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報告書

EBSDを利用したセラミックス中の照射損傷の解析手法の検討

藤村 由希; 石川 法人; 近藤 啓悦

JAEA-Technology 2024-012, 26 Pages, 2024/10

JAEA-Technology-2024-012.pdf:3.03MB

高い高温強度・耐腐食性を有するセラミックス材料は化学的に安定であり、その中でも特に酸化アルミニウム(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)は、耐照射性にも優れた材料であることが分かっている。一方で、耐照射性が高いということは照射損傷の度合いが小さいということを意味しており、ごくわずかな照射影響について検知し、適切に評価するのは非常に困難である。本研究ではこの「微小な照射損傷」を捉えるため、金属などを主体とする他の構造材料における照射影響解析の場面で利用されている電子後方散乱回折(EBSD)パターンを用いた格子ひずみ(弾性ひずみ)の解析をセラミックス材料に適用した。照射損傷の影響を抽出するために、酸化アルミニウム(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$)を原料とした単結晶サファイアを対象にし、いくつかの異なる照射量でイオン照射試験を行い、EBSD測定と格子ひずみ解析を実施したところ、これまでに分かっていた照射面と垂直方向の照射影響(格子膨張)に加えて、新たに水平方向の照射影響(格子収縮)を捉えることに成功した。さらに、照射量が増加するとともに照射損傷の程度も大きくなる傾向が見られた。以上のことから、EBSDは照射損傷によるセラミックス中の格子ひずみの照射量依存性を検知・評価できる有力な手法であることを明らかにした。

論文

Ion tracks and nanohillocks created in natural zirconia irradiated with swift heavy ions

石川 法人; 福田 将眞; 中嶋 徹; 小河 浩晃; 藤村 由希; 田口 富嗣*

Materials, 17(3), p.547_1 - 547_21, 2024/02

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.76(Chemistry, Physical)

340-MeV Auイオンビームを照射した天然ジルコニアにおいて形成されたイオントラックとナノヒロックを透過型電子顕微鏡で微細観察した。ナノヒロックの寸法が10nm程度であり、局所溶融した領域の寸法と同程度であることが分かった。したがって、一旦溶融した結果としてイオントラックとナノヒロックが形成されたことが分かる。次に、イオントラックを観察すると長方形の断面形状をしており、かつ結晶構造が大きく溶融前と変化していないことが分かった。したがって、他のセラミックスと異なり、ジルコニアにおいては、局所溶融後に、結晶構造を反映した異方的な再結晶化が起きていることが強く示唆される。一方で、イオントラックの中心部には、飛跡に沿った低密度のコア領域が形成されており、イオンビームが入射した表面への物質移動により物質欠損が形成されていることも判明した。物質欠損を伴う条件では再結晶化が不十分となり、飛跡のごく近くでは低密度コア領域が形成されていると説明できる。

論文

Oxidation and embrittlement behavior of FeCrAl-ODS cladding tube under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之

Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:43.92(Materials Science, Multidisciplinary)

To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.

論文

Direct observation of concentration fluctuations in Au-Si eutectic liquid by small-angle neutron scattering

坂口 佳史*; 高田 慎一; 川北 至信; 藤村 由希; 近藤 啓悦

Journal of Physics; Condensed Matter, 35(41), p.415403_1 - 415403_11, 2023/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Physics, Condensed Matter)

It is well-known that eutectic gold-silicon (Au-Si) alloys exhibit anomalous melting point depression, which is more than 1000 $$^{circ}$$C from the melting point of elemental Si (1414 $$^{circ}$$C). The melting point depression in eutectic alloys is generally explained in terms of a decrease of the free energy by mixing. However, it is difficult to understand the anomalous melting point depression only from the stability of the homogeneous mixing. Some researchers suggest that there are concentration fluctuations in the liquids, where the atoms are inhomogeneously mixed. In this paper, we measure the small-angle neutron scattering (SANS) of Au$$_{81.4}$$Si$$_{18.6}$$ (eutectic composition) and Au$$_{75}$$Si$$_{25}$$ (off-eutectic composition) at temperatures from room temperature to 900 $$^{circ}$$C in both solid and liquid states to observe such concentration fluctuations directly.

論文

Behavior of FeCrAl-ODS cladding tube under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之

Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:59.85(Materials Science, Multidisciplinary)

To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of $$sim$$5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.

