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論文

Laser beam direct energy deposition of graded austenitic-to-martensitic steel junctions compared to dissimilar electron beam welding

Villaret, F.*; Boulnat, X.*; Aubry, P.*; 矢野 康英; 大塚 智史; Fabregue, D.*; de Carlan, Y.*

Materials Science & Engineering A, 824, p.141794_1 - 141794_10, 2021/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:25.78(Nanoscience & Nanotechnology)

This article presents the Laser Beam Direct Energy Deposition (DED-LBD) process as a method to build a graded austenitic-to-martensitic steel junction. Builds were obtained by varying the ratio of the two powders during DED-LB processing. Samples with gradual transitions were successfully obtained using a high dilution rate from one layer to the next. Long austenitic grains are observed on 316L side while martensitic grains are observed on Fe-9Cr-1Mo side. In the transition zone, the microstructure is mainly martensitic. Characterizations were performed after building and after a tempering heat treatment at630$$^{circ}$$C during 8h and compared to dissimilar Electron Beam (EB) welds. Before heat treatment, the DBD-LB graded area has high hardness due to fresh martensite formed during building. Tempering heat treatment reduces this hardness to 300 Hv. EDS measurements indicate that the chemical gradient between 316L and Fe-9Cr-1Mo obtained by DED-LB is smoother than the chemical change obtained in EB welds. Microstructures in DED-LB samples are quite different from those obtained by EB welding. Hardness values in DMD-LB samples and in welds are similar; the weld metal and the Fe-9Cr-1Mo HAZ are relatively hard after welding because of fresh martensite, as found in the DED-LB transition zone; both are softened by the tempering heat treatment. Both welds were overmatched at 20, 400 and 550$$^{circ}$$C.

論文

Oxide dispersion-strengthened/ferrite-martensite steels as core materials for Generation IV nuclear reactors

鵜飼 重治*; 大塚 智史; 皆藤 威二; de Carlan, Y.*; Ribis, J.*; Malaplate, J.*

Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors, p.357 - 414, 2017/00

 被引用回数:70 パーセンタイル:99.33(Energy & Fuels)

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、第四世代炉の被覆管として有望視されている。本稿では、日本およびフランスで進められてきたODSフェライト/マルテンサイト鋼の開発状況の概要を述べる。まず、ODSフェライト/マルテンサイト鋼の化学組成を示す。次にフェライト系ODS鋼およびマルテンサイト系ODS鋼について、それぞれ再結晶および$$alpha$$/$$gamma$$相変態を利用した製管・組織制御技術について述べる。最適化された製造技術は基本的に両国共通である。端栓接合技術としては、加圧抵抗溶接法の開発が進められている。ODSフェライト/マルテンサイト鋼が優れた高温強度と耐照射性を有することが確認されている。

論文

Stability of non-stoichiometric clusters in the MA957 ODS ferrtic alloy

酒瀬川 英雄; Legendre, F.*; Boulanger, L.*; Brocq, M.*; Chaffron, L.*; Cozzika, T.*; Malaplate, J.*; Henry, J.*; de Carlan, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.229 - 232, 2011/10

 被引用回数:64 パーセンタイル:97.53(Materials Science, Multidisciplinary)

商用化されている酸化物分散強化型鋼MA957は少なくとも2種類のナノメートルサイズの酸化物粒子を持っていた。非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターと化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$である。非化学量論組成のクラスターの大きさは化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$よりとても小さいものであった。ここから非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターが酸化物分散強化を支配することを確認した。ここでは、この非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターの熱処理後(1473K$$times$$1h)の安定性に注目した。ほとんどの非化学量論組成のクラスターは安定だったが、一部をサイズを大きくさせながら化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$になった。これらに加えて、TiO$$_{2}$$も観察された。これらはイットリウムの増加した殻を持っていた。イットリウムの拡散がこれらの酸化物の成長のために重要な役割があることがわかった。

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