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報告書

高純度鉄基合金開発に関する研究; 高純度試料作製・極微量分析・特性試験, 先行基礎工学分野に関する報告書

安彦 兼次; 高木 清一*; 加藤 章一; 永江 勇二; 青砥 紀身; 斉藤 淳一

JNC TN9400 2000-059, 43 Pages, 2000/05

JNC-TN9400-2000-059.pdf:2.08MB

本研究では、現状技術で製作可能な高純度鉄および高純度鉄基合金の材料諸特性を把握し、先進的高速炉の構造材料および機能性材料への適用見通しを得ることを目的とする。そこで、まず10kg程度の高純度鉄及び高純度鉄基合金を超高真空対応のコールドクルーシブル溶解炉を用いて溶製した。次に高速炉の特徴である高温ナトリウム環境と高純度鉄および高純度鉄基合金との共存性、常温および高温における引張特性について検討した。また、高純度鉄基合金の高速炉構造材料に特化された性質の一つである高温クリープ特性を調べるために550$$^{circ}C$$におけるクリープ試験を行い、その特性を評価した。さらに、高純度鉄の基本的材料特性である熱膨張係数や比熱、電気比抵抗などを測定し、機械的特性等含めて高速炉構造材料への見通しを評価した。特性試験および評価より以下の結果が得られた。(1)超高真空対応のコールドクルーシブル溶解炉を用いて10kg程度の高純度鉄および高純度50%Cr-Fe合金を溶製することができた。(2)常温および高温における変形挙動を理解するために高純度50%Cr‐Fe合金の引張試験を行った。その結果、高純度50%Cr-Fe合金は高温においても高強度でかつ延性を有していることがわかった。(3)高純度50%Cr-Fe合金の物理的特性(熱膨張係数や比熱等)を測定した。高純度50%Cr-Fe合金の熱膨張係数はSUS304よりも小さく、高速炉構造材料として有望であることがわかった。(4)ナトリウム腐食試験の結果、普通純度鉄は重量減少を示したが、高純度鉄は重量増加を示した。また、普通純度鉄は粒界近傍に著しい腐食が生じていたが、高純度鉄は粒界にも腐食は生じていなかった。(5)高純度50%Cr-Fe合金の550$$^{circ}C$$でのクリープ試験を実施した。その結果、短時間側で高純度50%Cr-Fe合金のクリープ破断強さは改良9Cr-1Mo鋼よりも高強度であるが、長時間側では同程度の強度であった。一方、クリープ破断伸びおよび絞りは改良9Cr-1Mo鋼より若干低下した。

報告書

ODSフェライト鋼被覆管の設計評価用関係式の検討

水田 俊治; 上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC TN9400 2000-048, 28 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-048.pdf:0.64MB

高速増殖炉の被覆管材料としてのODSフェライト鋼は、耐照射性に優れるフェライト-マルテンサイト鋼中に酸化物(Y2O3)を微細に分散させて高温強度を改善しているため、燃料集合体の高燃焼度化とプラントの高温化を同時に達成可能な材料として期待されている。実用化戦略調査研究において、基準プラントである「MOX燃料Na冷却炉」の燃料被覆管にODSフェライト鋼を適用した場合の設計研究を供するため、ODS鋼フェライト鋼について、最新データを基に以下の材料特性・強度関係式を暫定的に策定した。(1)設計クリープ破断応力強さ(2)クリープ強度補正係数(環境効果)(3)外面腐食(Na中)(4)内面腐食(MOX燃料中)(5)熱伝導度

報告書

損傷組織の定量化技術の研究, 溶接部の高温損傷の定量化技術; 先行基礎工学分野に関する平成11年度報告書

門馬 義雄*; 山崎 政義*; 永江 勇二; 加藤 章一; 長谷部 慎一; 青砥 紀身

JNC TN9400 2000-044, 22 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-044.pdf:1.37MB

高速炉プラントの新構造材料および寿命診断技術の開発では、従来強度評価の補強資料として定性的理解のみに用いられてきた材料組織の微視的観察結果とその分析データを定量的に把握し、組織変化が材料特性におよぼす効果あるいは相関性を評価する手法の確立が必要である。特に炉心構造健全性を保証するために、溶接継手部における高温長時間強度特性と組織変化の関係を明らかにする技術開発のニーズが高い。このため、高速炉容器の溶接金属について、クリープによる組織の経時変化を定量化する技術に取り組んだ。本研究では、まず高速炉容器用に開発された316FR鋼を母材として、16Cr-8Ni-2Moおよび共金系(18Cr-12Ni-Mo)の溶接金属のクリープ試験を823および873Kで行い、37,000hまでのクリープ破断データを取得することにより、そのクリープ特性を明らかにした。さらにクリープ破断した試験片平行部の組織観察を行い、析出物の面積を定量化し、その経時変化とクリープ損傷の対応についての検討を行った。溶接金属のクリープ強度は高応力短時間側で16Cr-8Ni-2Mo系が共金系よりも小さいが、低応力長時間側では16Cr-8Ni-2Mo系と共金系のクリープ強度が同等になる傾向がみられた。また、クリープ破断延性は16Cr-8Ni-2Moの方が共金系よりも優れていることがわかった。さらに、溶接金属の823Kでの低応力長時間および873Kでは$$delta$$フェライト中に析出した$$sigma$$相界面に発生する割れがクリープ破壊の起点となることを明らかにした。16Cr-8Ni-2Mo系溶接金属の析出量はいずれの温度時間においても共金系溶接金属よりも少ない。析出物の変化はマグネゲージで測定した残留$$delta$$フェライト量の変化と良く対応しており、$$delta$$フェライト量が時間の経過と共に減少するのに伴い、析出量は増加することを明らかにした。16Cr-8Ni-2Mo系溶接金属のクリープ破断材平行部の析出量とクリープ破断時間(対数)との関係をLarson-Millerパラメータ(LMP)で整理すると、1次式で表すことができ、この式から16Cr-8Ni-2Mo系溶接金属の析出量の予測が可能になった。

