Interaction of solute manganese and nickel atoms with dislocation loops in iron-based alloys irradiated with 2.8 MeV Fe ions at 400 C

Nguyen, B. V. C.*; 村上 健太*; Chena, L.*; Phongsakorn, P. T.*; Chen, X.*; 橋本 貴司; Hwang, T.*; 古澤 彰憲; 鈴木 達也*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 39, p.101639_1 - 101639_9, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nme.2024.101639

In reactor pressure vessel materials, the formation of Mn- and Ni-rich nanoclusters is a major cause of neutron irradiation embrittlement. The segregation of these solute atoms into dislocation loops has attracted attention as a mechanism to accelerate solute clustering. In this study, the behaviors of solute Mn and Ni atoms in Fe-0.6wt.%Ni, Fe-1.4wt.%Mn, and Fe-1.4wt.%Mn-0.6wt.%Ni alloys irradiated at 400 C up to 3 dpa were analyzed using three-dimensional atom probe tomography. Solute atom clusters were observed in all materials, and their shapes were spherical, flat, and torus in FeNi, FeMn, and FeMnNi, respectively. In ternary alloy FeMnNi, Mn and Ni atoms were concentrated in the sample in the form of arcs, and the orientation of the plane containing the arcs was estimated by comparing field desorption images. The size, number density, and orientation of this structure were found to be in good agreement with those of both types of dislocation loops, namely, b = 1/2 111 and b = 100, identified in a previous study using the same material. The positions of Ni and Mn enrichment did not fully overlap. Ni atoms tended to be concentrated more in the inner part of the loop than the Mn atoms. Mn atoms were enriched only in the vicinity of the dislocation loops, whereas Ni atoms showed a higher concentration inside the dislocation loops than in the bulk.

高温環境下の超長寿命疲労強度特性の解明(共同研究報告書)

服部 修次*; 伊藤 隆基*; 渡士 克己; 橋本 貴司

JNC TY4400 2005-003, 82 Pages, 2005/09

疲労については、1820年代にドイツの鉱山技師W.A.J.Albertによって初めて試験が行われてから今日まで数多くの試験・研究が実施され、多くの知見が得られてきた。その中の重要な知見の一つは、多くの鉄鋼材料において1010サイクル程度の応力繰返しで応力-寿命曲線(S-N曲線)に明瞭な疲労限度が現れることである。

FBRプラントにおけるき裂進展評価手法の高度化に関する研究(Phase II)平成14年度(共同研究報告書)

飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司

JNC TY4400 2003-002, 63 Pages, 2003/03

JNC-TY4400-2003-002.pdf:3.95MB

今年度は昨年度に引き続きFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発 本年度はモデル化した亀甲状き裂が軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と同じと考えてよいことを破面調査により確認し、その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂のK値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を有限要素解析結果を用いて評価した数値解と比較することにより確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 本年度は仏国規格A16(3RD DRAFT, 12/31/1995版)解説書を入手できたので、この全訳(ドラフト)を作成し、この内容をもとにA16とJNC作成欠陥評価指針(案)の比較を行った。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、昨年度に引き続き低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。き裂閉口が生じない結果、疲労き裂進展抵抗の上限値に近いデータが得られることを期待し、ASTM E467に準じKMAX=一定試験法により実験を行った。得られたデータをJSME軽水炉プラント維持規格の評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図を超える場合があることがわかった。JSME評価線図は元来原子力プラントに使用されている材料を対象としているために直ちに問題となることは無いが、この評価線図の安全裕度については今後検討していく必要があると考える。また本年度は時間を要する低荷重域疲労き裂進展データの取得を促進すべく、高温試験にも対応可能な大容量高速

Effect of liquid parameter on cavitation erosion in liquid metals

服部 修次*; 井上 文貴*; 渡士 克己; 橋本 貴司

no journal, , 

キャビテーション壊食に関する研究は種々行われているが、液体金属中のキャビテーションによる研究は極めて特殊であるため、ほとんど研究が行われていない。本研究では、液体金属中でキャビテーション壊食試験が実施可能なように磁歪振動式の試験装置を開発し、次いでSUS304の試験片を用いて低融点液体金属(Pb-Bi)によるキャビテーション壊食試験を実施した。その後、液体金属中の壊食量について、温度の影響を含め検討を行った。