論文

Investigation of the oxidation behavior of Zircaloy-4 cladding in a mixture of air and steam

根本 義之; 石島 暖大; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 575, p.154209_1 - 154209_19, 2023/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:60.29(Materials Science, Multidisciplinary)

著者らはこれまでジルコニウム合金製の燃料被覆管について、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化試験を実施し、乾燥空気中よりも空気と水蒸気の混合雰囲気中において酸化が速くなる場合のあることを報告してきた。このような酸化は使用済み燃料プール(SFP)の重大事故時や、原子炉圧力容器への空気侵入事故時に起こることが懸念されるため、詳細な検討が必要である。そのためジルカロイ4製の被覆管の酸化試験を、空気と水蒸気の混合比を変化させた環境中で800$$^{circ}$$Cの温度条件で実施し、酸化試験データに基づいて酸化速度定数の評価、酸化試験後の試料について、酸化層の詳細評価,水素吸収量の評価等を行った。その結果、酸化の極初期におけるジルコニウム窒化物(ZrN)の生成や、試料表面の全面に拡がる多孔質な酸化層の成長などが、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動に影響していることが確認された。以上に基づき、乾燥空気中と、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化メカニズムの違いについて議論を行った結果を報告する。

論文

Positron annihilation study of tungsten exposed to low-energy deuterium plasma

平出 哲也; 古田 光*; 鳥養 佑二*; 藤村 由希; 満汐 孝治*

JJAP Conference Proceedings (Internet), 9, p.011106_1 - 011106_7, 2023/00

低エネルギー重水素プラズマに暴露した多結晶タングステン(ITERグレード)試料を、$$^{22}$$Naを陽電子源として用い、陽電子消滅寿命測定を実施した。重水素プラズマのエネルギーは低いため、その効果は表面付近のみに現れると予測された。しかしながら、プラズマに暴露した試料の陽電子消滅平均寿命は暴露処理していない試料よりも長くなった。さらに、試料が2mm程度の厚みであるにもかかわらず、プラズマを暴露した面ではない反対側の面の測定を実施しても、表面とほぼ同じ結果が得られた。タングステン中に水素や重水素が存在することで欠陥が導入されるという報告は今までにないが、この結果は試料内部において重水素の影響で欠陥が導入された可能性を示している。

論文

Surface nanostructures on Nb-doped SrTiO$$_{3}$$ irradiated with swift heavy ions at grazing incidence

石川 法人; 藤村 由希; 近藤 啓悦; Szabo, G. L.*; Wilhelm, R. A.*; 小河 浩晃; 田口 富嗣*

Nanotechnology, 33(23), p.235303_1 - 235303_10, 2022/06

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.46(Nanoscience & Nanotechnology)

高速重イオンを微小入射角で照射したNb添加SrTiO$$_{3}$$の表面ナノ構造を調べた成果についてまとめた。セラミックスに対して高速重イオンを微小入射角で照射すると、ヒロックチェーン(イオンの飛跡に沿って、複数個並んで形成されるナノヒロック)が表面付近に形成されることが知られている。我々は、ヒロックチェーンの形態・性状をAFM(原子間力顕微鏡)とSEM(走査型電子顕微鏡)を利用して、詳細に調べた。その際に、全く同じヒロックチェーンを、AFMとSEMのそれぞれで観察することに成功した。AFMの観察データは、先行研究の示す通りに、ヒロックチェーンが形成されていることを示している一方で、SEMの観察データは(同じヒロックチェーンを観察しているにもかかわらず)ヒロックチェーンをつなぐ黒い線状コントラストも現れることが判明した。これらの新しい損傷データをもとに、ヒロックチェーンの形成メカニズムについて推論した。さらにTEM(透過型電子顕微鏡)観察し、微小入射角で照射した際に形成される特殊なイオントラック損傷の形成プロセスを明らかにした。

論文

Effect of irradiation on corrosion behavior of 316L steel in lead-bismuth eutectic with different oxygen concentrations

