Microstructural features and ductile-brittle transition behavior in hot-rolled lean duplex stainless steels

高橋 治*; 渋井 洋平*; 徐 平光; Harjo, S.; 鈴木 徹也*; 友田 陽*

Quantum Beam Science (Internet), 4(1), p.16_1 - 16_15, 2020/03

https://doi.org/10.3390/qubs4010016

The characteristics of texture and microstructure of lean duplex stainless steels with low Ni content produced through hot rolling followed by annealing were investigated locally with electron backscatter diffraction and globally with neutron diffraction. Then, the ductile-brittle transition (DBT) behavior was studied by Charpy impact test. It is found that the DBT temperature (DBTT) is strongly affected by the direction of crack propagation, depending on crystallographic texture and microstructural morphology; the DBTT becomes extremely low in the case of fracture accompanying delamination. A high Ni duplex stainless steel examined for comparison, shows a lower DBTT compared with the lean steel in the same crack propagating direction. The obtained results were also discussed through comparing with those of cast duplex stainless steels reported previously (Takahashi et al., Tetsu-to-Hagane, 100(2014), 1150).

On the effects of fatigue precracking on the microstructure around precrack in 1TCT fracture toughness specimen of F82H-IEA

谷川 博康; 橋本 直幸*; Sokolov, M. A.*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.58 - 60, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。低放射化フェライト鋼の延性脆性遷移温度評価はマスターカーブ法による評価が中心となるが、F82H鋼の評価においては、遷移温度領域において特異な低靭性データが得られることが問題となっており、本研究によって、その原因と解決法が示唆された。まず予亀裂周辺のミクロ組織は、光学顕微鏡,SEM,方位像顕微鏡(OIM),TEMによって観察された。この一連のクラック前方周辺のTEM試片はFIB加工によって作製された。さらに試験後の破面観察も行われた。光学顕微鏡観察の結果、疲労予亀裂の形成は、始め直線的であるが、そのあと旧オーステナイト粒界に沿って進み、最終端では、23の方向に分かれている傾向にある。SEMとOIMの結果より、予亀裂周辺と予亀裂前方のミクロ組織は、典型的なF82H鋼の疲労組織に見られるようなセル構造を呈していた。さらにクラック前方の領域から得られたTEM像と、逆極点図形は、この構造変化を支持するものである。予亀裂の分離や予亀裂前方のセル構造は、破壊靭性に影響することから、粗大な旧オーステナイト粒を持つ鋼の場合、疲労予亀裂の影響が遷移温度領域における特異な低靭性として現れやすい可能性があることを指摘した。

Development of a small specimen test machine to evaluate irradiation embrittlement of fusion reactor materials

石井 敏満; 近江 正男; 齋藤 順市; 星屋 泰二; 大岡 紀一; 實川 資朗; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1023 - 1027, 2000/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(00)00093-3

国際エネルギー機関(IEA)が概念設計した加速器型中性子源を用いた国際核融合材料照射装置(IFMIF)は、核融合炉材料開発に不可欠な照射装置である。しかしながら、照射体積に制限があるため微小試験片試験技術(SSTT)の確立が必要となる。そこで、大洗ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発し、照射済フェライト鋼試験片のSP試験を行った。本報では、照射後SP試験方法、装置概略及び試験結果について述べる。SP試験片は、10mm角で長さ0.25mmの平板型、及び直径3mmで厚さ0.25mmのTEMディスク型である。また試験は、真空又は不活性ガス中で93K~1123Kの範囲で実施できる。フェライト鋼の試験の結果、SP試験で求めた中性子照射に伴う延性ぜい性遷移温度の変化量は、シャルピー衝撃試験で求めた遷移温度の変化量に良く一致した。

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)の衝撃特性の評価

上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC TN9400 2000-035, 164 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-035.pdf:3.67MB

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS鋼:0.12C-11Cr-0.5Mo-2W-0.2V-0.05Nb)は、サイクル機構が高速炉の次期炉心材料候補として開発した鋼種であり、1992年の材料強度基準(暫定案)の策定時に延性脆性遷移温度(DBTT)が評価されているが、衝撃特性において重要な特性の1つである寸法依存性、および上部棚吸収エネルギー(USE)の評価が行われていないといった課題がある。本報告では、PNC-FMS鋼および海外材のデータを用いて、USE,DBTTそれぞれにおける寸法依存性、熱時効効果、照射効果などを評価し、PNC-FMS鋼における製造時のUSEとDBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を策定した。得られた主な結果は次の通りである。(1)USEの寸法依存性は「(Bb)のn乗」(B:試験片の幅、b:試験片のリガメントサイズ)を用いて「USE=m(Bb)のn乗」(m,nは定数)の関係として適切に評価可能であること、およびPNC-FMS鋼の場合「n=1.4」となることを明らかにした。「(Bb)のn乗」における乗数「n」は、フルサイズ試験片のUSE(J)と関連付けられ、「n=1.3810のマイナス3乗USE+1.20」の関係式が得られた。(2)DBTTの寸法依存性は「BKt」(Kt:弾性応力集中係数)を用いて適切に評価可能であり、「DBTT=p(log10BKt)+q」(p,qは定数)の関係にあることを明らかにした。PNC-FMS鋼の場合、DBTT=119(log10BKt)-160であった。(3)製造時DBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を用いて、照射後のDBTTを推定した結果、350650の照射温度範囲でサブサイズ試験片(幅3mm高さ10mm)のDBTTは180以下であった。

Nondestructive evaluation for characterizing neutron irradiation embrittlement of materials by using ultrasonic technique