報告書

Mod9Cr-1Mo鋼の疲労特性 -大気中低サイクル疲労試験結果-

古川 智弘; 小峰 龍司; 吉田 英一; 和田 雄作

PNC TN9410 93-042, 56 Pages, 1993/02

PNC-TN9410-93-042.pdf:3.36MB

現在、FBR大型炉一体貫流型蒸気発生器に適用が予定されているMOD.9CR-1MO 鋼について、基本材料特性を把握するために大気中高温低サイクル疲労試験を実施した。試験は、製品形状の異なる3鋼種(伝熱管相当板12MMT 、鋼板25MMT 、鍛鋼品250MMT) について、試験温度(0$$^{circ}C$$$$sim$$650 $$^{circ}C$$) 、ひずみ範囲(0.4$$sim$$1.2 %) 、試験片採取位置および方向をパラメータにした。得られた試験結果は、以下の通りである。1)MOD.9CR-1MO 鋼は、「もんじゅ」SGに適用された2.25CR-1MO鋼と同様、初期時に若干応力が増大するが繰り返しに伴い応力が低下する傾向が認められ、いわゆる繰り返し軟化挙動を示した。2)低サイクル領域での疲労強度は、現行暫定基準が採用されている「もんじゅ」材料強度基準の2.25CR-1MO鋼の最適疲労線図より、十分に優れた強度を有しており、SUS304に匹敵するものであった。また、同じ9CR系鋼である9CR2MO鋼、低C-9CR-1MO-NB-V鋼と比較しても、低ひずみ領域で優れた疲労強度を有していることがわかった。3)鍛鋼品の寿命にばらつきが発生した。採取位置および採取方向の影響の有無を調べた結果、明瞭な特性の差異は認められず、バラツキの範囲として整理できるものであった。以上、本試験によりMOD.9CR-1MO 鋼の鋼板および鍛鋼品の大気中疲労特性を把握することができた。これらのデータは、平成4年度の暫定的な設計疲労線図の改定および強度評価手法の高度化に反映された。

報告書

材料特性データ集; 高強度フェライト/マルテンサイト鋼の大気中およびナトリウム中内圧クリープ特性, No.Q01

木村 重人; 青木 昌典; 桜井 方*; 柳林 清司*; 吉田 英一; 和田 雄作

PNC TN9450 92-004, 37 Pages, 1992/06

PNC-TN9450-92-004.pdf:0.78MB

本報告書は、耐照射スエリング特性に優れ、FBR大型炉用炉心材料として適用が予定されている高強度フェライト/マルテンサイト網について、材料開発室で収得した大気中およびナトリウム中内圧クリープ特性データをまとめたものである。1材料:高強度フェライト/マルテンサイト網燃料被覆管形状($$Phi$$6.5$$times$$0.47MMT)2試験環境:大気中およびナトリウム中3試験温度:600、650$$^{circ}C$$)4フープ応力:9.48$$sim$$32.43KGF/MM2、5データ点数:13点、なお、材料特性データは、「FBR構造材料データ処理システムSMAT」のデータ様式に従い作成したものである。

論文

核融合炉材料における中性子照射効果

白石 健介

応用物理, 55(3), p.202 - 209, 1986/00

核融合炉のプラズマ周辺の構造材料では、中性子照射による特性劣化と放射化が大きな問題になっている。核分裂炉に比べて高エネルギーの中性子が発生する核融合炉では、格子位置からエネルギーの大きな原子がはじき出されることや核変換によって多量のHeが生成することが、材料の照射損傷の解析を複雑にしている。また、核変換によって生じる長寿命の放射性核種は、炉の分解・修理ばかりではなく、炉で使用した材料の廃棄でも大きな問題を引き起こしている。そこで、核融合炉における中性子照射環境,中性子による格子原子のはじき出し,Heの生成およびそれらと材料特性との関係について、核分裂炉の照射と比較して述べる。さらに、低放射化材料の開発を念頭において、構造材料の放射化について解説する。

口頭

低放射化フェライト鋼F82H溶接部の材料特性評価

廣瀬 貴規; 酒瀬川 英雄; 中島 基樹; 谷川 博康

no journal, , 

ブランケット構造材料である低放射化フェライト鋼F82Hの材料特性データベース蓄積の一環として、TIGおよび電子ビームにより製作したF82H溶接継手を対象とした物性および強度特性評価試験を実施するとともに、溶接後熱処理が溶接部の強度特性に及ぼす影響を評価した。この結果、720$$^{circ}$$Cにおいて溶接後熱処理した溶接金属部の物理特性は概ねF82H母材と同等であり、母材との有意な差が認められた線膨張率および熱拡散率においても、その違いは約10%であった。強度特性では、溶接金属および変態点以上に加熱された熱影響部において、硬化並びに脆化が確認されたが、750および780$$^{circ}$$Cにおける溶接後熱処理により、母材の強度低下を抑制しつつ硬化を回復できることを得た。

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