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論文

In situ X-ray diffraction study of the oxide formed on alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water

渡邉 真史*; 米澤 利夫*; 菖蒲 敬久; 城 鮎美; 庄子 哲雄*

Corrosion, 72(9), p.1155 - 1169, 2016/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:6.34(Materials Science, Multidisciplinary)

In situ X-ray diffraction (XRD) measurements of the oxide film formed on Alloy 600 in borated and lithiated high-temperature water were conducted to demonstrate a capability to investigate rapid changes in oxide films during transient water chemistry conditions. In the presence of dissolved hydrogen (DH) = 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O] and dissolved oxygen (DO) $$<$$ 0.06 ppm, only spinel oxides were detected and no significant NiO peak was found even after 1,220 h exposure. By contrast, once the DO was increased to 8 ppm, a NiO peak grew rapidly. Within 7 h, the amount of NiO became comparable to that of spinel oxide. However, when DO was decreased again below 0.3 ppm and DH was increased up to 30 cm$$^{3}$$/kg [H$$_{2}$$O], the ratio of NiO to spinel did not change during 10 h. Thus, the rate of dissolution of NiO in DH = 30 cm$$^{3}$$/kg water seemed to be lower than the growth rate of NiO in high DO conditions.

論文

In situ X-ray diffraction measurement method for investigating the oxides films on austenitic stainless steel in simulated pressurized water reactor primary water

渡邉 真史*; 米澤 利夫*; 菖蒲 敬久; 庄子 哲雄*

Corrosion, 71(10), p.1224 - 1236, 2015/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:18.06(Materials Science, Multidisciplinary)

Synchrotron X-ray diffraction analytical techniques have been used to investigate the structure of oxide films formed on Type 316L (UNS S31603) austenitic stainless steel in simulated pressurized water reactor primary water. The observed layer structures of the oxide films changed depending on the dissolved hydrogen concentration (DH) in PWR primary water. In two cases, where DH = 5 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O) or 30 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O), a (Ni$$_{x}$$Fe($$_{1-x}$$))Fe$$_{2}$$O$$_{4}$$-type spinel oxide was observed as the outer oxide, and a FeCr$$_{2}$$O$$_{4}$$-type spinel oxide was detected as the thin inner oxide. When DH = 30 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O), the Fe:Ni ratio in the (Ni$$_{x}$$Fe($$_{1-x}$$))Fe$$_{2}$$O$$_{4}$$ outer spinel oxide was much larger than when DH = 5 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O). In addition, sequential in situ measurements when the hydrogen concentration varied from 5 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O) to 30 cm$$^{3}$$/kg (H$$_{2}$$O) also demonstrated that the oxide layer structure seemed to adjust its characteristic composition as a function of the DH.

報告書

電気化学的非破壊検出法を用いたクリープ疲労累積損傷の評価法に関する研究

庄子 哲雄*; 渡辺 豊*; 駒崎 慎一*; 川原 鉄士*

PNC TJ9601 96-003, 38 Pages, 1996/03

PNC-TJ9601-96-003.pdf:1.87MB

本研究では,高速炉構造用316FR鋼についてクリープ疲労損傷の非破壊検出法の開発を目的として,電気化学的手法,集中誘導型交流電位差法(ICFPD)による検討を行った。キャビティの優先的形成箇所となる粒界析出物の定量的検出を目的とし,電気化学的手法の適用性を検討した。1N KOHおよび1N H2SO4+KSCN溶液の2種類の検出電解液を用いたアノード分極曲線の計測を行った。1N KOHにおいて,粒界析出物の選択的溶解に対応するピーク電流が観察され,粒界析出物の析出量という側面からクリープ疲労損傷を検出できる見通しが得られた。また,粒界析出に伴うCr欠乏層の形成に着目した1N H2SO4+KSCN溶液を用いたアノード分極の結果から,損傷度と再活性化率とを対応づけられることが示された。集中誘導型交流電位差法(ICFPD)を用いたクリープ疲労損傷材の計測では,新材と損傷材の間に明確な差が認められた。詳細な検討は今後の課題であるが,電位差信号は,キャビティ,析出物,表面き裂等のクリープ疲労における微視的損傷因子を反映しているものと期待され,電位差の連続モニタリングによるクリープ疲労損傷検出の見通しが得られた。

論文

Electrochemical evaluation of thermal aging embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel for a nuclear pressure vessel

