Quantification of fatigue crack propagation of an austenitic stainless steel in mercury embrittlement

水銀中におけるオーステナイト系ステンレス鋼の疲労亀裂進展の定量化

直江 崇   ; 山口 義仁 ; 二川 正敏  

Naoe, Takashi; Yamaguchi, Yoshihito; Futakawa, Masatoshi

液体金属は、その優れた熱伝導特性から原子力材料としての利用が期待されている。しかしながら、液体金属と固体金属の組合せによっては、構造健全性に影響を及ぼす液体金属ぜい化が懸念される。本研究では、核破砕パルス中性子源のターゲット容器構造材として使用されているオーステナイト系ステンレス鋼と、ターゲット材である水銀との組合せについて、切欠き試験片を用いた水銀中疲労試験により調査した。破面解析手法の一つであるFRASTA法と、切欠きの開口変位計測を組合せることにより、水銀浸漬下における疲労き裂進展速度の評価を試みた。その結果、低サイクル疲労領域において、水銀中の疲労き裂進展速度は、大気中の場合と比較して早くなる傾向、すなわち、水銀浸漬によりき裂進展が加速されることを示唆した。

Liquid metals are expected to be used as the nuclear materials because of its good thermal conductivity. However, in specific combinations of the liquid and solid metals, liquid metals have possibility to decrease lifetime of the structural material due to the LME. In this study, the LME in combination between the mercury and an austenitic stainless steel as a target and structural material for the pulsed spallation neutron source was investigated through the fatigue tests with the notched specimen under mercury immersion. The FRASTA method combined with the measurement of the notch opening distance was performed to estimate the fatigue crack growth rate in mercury. The results showed that the fatigue crack growth rate in mercury was slightly higher than that of in air at low cycle fatigue region. It was suggested that the crack propagation accelerated by the mercury immersion.