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報告書

新材料ラッパ管試作評価試験(2B)

寺西 洋志*; 平野 奨*; 大沢 敏幸*; 松田 勝彦*; 菜本 亘*; 佐々木 静雄*

PNC TJ9009 89-001, 89 Pages, 1989/05

PNC-TJ9009-89-001.pdf:3.75MB

前回の評価で良好な性能を得た大型高速実証炉長寿命燃料集合体用ラッパ管の適正成分系0.1C-11Cr-0.4Mo-2W-0.2V-0.05Nb-0.5NをベースにB添加の影響を検討した。選定した成分の板材にて目標の機械的性質(引張強度、靱性)を満足する熱処理条件を定め、その結果に基づきラッパ管を試作し評価をおひなった。本研究で得られた結果を以下に要約する。(1)B無添加鋼と20ppm添加鋼では引張性質、硬度の機械的性質には殆ど相違が認められない。Bにより若干衝撃性質は劣化することが分かった。(2)目標機械的性質のなかで問題となる650$$^{circ}C$$引張強度($$sigma$$B(650$$^{circ}C$$)$$geqq$$40kgf/mm2,$$sigma$$0.2(650$$^{circ}C$$)$$geqq$$30kgf/mm2)を満足させる熱処理条件を決定した。1050$$^{circ}C$$焼ならし焼もどし温度は725$$^{circ}C$$以下の温度とする必要がある。焼ならし焼もどし温度は750$$^{circ}C$$でも目標強度は満足させることは可能である。(3)靱性目標値(焼ならし・焼もどし熱処理まま:DBTT$$leqq$$20$$^{circ}C$$、600$$^{circ}C$$$$times$$5年使用相当:DBTT$$leqq$$150$$^{circ}C$$)は1050、1100$$^{circ}C$$で焼ならししたものは焼ならしまま$$sim$$750$$^{circ}C$$焼もどしのいずれの場合でも満足する。1200、1300$$^{circ}C$$で焼ならししたものは750$$^{circ}C$$焼もどしを施しても満足しない。(4)板材で選定した成分(0.1C-11Cr-0.4Mo-2W-0.2V-0.05Nb-0.5N)と熱処理条件(1050$$^{circ}C$$焼ならし・700$$^{circ}C$$焼もどし)にてラッパ管の製作を行い、品質・性能の評価をした。

報告書

被覆管内面コーディング法の開発(B)

寺西 洋志*; 安楽 俊朗*; 前田 禎一*

PNC TJ9009 88-008, 80 Pages, 1988/07

PNC-TJ9009-88-008.pdf:11.99MB

燃料の長寿命化を図る上で、FCCIの低減対策の確立が急務となっている。低FCCI化のため、経済性にすぐれた実用的なコーティング材およびコーティング方法の開発が必要である。 本研究では、化学的気相蒸着法とライニング法によりCr、V、Nb、Ti、Zrの単独又は複合のコーティングを実施した。 その結果をまとめると、以下のとおりである。 (1) 化学的気相蒸着法によりCr、Vをコーティングする方法は、コーティング温度が1000$$^{circ}C$$以上であり、316ステンレス鋼の最終製品には適用できない。 (2) 同法を途中工程で適用し、Cr、Vをコーティングしたものは、最表面層に生成するカーバイド層が熱延や冷延により剥離や脱落するために、適用は困難である。 (3) 同法でCr、VをコーティングしてTiやZr板とステンレス鋼とのインサート材とする方法も、最表面のカーバイド層の割れと表面近傍部の組成が鉄を主体(60$$sim$$70%Fe-30$$sim$$40%V、Cr)となっているために、TiやZr-Feとの共晶が950$$^{circ}C$$$$sim$$1100$$^{circ}C$$で生じ、融解する。 (4) Nb板をライニングする方法は、単独でステンレス鋼および12%Cr鋼にライニングすることも、Tiとステンレス鋼とのインサート材とすることも可能である。TiとNbとは固溶体をなし、FeのTiへの移行も防止できるので、共晶の恐れもNbを適正な厚さに確保すれば抑制できる。 (5) Nb板をライニング材とする問題点は、Fe-Nbの界面にNbCカーバイド層が生成(熱延や熱処理により)して、冷間圧延や熱間圧延によりマイクロクラックが生ずることである。 このためには、Fe/Ni/Nbなどの炭素移行を防止する対策が必要である。

報告書

核融合炉用改良ステンレス鋼の研究開発(I)

白石 健介; 太田 定雄*; 青田 健一*; 榊原 瑞夫*; 寺西 洋志*; 小崎 明郎*; 三浦 立*; 野原 清彦*; 佐々木 晃史*; 高岡 達雄*; et al.

JAERI-M 84-189, 220 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-189.pdf:14.7MB

核融合実験炉およびそれに続くトカマク型の核融合炉の構造材料として研究開発を進めている第一候補材料(PCA)および5種類の比較材料について、昭和56年度および昭和57年度に、鉄鋼6社への委託試験および金属材料技術研究所との共同研究として実施してきた試験研究の成果をまとめた。これらの材料の製造・加工性、基本特性は少なくとも316ステンレス鋼と同等であることが確認できた。また、高温水による応力腐食割水性に関する試験によって、PCAは水環境で使用できる構造材料として期待できることが分かった。また、PCAの溶接については、溶接棒の選定を行ない、溶接継手の基本特性に関する試験ができるようにした。

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