石井 敏満; 大岡 紀一; 小林 英男*

Proc. of 2nd Japan-US Symp. on Advances in NDT, p.151 - 156, 1999/00

原子炉圧力容器鋼の経年的な中性子照射脆化量を評価するために炉内に装荷した監視試験片数量の減少が懸念され、監視試験を補う合理的な非破壊試験手法の確立が急務となっている。本報告では、A533B1鋼等の炉内構造材料の照射及び未照射試料に入射した超音波の伝播時間や底面エコー高さを測定した結果をもとにその音速及び減衰率の変化を評価した。照射脆化した材料では、超音波の音速が減少し、一方、減衰率が増加する傾向が認められた。さらに、超音波の横波音速変化と41Jシャルピー遷移温度の移行量との間に良い相関が認められたことから、超音波法が照射脆化量を非破壊的に評価する手法として有効であることを明らかにした。このほか、超音波の伝播時間やエコー高さなどの特性値をホットセル内で、容易かつ高精度に測定するために開発した遠隔操作用の超音波探触子固定治具の概要について紹介した。

Investigation on the evaluation of cleavage fracture toughness using PCCv specimens in the ductile-brittle transition range of reactor pressure vessel steels (contract research)

鬼沢 邦雄; 飛田 徹; 鈴木 雅秀

JAERI-Research 97-081, 36 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-081.pdf:1.44MB

原子炉圧力容器用鋼材の延性脆性遷移温度域におけるへき開破壊開始時の破壊靱性値を精度良く求めるため、4種類の国産圧力容器用ASTM A533B-1鋼を使用して、予き裂付シャルピー型破壊靱性(PPCv)試験片の適用性を検討した。PCCv試験片と標準型1T-CT試験片から得られる破壊靱性値の間に認められた試験片寸法効果を補正するため、最弱リンク理論に基づく補正式をPCCvデータに適用した。しかしながら、鋼材により寸法効果は十分に補正しきれない場合があることがわかった。また、ASTMで提案されているマスターカーブ法を適用し、PCCv試験片の試験結果から破壊靱性遷移曲線の照射によるシフトを求めると、シャルピー41Jレベルの遷移温度シフトより大きいことが示された。さらに、試験片の破面観察により、へき開破壊前の延性き裂成長及び破面上のへき開破壊の起点について特徴付けを行った。

JAERI contribution for the IAEA coordinated research program; Phase III(CRP-3) on optimizing of reactor pressure vessel surveillance programmes and their analysis

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 植田 脩三

JAERI-M 93-201, 73 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-201.pdf:1.58MB

原子炉圧力容器鋼の照射脆化に関するIAEA協力研究PhaseIII計画の一環として、原研ではニッケル及び銅含有量を変えた7種類の鋼材を用いて中性子照射試験を実施した。中性子照射試験はJMTRで行い、破壊靱性試験を含む照射後試験は東海ホットラボにて実施した。得られた結論は次の通りである。(1)鋼材中のニッケル含有量の増加に比例して、照射硬化・脆化は増加する,(2)中性子照射による降伏応力の増加は、硬さの増加及びシャルピー遷移温度シフトと良い相関がある,(3)上部棚温度域では、破壊靱性の照射による低下と照射硬化には良い相関があるが、シャルピー吸収エネルギと照射硬化には良い相関は認められなかった。

高温工学試験研究炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の熱時効脆化の電気化学的評価

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 庄子 哲雄*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 32(2), p.169 - 175, 1991/00

400Cから500Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行ったHTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、硝酸カルシウム溶液中で計測したアノード分極曲線を用いた、粒界脆化の非破壊的な評価手法の検討を行った。そして、それらの結果とシャルピー衝撃特性の相関を考察し、本法のサーベイランス試験法としての適用可能性を示した。得られた主な知見は以下のとおりである。(1)アノード分極曲線中の2次ピーク電流密度の上昇量と、粒界脆化度は、時効温度に依存した一義的な相関が得られた。これにより、供用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を非破壊的に診断できる。(2)上記(1)の相関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度の変化が著しく、これは脆化に対してより実効的なPの偏析状態を敏感に反映した結果であると考えられた。

Evaluation of neutron irradiation embrittlement of heavy section nuclear reactor pressure vessel steels in terms of elastic-plastic fracture toughness

古平 恒夫; 宮園 昭八郎; 中島 伸也; 石本 清; 伊丹 宏治

Nucl.Eng.Des., 85, p.1 - 13, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(85)90265-1

原子炉圧力容器の構造健全性評価に資するため、国産の超厚Mn-Mo-Ni系低合金鋼4種類を供試し、弾塑性破壊靱性により中性子照射脆化挙動を調べた。中性子照射はJMTRにて 290C,2~710n/cm(1MeV)の範囲で行い、中性子照射脆化は、J破壊靱性及びシャルピー衝撃試験により評価した。得られた結果を要約すると以下のとおりである。1)現在の超厚鋼製造技術で、Cu,P等を低減して製造した鋼材は、中性子照射脆化が軽微である。2)遷移温度領域では、シャルピー吸収エネルギー41Jレベルにおける遷移温度の移行量は、破壊靱性100MPa√mにおける遷移温度の移行量とほぼ等しい。3)直流電位差法は、照射材の破壊靱性及びJ-Rカーブの測定に極めて有用な方法である。

原子炉の安全性研究の現状

村主 進

原子力工業, 21(10), p.54 - 60, 1975/10

http://ci.nii.ac.jp/naid/40001071949

日本における原子炉の安全性研究の目的、歴史的背景および現状について紹介した。また原研の安全性研究の最近の成果の主なものについても述べている。