neutron diffraction study of phase stress evolution in a ferrous medium-entropy alloy under low-temperature tensile loading

Bae, J. W.*; Kim, J. G.*; Park, J. M.*; Woo, W.*; Harjo, S.; Kim, H. S.*

Scripta Materialia, 165, p.60 - 63, 2019/05

https://doi.org/10.1016/j.scriptamat.2019.02.027

Phase stress evolution of face-centered cubic (FCC) and deformation-induced body-centered cubic (BCC) phases was measured in recently developed ferrous medium-entropy alloy. This was done during tensile deformation at -137C using neutron diffraction measurement for the quantitative interpretation of the role of martensitic transformation on the improved low-temperature tensile properties. The strain-hardening rate curve exhibits two-stage hardening behavior, and the phase stress and stress contribution from the BCC phase increases significantly while that from FCC phase decreases during plastic deformation. This is a direct demonstration that BCC phase contributes significantly to the increase in strength and strain hardening.

Modeling of high homologous temperature deformation behavior using the viscoplasticity theory based on overstress (VBO), Part I; Creep and tensile behavior

橘 幸男; E.Krempl*

Trans. ASME, Ser. H, 117, p.456 - 461, 1995/10

超過応力に基づく粘塑性理論(VBO)は降伏曲面及び除荷、負荷の条件を必要としない内部状態変数理論であり2つのテンソル内部状態変数、すなわち、平衡応力と移動応力を持つ。本論文では、高相対温度下での材料挙動を記述できる、VBOに基づくモデルを提案している。高相対温度下の材料挙動にVBOを適用する際には、拡散の影響を考慮するために、内部状態変数の発展式に回復項を導入する必要がある。本モデルでは平衡応力の発展式に回復項を加えており、さらに等方応力と呼ばれるスカラ内部状態変数の軟化を表現することで、遷移クリープ、定常クリープのみでなく、加速クリープをも再現できるようにしている。また、アロイ800Hのクリープ試験及び引張試験データに提案したモデルを適用し、これらのデータを精度よくシミュレートできることを示している。

Fuel behavior in simulated RIA under high pressure and temperature coolant condition

丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04

https://doi.org/10.3327/jnst.30.281

軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。

Fast neutron irradiation of Ti-Ni shape memory alloys

星屋 泰二; 島川 聡司; 市橋 芳徳; 西川 雅弘*; 渡辺 健二*

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.1119 - 1122, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(91)90288-I

形状記憶合金は遠隔操作を用いた要素迅速交換技術に極めて有用であるが、実用上最も問題となる高速中性子照射挙動については明らかではない。高速中性子炉JMTR及び14MeV中性子源オクタビアンにおいてTiNi形状記憶合金の照射実験を実施した結果、中性子照射による特異な照射挙動、(1)電気抵抗の負の温度依存性(2)5%までの回復弾性歪(3)高破断応力及び(4)損傷回復挙動の存在が明らかになった。この損傷回復はT/T=0.33(T:融点、T=523k)という極めて低い温度で生ずる。この現象を利用すれば、照射環境温度を制御することにより照射損傷の影響を最小限に抑制することが可能となる。規則構造を有するTiNi形状記憶合金は変位損傷、変位損傷率や照射温度など中性子照射環境因子に対して、速応答性であると同時に高感受性でもあるため、耐照射型機能材料となり得る可能性を有している。

反応度事故条件下における燃料破損挙動に及ぼす初期ギャップ幅の影響,1; NSRRにおける初期ギャップ幅パラメータ実験

斎藤 伸三; 石島 清見; 丹沢 貞光; 塩沢 周策; 大西 信秋

JAERI-M 8087, 42 Pages, 1979/02

JAERI-M-8087.pdf:1.42MB

本稿はNSRRで行なった初期ギャップ幅パラメータ実験の結果について述べたものである。実験は、初期ギャップ幅がそれぞれ0.195mm、0.095mmおよび0.050mmの三種類の試験燃料を用いて行ない、1)被覆管表面でDNBが発生する発熱量は初期ギャップ幅の相違によって顕著に変化すること、2)発熱量が200cal/g・UO以上になると被覆管表面温度の最高値は初期ギヤップ幅の相違にほとんど依存しなくなること、3)破損しきい値は、初期ギャップ幅が狭い程低くなる傾向にあるが、その値の相違はそれ程大きくないこと、4)破損機構は初期ギャップ幅の相違によって変化しないこと、5)燃料の温度挙動および変形挙動を理解するうえでペレットの変形の正確なモデル化が今後の課題となること、等の重要な結論を得た。

NSRR実験における燃料中心温度測定

星 蔦雄; 岩村 公道; 柳原 敏; 折田 義彦; 細川 隆徳*

JAERI-M 7796, 85 Pages, 1978/08

JAERI-M-7796.pdf:1.46MB

NSRR標準型試験燃料の中心孔にW-5%Re/W-26%Re熱電対を挿入し、パルス照射時の燃料中心温度挙動を測定した。実験は3燃料体について、36~242cal/gUOの発熱量範囲内で、それぞれ4~6回繰り返し照射を行なった。実験の結果、燃料中心温度測定の再現性は良好で、冷却過程では燃料中心温度挙動は、被覆管表面熱伝達率に支配されることが確認された。繰り返し照射の影響については、燃料中心温度挙動は照射履歴の影響は少ないが、被覆管表面温度挙動は、DNBを越えると、繰り返し照射の影響をかなり受けることがわかった。また、繰り返し照射が破損しきい値におよぼす影響は、今回の実験に関する限り小さかった。