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論文

Ion-induced irradiation hardening of the weld heat-affected zone in low alloy steel

河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史; 西山 裕孝

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 461, p.276 - 282, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Instruments & Instrumentation)

The microstructural distribution in the heat-affected zone (HAZ) under the stainless overlay cladding of low alloy steel was investigated by metallurgical observation and finite element analysis (FEA). The distribution of the coarse-grain (CG) HAZ and the fine-grain (FG) HAZ in low alloy steel by metallurgical observation agreed well with the FEA results. Base metal contained mixed bainite with ferrite, whereas the CGHAZ and the FGHAZ contained mixed lower bainite with martensite and mixed upper bainite with ferrite, respectively. Ferrite fraction in FGHAZ was higher than those other areas. After ion irradiation at a fluence of 0.5 dpa, irradiation hardening and the formation of solute clusters were observed at the base metal, FGHAZ, and the CGHAZ. Atom probe tomography analysis revealed that irradiation hardening increased with increasing volume fraction of clusters, although irradiation hardening at the FGHAZ was greater than that at the CGHAZ, which contained more clusters than the FGHAZ. This difference in irradiation hardening may be due to the differences in the amount of ferrite, carbide precipitates and so on in the different microstructures.

論文

Susceptibility to neutron irradiation embrittlement of heat-affected zone of reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 勝山 仁哉; 河 侑成; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/07

原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)について、実際の原子炉圧力容器を模擬した継手溶接材(継手HAZ)及びHAZの代表的な組織を再現した熱処理材を作製し、JRR-3を用いた中性子照射試験及び照射後試験を実施し、照射前後の微細組織変化及び機械的特性変化を調べた。未照射材において、継手HAZ及び細粒HAZの破壊靭性が母材よりも低く、その要因が島状マルテンサイトやフェライト相の存在に因ることを明らかにした。また、粗粒HAZの中性子照射脆化感受性は母材よりも小さい値を示し、継手HAZ及び細粒HAZは母材と同等であることを明らかにした。

論文

Applicability of miniature compact tension specimens for fracture toughness evaluation of highly neutron irradiated reactor pressure vessel steels

河 侑成; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 140(5), p.051402_1 - 051402_6, 2018/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.95(Engineering, Mechanical)

The applicability of miniature compact tension (Mini-C(T)) specimens to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels was investigated. Three types of RPV steels neutron-irradiated to a high-fluence region were prepared and manufactured as Mini-C(T) specimens according to Japan Electric Association Code (JEAC) 4216-2015. Through careful selection of the test temperature by considering previously obtained mechanical properties data, valid fracture toughness, and reference temperature T$$_{o}$$ was obtained with a relatively small number of specimens. Comparing the fracture toughness and T$$_{o}$$ values determined using other larger specimens with those determined using the Mini-C(T) specimens, T$$_{o}$$ values of both unirradiated and irradiated Mini-C(T) specimens were found to be the acceptable margin of error. The scatter of 1T-equivalent fracture toughness values of both unirradiated and irradiated materials obtained using Mini-C(T) specimens did not differ significantly from the values obtained using larger specimens. The correlation between the Charpy 41J transition temperature (T$$_{41J}$$) and the T$$_{o}$$ values agreed very well with that of the data in the literature, regardless of specimen size and fracture toughness of the materials before irradiation. Based on these findings, it was concluded that Mini-C(T) specimens can be applied to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated materials without significant specimen size dependence.

論文

Fracture toughness evaluation of heat-affected zone under weld overlay cladding in reactor pressure vessel steel

河 侑成; 飛田 徹; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

An evaluation of the fracture toughness of the heat-affected zone (HAZ), which is located under the weld overlay cladding of a reactor pressure vessel (RPV), was performed. Considering inhomogeneous microstructures of the HAZ, 0.4T-C(T) specimens were manufactured from the cladding strips locations, and Mini-C(T) specimens were fabricated from the distanced location as well as under the cladding. The reference temperature (T$$_{o}$$) values of HAZ for both 0.4T-C(T) and Mini-C(T) specimens were significantly lower than that of the base metal at a quarter thickness by 40$$^{circ}$$C$$sim$$60$$^{circ}$$C. Compared to the literature data that indicated fracture toughness at the surface without overlay cladding and base metal of a quarter thickness in a pressure vessel plate, this study concluded that the welding thermal history showed no significant effect on the fracture toughness of the inner surface of RPV steel.