大久保 成彰; 藤村 由希; 友部 政勝*

Quantum Beam Science (Internet), 5(3), p.27_1 - 27_9, 2021/09

加速器駆動システム(ADS)において、核破砕ターゲットの隔壁であるビーム窓の材料は、過酷な条件下で重照射に晒される。ビーム窓材では、鉛ビスマス流れ環境下で高エネルギー中性子、あるいは陽子線照射により、弾き出し損傷と腐食とが同時に起こる。ADSで用いられる材料には、液体鉛ビスマス合金(LBE)内での液体金属脆化(LME)や液体金属腐食(LMC)に耐えるための共存性が必要である。本研究では、自己イオン照射した316Lに対して、照射後LBE中腐食試験によりLMC挙動を調べた。316L試料に対して、10.5MeVまで加速した鉄イオンを、450$$^{circ}$$Cにて最大50dpaまで照射を行った。低酸素濃度のLBE中、450$$^{circ}$$Cで腐食試験を行った結果、未照射部では、酸化皮膜は観察されずに局所腐食が見られた一方で、照射部は鉄/クロム系の酸化皮膜で覆われていた。また、高い酸素濃度のLBEの場合、未照射部は、鉄/クロム系酸化物の1層であった一方で、照射部は鉄酸化物と鉄/クロム系酸化物の2層酸化皮膜で覆われていた。316Lにおいて、自己イオン照射による残存空孔等の照射損傷が試料表面での鉄と酸素の拡散が促進されたことにより、酸化層の形成が促進したと考えられる。

論文

Gallium-effect in a lead-free solder for silver-sheathed superconducting tape

社本 真一; Lee, M. K.*; 藤村 由希; 近藤 啓悦; 伊藤 孝; 池内 和彦*; 保田 諭; Chang, L.-J.*

Materials Research Express (Internet), 8(7), p.076303_1 - 076303_6, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Pb, Ga、およびGaをドープした鉛フリーのSn-Ag-Cuはんだを使用して、銀被覆DI-BISCCOタイプHテープを使用した低接合抵抗率に対するガリウム効果を研究した。その結果について報告する。

論文

FE-SEM observations of multiple nanohillocks on SrTiO$$_{3}$$ irradiated with swift heavy ions

喜多村 茜; 石川 法人; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 山本 春也*; 八巻 徹也*

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 44(3), p.85 - 88, 2019/06

高速重イオンがセラミックスに真上から入射すると、イオン一つに対してヒロック(ナノメートルサイズの隆起物)が一つ表面に形成される。一方で近年、SHIがチタン酸ストロンチウム(SrTiO$$_{3}$$)や酸化チタン(TiO$$_{2}$$)の表面をかするように入射した場合、表面にはイオンの飛跡に沿って連続的に複数個のヒロックが形成されると報告された。これらは原子間力顕微鏡(AFM)を用いて観察されており、観察結果にはAFMのプローブ寸法由来の測定誤差を含んでいる。そこで本研究では、ヒロックのサイズより十分小さい分解能(1.5nm)を有し、非接触で観察可能な電界放出形走査電子顕微鏡(FE-SEM)を用いて連続ヒロックを観察し、形状の違いを検討した。SrTiO$$_{3}$$はNbを添加することで電気伝導性が発現する。SrTiO$$_{3}$$(100)とNbを0.05wt%添加した単結晶SrTiO$$_{3}$$(100)に対し、350MeVのAuビームを、単結晶表面に対するイオンの入射角が2度以下となるよう照射した。照射後のFE-SEM観察によって、SrTiO$$_{3}$$(100)表面には長さ数百nmにわたって直径20nmのヒロックが連続的に形成されていた一方で、Nbを添加したSrTiO$$_{3}$$(100)表面では、ほぼ同じ長さで凹状に溝が形成されていることがわかった。これらの形状の違いは電気伝導性とそれによる熱伝導性の違いが起因し、イオントラックの温度が融点付近になるSrTiO$$_{3}$$(100)ではヒロックが、昇華温度にまで上昇するNb添加SrTiO$$_{3}$$(100)では溝ができると考えられる。

口頭

Strain due to radiation damage in Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ single crystals irradiated with swift heavy ions

石川 法人; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 小河 浩晃

no journal, , 

原子力機構タンデム加速器を利用して、高速重イオン(200MeV Auイオンビーム)をAl$$_{2}$$O$$_{3}$$単結晶に照射し、照射によって生じる照射損傷に伴う歪みの照射量依存性を解析した。その際、歪み量は、EBSD(電子線後方散乱回折)法を用いて、精密に測定した。その結果、照射/未照射界面に垂直な方向かつイオンビームに垂直な方向の結晶格子面間隔は、照射するにしたがって減少する傾向があることが分かった。また、照射密度は均一であるにもかかわらず、歪みの空間分布は不均一ということが分かった。また、歪みの空間分布を解析すると、場所場所で歪みの増減が交互に現れ、それがサブミリメートルの波長で揺らいでいるように見える。入射イオン一つ一つは、ナノメートル範囲の照射損傷を引き起こすが、それが多数重畳するとなぜサブミリメートルの照射影響の揺らぎを形成するのか、既存の損傷メカニズムでは説明がつかない。この現象自体の報告例は無く、新しい損傷メカニズムを想定する必要がある。