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 庄子 哲雄*

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.16 - 26, 1993/00

400$$^{circ}$$C~550$$^{circ}$$Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行った原子炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、30$$^{circ}$$Cの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ることにより、粒界脆化度の非破壊評価手法の開発を行った。不働態域中に得られる2次ピーク電流密度値(mA/m$$^{2}$$)とシャルピー延性-脆性遷移温度移行量との相関を考察し、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。得られた主な結果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。これにより共用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を、アノード分極曲線測定により非破壊的に推測できる。(2).(1)の機関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度値の上昇が著しく、これは高濃度に偏析したリンの存在を敏感に反映した結果であることを示した。

論文

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

400$$^{circ}$$Cから500$$^{circ}$$C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。

報告書

Recommended practice for small punch(SP) testing of metallic materials; Draft

高橋 秀明*; 庄子 哲雄*; 毛 星原*; 浜口 由和*; 三沢 俊平*; 斉藤 雅弘*; 奥 達雄; 古平 恒夫; 深谷 清; 西 宏; et al.

JAERI-M 88-172, 20 Pages, 1988/09

JAERI-M-88-172.pdf:0.64MB

本報告書は、3種類の微小試験片を用い、金属材料の破壊靱性に関連する特性(遷移温度、弾塑性破壊靱性)を推定できる小型パンチ(SP)試験方法(案)について記述したものである。ここでは、推奨される試験装置、試験片、試験手順、試験結果の整理、結果の報告等のSP試験の詳細が述べられている。

論文

Material engineering aspects of ageing phenomena in structural materials of LWRs and their relevance to R & D in plant life extension programmes

中島 甫; 庄子 哲雄*; 中島 伸也; 高橋 秀明*; 近藤 達男

Safety Aspects of the Ageing and Maintenance of Nuclear Power Plants, p.379 - 395, 1988/00

軽水炉構造材料の経年変化とプラント寿命との関係、特性変化をモニタリングするための新しい評価法の可能性及びプラント寿命延長の観点から重要と考えられる研究項目の抽出を試みたものである。

論文

Time domain analysis for quantitative evaluation of EAC and its relevance to life evaluation procedure of RPV

高橋 秀明*; 近藤 達男; 庄子 哲雄*; 中島 伸也; 中島 伸也*; 国谷 治郎*

Trans. 9th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology, p.233 - 238, 1987/00

本論文は腐食疲労専門部会で実施された圧力容器用鋼の高温高圧水中におけるき裂成長挙動に関する多くのデータを基に、き裂成長挙動を時間依存としてまとめ、さらにそのまとめに基づいて圧力容器の寿命予測評価法について検討したものである。

論文

Effect of microstructure and strength of low alloy steels on cyclic crack growth in high temperature water

庄子 哲雄*; 中島 甫; 辻 宏和; 高橋 秀明; 近藤 達男

Corrosion Fatigue; Mechanics, Metallurgy, Electrochemistry and Engineering, p.256 - 286, 1983/00

原子炉一次系を近似した高温水環境によるき裂成長の加速におよぼす材料のミクロ組織と降伏強度の影響ならびに割れの加速機構を明らかにするため、SA533B鋼をはじめとして、SA387,SA542,SA543,JIS,SPV,46QおよびAISI4340鋼について疲労試験と低歪速度引張試験を大気中と高温水中で実施した。疲労試験では材料の降伏強度が高いほど環境によるき裂成長の加速が生じ、さらに加速の程度は応力比が0.1より0.5のほうが著しい。低歪速度引張試験においても疲労試験の場合と同様に材料の降伏強度が高いほどき裂成長の加速及びJi値の減少が著しい。さらに大気中における時間ベースのき裂成長速度を横軸に、高温水中における時間ベースのき裂成長速度を縦軸に取ったき裂成長線図を用いて疲労試験と低歪速度引張試験により得られたき裂成長速度を比較し、両者の間に良い対応関係のあることがわかった。

報告書

BWR近似高温水中におけるSA533B鋼溶接熱影響部の疲労き裂成長

近藤 達男; 中島 甫; 新藤 雅美; 鈴木 富男; 木内 清; 菊地 正彦; 辻 宏和; 塚田 隆; 鈴木 正彦*; 高橋 秀明*; et al.

JAERI-M 82-062, 23 Pages, 1982/06

JAERI-M-82-062.pdf:1.31MB

SA533B鋼厚板の溶接熱影響部に沿ったき裂成長に及焦点を当てて、溶接熱影響部に繰返し現れるミクロ組織に対応した組織を有するバルクの材料について、BWR近似水中で疲労き裂成長試験を実施した。大気中における予備試験では、ミクロ組織や応力比の如何によらずほぼ同一のき裂成長挙動を示した。高温水中における低応力比の試験では大気中と比較してき裂成長の加速が認められるが、加速の程度はミクロ組織に依存しない。高温水中における高応力比の試験では油焼入材のみが著しい環境加速型き裂成長を示した。溶接熱影響部におけるき裂成長挙動のミクロ組織依存性とミクロ組織の異なるバルクの材料におけるき裂成長挙動は、溶接部の引張残留応力を考慮することにより矛盾なく説明することが出来る。

