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鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
Effects of Radiation on Materials: 20th International Symposium (ASTM STP 1405), p.79 - 96, 2001/07
原子炉圧力容器の健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる遷移温度シフトが破壊靱性のシフトと等しいと仮定して、照射後の破壊靱性を評価している。そこで本研究では、予き裂シャルピー破壊靱性(PCCy)試験片を用いて求めた破壊磁性シフトとシャルピー遷移温度シフトとの比較を行った。4種類の国産圧力容器用ASTM A533B-1鋼を用い、中性子照射試験はJMTRにおいて、最高1310(n/cm,E1MeV)まで実施した。また、照射後焼鈍による脆化の回復挙動についても、双方のシフトを比較した。焼鈍条件は、350及び450で100時間である。破壊靱性シフトは、最弱リンク理論に基づくマスターカーブ法を適用して求めた。ばらつきは大きいものの、破壊靱性遷移温度のシフトは、シャルピー試験から求まる遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。
鵜飼 重治; 上平 明弘; 水田 俊治
Effects of Radiation on Materials: 20th International Symposium (ASTM STP 1405), p.487 - 499, 2001/00
FFTFで燃料集合体照射されたPNC316と15Cr-20Ni鋼製の燃料被覆管について、燃料ピン外径測定と被覆管密度測定結果から、被覆管の照射クリープ係数を求めた。その結果は、FFTF-MOTA材料照射結果に基づき、すでに求めている値と同様であることから確認した。照射クリープとスエリングの相互作用係数(D項)は、スエリング速度の増加に伴い低下することを明らかにした。