口頭

Surface morphology of Nb-doped SrTiO$$_{3}$$ irradiated with swift heavy ions at grazing incidence

石川 法人; 藤村 由希; 近藤 啓悦; Szabo, G. L.*; Wilhelm, R. A.*; 小河 浩晃

no journal, , 

SrTiO$$_{3}$$等のセラミックスに対して高速重イオンを微小入射角で照射すると、ヒロックチェーン(イオンの飛跡に沿って、複数個並んで形成されるナノヒロック)が表面付近に形成されることが知られている。我々は、ヒロックチェーンの形態・性状をAFM(原子間力顕微鏡)とSEM(走査型電子顕微鏡)を利用して、詳細に調べた。その際に、全く同じヒロックチェーンを、AFMとSEMのそれぞれで観察することに成功した。AFMの観察データは、先行研究の示す通りに、ヒロックチェーンが形成されていることを示している一方で、SEMの観察データは(同じヒロックチェーンを観察しているにもかかわらず)ヒロックチェーンをつなぐ黒い線状コントラストも現れることが判明した。新しいSEMデータをもとに、ヒロックチェーンの形成メカニズムについて推論する。

口頭

FeCrAl-ODS被覆管のLOCA時挙動評価

成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之

no journal, , 

事故耐性燃料(Accident tolerant fuel: ATF)を実用化する上で、ATFに関する規制基準や規制判断に必要な知見を整備する必要がある。本研究では、ATF被覆管の有力な候補材料の一つである酸化物粒子分散型の鉄、クロム及びアルミニウムを主成分としたフェライト鋼被覆管(FeCrAl-ODS被覆管)を対象に、冷却材喪失事故(Loss-of-coolant accident: LOCA)模擬試験及び酸化速度評価試験を実施し、膨れ破裂、酸化、破断等のLOCA時挙動を評価した。得られた結果に基づき、FeCrAl-ODS被覆管を装荷した炉心がLOCA時に冷却可能形状を維持するために必要な条件を検討した。

口頭

高速重イオン照射したAl$$_{2}$$O$$_{3}$$の結晶格子間隔変化; 照射量依存性

石川 法人; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 小河 浩晃

no journal, , 

100MeV以上の高速重イオンをセラミックス試料に照射すると照射損傷が形成される。耐照射性の高いセラミックスの場合には、照射損傷メカニズムが複雑で、かつ照射影響が小さいために、照射損傷メカニズムを解明することが困難である。そのため、照射損傷自体を定量化して定義することから始めることが重要となる。今回、我々が採用したEBSD法(電子線後方散乱回折)は、格子間隔の変化を敏感に検知できること、場所ごとに異なる格子間隔の変化の大小を空間的に視覚化して、それをマッピングすることが可能であること、(一方向でなく)3次元方向の格子間隔変化を解析可能であることが、大きな利点である。本研究では、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$単結晶に対して、系統的に照射量を変化させて200MeV Auイオンを照射し、EBSD解析をした。その結果、過去のX線回折の結果と同様に、照射方向と平行な方向の結晶格子膨張を確認した。一方で、照射方向と垂直な方向において結晶格子収縮が起きることを初めて観測した。この高速重イオン照射に伴う歪みの発生量は、照射量の増加に伴ってより顕著になり、ほぼ照射量に対して線形に増加する傾向であることがわかった。

口頭

Ion tracks and nanohillocks created in zirconia-based oxides irradiated with swift heavy ions

