C$$sim$$550$$^{circ}$$Cの温度で10,000時間まで熱時効を行い、粒界P偏析はMcLeanモデルに従い、粒界P濃度が10%増加するとシャルピー延性脆性遷移温度(DBTT)は約40$$^{circ}$$C上昇することを示した。P添加、及び熱時効により粒界脆化した材料についてマスターカーブ法による破壊靭性を行った結果、破壊靭性値のばらつきは、へき開破壊と粒界破壊という異なる破壊靭性レベルが反映されたものとなり、マスターカーブ法による標準解析によれば下限領域の破壊靭性値が非安全側に評価された。そこで、破壊靭性値の評価対象を粒界破壊に起因する破壊靭性分布の下限に偏らせることによって、合理的に粒界破壊が考慮された破壊靭性値を評価できることを示した。また、290$$^{circ}$$Cで6.9$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)までの中性子照射を行い、粒界P偏析の照射量依存性を明らかにするとともに、Pの粒界偏析に照射硬化が重畳した場合においても、マスターカーブ法における参照温度$$T$$$$_{0}$$とDBTTのシフトがほぼ等価であることが確認された。

no abstracts in English

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