論文

A533B鋼溶接熱影響部のき裂成長におよぼす高温水環境の影響

中島 甫; 庄子 哲雄*; 辻 宏和; 高橋 秀明*; 近藤 達男

材料, 31(346), p.710 - 716, 1982/00

沸騰水型原子炉一次系に相当する高温水中で、原子炉圧力容器用SA533B鋼の厚板溶接熱影響部のミクロ組織を熱処理により近似した材料のき裂成長試験を行い、溶接熱影響部の試験結果と対応させた。高温水によるき裂成長の加速効果は、材料のミクロ組織に依存する。特に、硬いマルテンサイト部が高応力比条件下で割れやすい等の高温水中特有のき裂成長挙動を示す。また、熱処理により溶接熱影響部のミクロ組織を近似した材料の試験結果は、溶接熱影響部の試験結果と定性的に対応する。さらに、溶接部付近のき裂成長を評価するには、残留応力の寄与を考慮することの必要性もあわせて示唆した。

論文

腐食疲労き裂成長に及ぼす力学的因子の役割

庄子 哲雄*; 中島 甫; 近藤 達男; 高橋 秀明*

材料, 31(346), p.703 - 709, 1982/00

腐食疲労き裂成長速度に及ぼす種々の力学的因子の役割を割れ成長の機構にもとづいて統一的に評価することを試み、き裂先端におけるひずみ速度の重要性を指摘した。さらに、このき裂先端のひずみ速度は時間基準のき裂成長速度(da/dt|air)、によって評価されることを示し、軽水炉圧力境界壁材の高温水中における割れ成長速度データを用いてその妥当性を検証した。SSRT試験(低速度引張試験)結果も同じ手法によって整理されることを示し、da/dt|air-da/dt|cenirronment線図によるき裂成長速度の評価、予測がさらに一般的な負荷様式にまで拡張され得る事を示した。

論文

A New parameter for characterizing corrosion fatigue crack growth

高橋 秀明*; M.Suzuki*; 庄子 哲雄*; 近藤 達男

ASME J.Eng.Mater.Technol., 103(10), p.298 - 304, 1981/00

 被引用回数:31 パーセンタイル:89.65(Engineering, Mechanical)

原子炉圧力容器と配管は、平均応力水準が引張状態のいわゆる高応力比条件下で用いられる部分があり、高温高圧の一次系冷却水と接して腐食疲労効果により、き裂成長の促進が起ることを指摘するとともに、速度を定量的に推定する方法を提案した。き裂の先端におけるメカノケミカル反応を、き裂の力学的状態、ミクロ組織、き裂内化学環のそれぞれの実体に即してき裂先端における活性金属面の生成速度、再不動態化速度、き裂内腐食媒体の更新速度によって評価検討し、結局実験的な方法論として、機械的因子は$$Delta$$K、R、K(又は荷重付加速度)をもとに、き裂先端の反応を動力学的に記述することを試みた。その結果、新しいパラメタとして、環境の作用しない、純粋疲労におけるき裂成長速度(時間ベース)〔da/dt〕airを定義してこれをき裂先端の歪速度を代表するものとみなし、各種の破壊力学的因子の寄与とは独立に腐食疲労効果の予測が可能なことを示唆した。

報告書

BWR近似高温水中における疲労き裂成長に伴うAE波の検出

中島 甫; 近藤 達男; 新藤 雅美; 鈴木 正彦*; 高橋 秀明; 庄子 哲雄*

JAERI-M 9037, 35 Pages, 1980/09

JAERI-M-9037.pdf:1.8MB

BWR一次系を近似した高温高圧水中で原子炉圧力容器用のSA533B鋼に繰返し荷重を与えたとき、腐食疲労効果によってき裂成長が促進されるとともに、それに伴って放出されるAE(アコースティック・工ミッション)も腐食疲労特有のものが検出されることを見出した。このAEを明確に把えるために試験片と荷重ピンの間の摩擦Iこよるノイズ等の障害をのぞき、適切なフィルターを用いた。検出された信号をスペクトル解析した結果、高温水環境下の各荷重サイクル毎のき裂成長に直接対応した信号が検出可能となった。一サイクル当りのAEエネルギーの累積とき裂成長速度の間には、両対数で直線関係の成立することが経験的に確かめられたので、AEエネルギーからき裂成長速度を精度良く推定できることが示された。この種のAEの検出法を稼動中の原子炉プラントの連続モニタリングに用いる可能性についても述べた。

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