石川 法人; 福田 将眞; 中嶋 徹; 小河 浩晃; 藤村 由希; 田口 富嗣*

no journal, , 

天然ジルコニアと高純度の人工ジルコニアに対して、高速重イオンを照射し、照射に伴って形成されたナノ構造を透過型電子顕微鏡(TEM)で観察した。天然ジルコニア、人工ジルコニアともに、ナノヒロックと呼ばれる表面構造が観察でき、どちらも直径が10nm程度の大きさであることが分かった。この寸法は高速重イオン照射によって溶融する領域の寸法と同程度であり、照射によって一旦は局所的に溶融した痕跡であると推定できる。一方で、天然ジルコニアに形成された内部損傷(イオントラック)の断面形状が長方形であることが確認できた。このことは、短い時間の間溶融した後に冷却する間に再結晶化が起こり、長方形の領域だけ損傷として残ったと解釈できる。一方で、人工ジルコニアの方は、形状がぼやけており、長方形とは定義できない形状になっていた。内部損傷の形状の違いの理由は未だ不明であるが、再結晶化のしやすさを左右する要素(試料のサイズや添加元素など)を考慮する必要性があると考えられる。

口頭

事故耐性向上を目指した燃料被覆管のコーティング技術に関する研究,3; 高温水蒸気中で酸化試験したCrコーティング被覆管の金相評価

河合 慶人*; 藤村 由希; 近藤 啓悦; 阿部 陽介; 石川 法人; 根本 義之; 山下 真一郎; 石島 暖大; 井岡 郁夫; 舟本 幸大*; et al.

no journal, , 

前報では、ジルカロイ4被覆管試料及び、それの外表面にクロム(Cr)コーティングを施した試料を用いて1100$$^{circ}$$Cでの高温水蒸気中酸化試験を20分間行った場合の酸化挙動と水素吸収挙動の違いについて報告した。今回はそれらの試料の断面観察の詳細を報告し、Crコーティングの有無による水素化物等の形状や分布の違いを評価した結果について報告する。

口頭

ADSターゲットビーム窓材(SS316L)の液体金属中腐食に及ぼす照射の影響

大久保 成彰; 藤村 由希; 喜多村 茜; 奥野 泰希; 近藤 啓悦

no journal, , 

加速器駆動未臨界システム(ADS)では、核破砕中性子源及び炉心冷却材として、鉛ビスマス液体金属を用いる。本研究では、ADSターゲット窓候補材の一つであるSS316L鋼に対して、イオン照射後に鉛ビスマス中にて浸漬試験を行い、材料腐食に及ぼす照射の影響を評価した。照射温度450$$^{circ}$$C、表面にて4及び8dpaまでの損傷量までFeイオン照射した316L鋼を、飽和酸素濃度, 低酸素濃度に調整した450$$^{circ}$$Cの鉛ビスマス中にて330時間浸漬し、表面の腐食状態を断面SEM等により観察した。未照射部では、酸化被膜が十分に形成しない環境において、照射により酸化腐食が促進した。また、鉛ビスマス中への鉄等の流出も照射部において観察された。以上のように、液体金属中で照射を受ける材料では、鉛ビスマス界面での物質移行過程が重要であることを示す結果が得られた。

口頭

改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発,5-4; 酸化挙動の詳細評価

根本 義之; 藤村 由希; 坂本 寛*; 山下 真一郎

no journal, , 

事故耐性燃料(ATF)被覆管候補材料として開発が進められているFeCrAl-ODS鋼の酸化挙動について、熱天秤を用いて水蒸気中での高温酸化挙動を評価した。表面に生成した酸化層についてレーザーラマン分光やEDSによる組成分析を行い、温度による酸化挙動の違いの原因について検討した。その結果、酸化層が高温ではアルミナ層であるのに対し、750$$^{circ}$$C以下では鉄の酸化物であることが示された。講演ではその詳細について報告する。

口頭

Effect of cold-work and long-term aging on SCC initiation susceptibility of austenitic stainless steel

近藤 啓悦; 青木 聡; 藤村 由希; 加治 芳行

no journal, , 

BWR炉内構造材料である低炭素オーステナイト系ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)発生感受性に及ぼす長時間熱時効の影響について研究を行った。実験の結果、20%冷間加工したSUS316L鋼に対して、288$$^{circ}$$Cで14000時間以上の熱時効処理を行ったところ、非常に高い粒界型SCC発生感受性を示すことが明らかとなった。原因追及のため長時間熱時効前後の材料微細組織観察を実施した結果、熱時効処理によって材料内部に導入された転位が再配列し、転位セル構造を形成することが明らかとなった。長時間熱時効材では、転位セル構造への変化により応力負荷時の塑性変形の均一性が喪失し、結晶粒界近傍の応力・ひずみの局所化を誘引したことが、SCC発生感受性上昇の原因の一つであると推測された。

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