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論文

Irradiation response in weldment and HIP joint of reduced activation ferritic/martensitic steel, F82H

廣瀬 貴規; Sokolov, M. A.*; 安堂 正己; 谷川 博康; 芝 清之; Stoller, R. E.*; Odette, G. R.*

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S557 - S561, 2013/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:47.05(Materials Science, Multidisciplinary)

The objective of this work is to investigate irradiation response in the joints of F82H. The joints of F82H were prepared using TIG welding, EB welding and Hot-Isostatic-Pressing (HIP). As for weld joints, mechanical specimens were cut out of weld-metal (WM), heat-affected-zone (HAZ). These specimens were irradiated in an instrumented irradiation capsule, RB-15J in HFIR at Oak Ridge National Laboratory. The irradiation temperature was controlled at 573 and 673 K using liquid lithium as a heating medium, and the irradiation dose was up to 6 dpa. Tensile tests after 573 K irradiation revealed that the hardening in WM and base metal (BM) are greater than 300 MPa. On the other hand, HAZ exhibits about half of that of the WM and BM. Since the HAZ is the weakest part in the joint even before irradiation, neutron irradiation significantly enhances the weakness of the HAZ and it could be in danger of local deformation at this region.

論文

Irradiation hardening in F82H irradiated at 573 K in the HFIR

廣瀬 貴規; 大久保 成彰; 谷川 博康; 安堂 正己; Sokolov, M. A.*; Stoller, R. E.*; Odette, G. R.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.108 - 111, 2011/10

 被引用回数:13 パーセンタイル:23.58(Materials Science, Multidisciplinary)

F82Hは日米協力照射試験プログラムの下で、過去20年以上にわたって研究が進められてきた。これらの結果、F82Hは673K以上では60dpaまで照射硬化しないことが明らかとなった。本研究では照射硬化が顕著になる573KにおけるF82H照射試験の最新の結果を要約する。この研究で使用された材料はF82H-IEA及び改良鋼である。照射後の強度試験によりF82Hの照射硬化は9dpa付近で飽和し、その耐力は1GPaであることが明らかとなった。延性の低下も同様に9dpaで飽和した。また、照射の前にF82H-IEAより優れた延性を示した熱処理改良鋼の照射後延性は、標準的なF82Hのそれと同じレベルになることを得た。これはブランケット製作工程で生じたHAZ等の軟化部では延性低下が顕著となることを意味する。一方、ブランケット製作工程の熱履歴下で優れた組織安定性を示すTa増量鋼F82H-mod3の照射応答は、F82H-IEAと同等でありTaの悪影響は認められなかった。したがって、mod3材はHIPによって製造されるブランケットの構造材料として有効であると言える。

論文

Heat treatment effect on fracture toughness of F82H irradiated at HFIR

大久保 成彰; Sokolov, M. A.*; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 實川 資朗; 沢井 友次; Odette, G. R.*; Stoller, R. E.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.112 - 114, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:39.39(Materials Science, Multidisciplinary)

熱処理条件及び微量添加元素を変化させた低放射化フェライト鋼F82Hの照射硬化及び破壊靭性について調べた。試料は、標準材であるF82H-IEA材,IEA材に各種熱処理を加えたMod1シリーズ及びF82Hにタンタルを0.1%添加したMod3材である。これらの試料をHFIR炉で300$$^{circ}$$Cにて約18dpaまで照射した。照射後の硬さ試験の結果、Mod3材の照射硬化はIEA材と同程度であった。また、Mod1シリーズは、熱処理条件によって照射硬化が比較的抑えられる傾向を示した。破壊靭性試験から求めたMod3材の脆性遷移温度は、IEA材に比べて低く、室温付近であった。また、Mod1材も同様に室温付近であった。以上の結果から、熱処理条件の絞込み及び微量添加元素の調整が、照射後の遷移温度上昇の抑制に効果的であることが明らかになった。

論文

Status and key issues of reduced activation ferritic/martensitic steels as the structural material for a DEMO blanket

谷川 博康; 芝 清之; M$"o$slang, A.*; Stoller, R. E.*; Lindau, R.*; Sokolov, M. A.*; Odette, G. R.*; Kurtz, R. J.*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.9 - 15, 2011/10

 被引用回数:103 パーセンタイル:0.41(Materials Science, Multidisciplinary)

ITER建設の開始をうけ、原型炉にむけた研究開発はより具体的段階への移行が始まりつつある。この段階において開発の中心となる材料は、10年程度で工学設計活動に利用できるだけの十分な工学的バックグラウンドを有している材料でなければならない。この観点から、F82H、あるいはEUROFERといった低放射化フェライト鋼は、そのような要求を十分に満たすポテンシャルを有する唯一の材料といえる。そのことから、日欧協力「幅広いアプローチ」活動における国際核融合エネルギー研究開発センターにおける原型炉ブランケット材料工学開発における対象材料とされている。本論文では、特に材料製造技術,製作技術,検査試験技術、及び材料データベースの現状について総括する。また照射効果に関する近年の新しい知見についても総括する。

論文

Status of reduced activation ferritic/martensitic steel development

Baluc, N.*; Gelles, D. S.*; 木村 晃彦*; 實川 資朗; Klueh, R. L.*; Odette, G. R.*; Van der Schaaf, B.*; Jinnan, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.33 - 41, 2007/08

 被引用回数:169 パーセンタイル:0.24(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼に関する最近の研究成果をまとめて示す。低放射化フェライト鋼はさまざまな中間的な段階(部品等)を経て利用される。これらには、例えば、板材,管材,粉末冶金HIP材,液相/固相接合材等がある。これらは加工や熱処理の履歴を反映して性質がある程度異なる。加えて、使用に際して照射の効果を受ける。しかし、このような違いや照射の影響を含めても、低放射化フェライト鋼は、ITERのテストブランケットへの適用に関して、十分な強度を有する。一方、DEMOへの利用には、IFMIFによる性能評価を含めて、特に、多量の核変換生成水素及びヘリウムの影響について、さらなる研究の余地がある。

論文

Development of an extensive database of mechanical and physical properties for reduced-activation martensitic steel F82H

實川 資朗; 田村 学*; Van der Schaaf, B.*; Klueh, R. L.*; Alamo, A.*; Petersen, C.*; Schirra, M.*; Spaetig, P.*; Odette, G. R.*; Tavassoli, A. A.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.179 - 186, 2002/12

 被引用回数:144 パーセンタイル:0.68(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は照射下寸法安定性に優れ、また大きな投資無しで低放射化したコンポーネントを製造するに適する。このため、材料の開発及びこれを用いた炉設計研究が進められている。これまでIEAの低放射化フェライト/マルテンサイト鋼開発国際協力で、原研とNKKが開発した低放射化マルテンサイト鋼F82Hを標準材料としたラウンドロビン試験等が、EU,米国等の協力を受けて進めてきた。ここではF82Hについて、合金設計の考え方,熱物理的特性等の物性,照射前後の強度特性及びミクロ組織の評価結果,さらにこれらのデータベース化について報告する。ラウンドロビン試験等では、評価項目として、例えば強度特性について、引張,破壊靭性,衝撃,クリープ,疲労等といった、合金挙動を包括的に評価できる項目を選び、F82Hを代表とする低放射化マルテンサイト鋼の利用可能性について検討を加えた。その結果、F82Hのクリープ強度は、高温機器用材料として評価が高い9Cr-1Mo鋼と同等か優れること、また最も重要な照射挙動の一つである照射損傷による延性脆性遷移温度の上昇も他の合金と比較して小さい結果を得た。

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