論文

X線吸収を用いた原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の微細構造分析

岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 岡本 芳浩; 下山 巖; 本田 充紀; 塙 悟史; 西山 裕孝

Photon Factory Activity Report 2017, 2 Pages, 2018/00

原子炉圧力容器内表面のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)は熱履歴により結晶粒径や析出物分布の異なる組織が複雑に分布し、母材とは機械的特性が異なることが知られている。本研究では、HAZ組織の特徴を調べるため炭化物分布に着目し、形成元素の一つであるMoの周辺微細構造について分析を行った。HAZ組織の狭い領域毎の構造情報を取得するため、キャピラリレンズを使用した広域X線吸収微細構造(EXAFS)により$$mu$$mオーダーの領域測定を実施した。EXAFS結果からHAZ内で生成が確認されている炭化物種の一つであるMo$$_{2}$$Cは粒径の小さい領域に比較的多く分布することが示唆された。

論文

Fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel steel using miniature-C(T) specimens

河 侑成; 飛田 徹; 高見澤 悠; 西山 裕孝

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

圧力容器鋼の破壊靱性評価へのミニチュアC(T)試験片の適用性を調べるため、中性子照射された圧力容器鋼材のシャルピー試験片からミニチュアC(T)試験片を加工するとともに破壊靱性試験に供し、参照温度$$T_{o}$$を評価した。その結果、ミニチュアC(T)試験片で得られる$$T_{o}$$は疲労予亀裂入りシャルピー型破壊靭性試験片から得られる値とよく一致すること、ミニチュアC(T)試験片から得られる1T-C(T)相当の破壊靱性値のばらつきは疲労予亀裂入りシャルピー型破壊靭性試験片等から得られるものと大差が無いこと、参照温度$$T_{o}$$とシャルピー吸収エネルギー41Jレベルの延性脆性遷移温度の関係は、米国データのばらつきの範囲内にあることが明らかになった。

口頭

X線吸収を用いたステンレスオーバーレイクラッド熱時効材の微細組織分析

岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 岡本 芳浩; 下山 巖; 小島 啓*; 眞弓 蓮*; 岩瀬 彰宏*; 永井 康介*; 西山 裕孝

no journal, , 

熱時効された原子炉圧力容器ステンレスオーバーレイクラッド材について、X線吸収を用いて微細組織分析を行った。測定には材料全体の平均的な情報が取得でき、元素選択的に結合距離や化学状態を把握することができるX線吸収微細構造解析を適用した。溶質原子であるMn原子周辺において配位数や結合距離の変化が認められた。

口頭

原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部のイオン照射による硬化

河 侑成; 高見澤 悠; 岩田 景子; 飛田 徹; 知見 康弘; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器ステンレスオーバーレイクラッド材について有限要素法解析を行い、溶接入熱による熱影響部の微細構造変化を予測した。その結果に基づいてHAZから粗粒領域と細粒領域を採取し、比較のため1/4厚さ位置の母材試験片を採取してイオン照射を行った。照射前後HAZにおいては母材より照射による硬化量が大きい傾向を示した。また、微細粒領域の場合、位置によって硬化量の変化が異なる結果が得られた。

口頭

イオン照射による原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の硬化と微細組織

河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 西山 裕孝; 吉田 健太*; 外山 健*; 永井 康介*

no journal, , 

原子炉圧力容器内表面のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)は加圧熱衝撃事象による想定き裂前縁にはHAZも含まれている。本研究はHAZの照射脆化感受性を調べるため、Fe$$^{2+}$$イオン照射によるHAZの照射硬化及び組織観察を行い、照射硬化と金属組織の関係について検討した。SCFGHAZの照射硬化量が最も高く、TEM観察結果から析出物が分布されているのを確認した。

口頭

原子炉圧力容器鋼ステンレスオーバーレイクラッド熱影響部のイオン照射による微細組織変化

河 侑成; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝; 海老澤 直樹*; 外山 健*; 永井 康介*

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼A533B材のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)に対するイオン照射硬化のメカニズムを明らかにするため、アトムプローブ(APT)分析を実施し、照射硬化の一因となる溶質原子クラスター形成における熱履歴の影響を調べた。APT分析の結果、照射領域にはCuやSi-Mn-Ni溶質クラスターが形成されていたが、未照射領域ではクラスターの形成が認められなかった。粗大粒HAZ, 微細粒HAZ及び母材においてはクラスターの分布形態がそれぞれ異なり、母材はHAZに比べてクラスターの形成が少なかった。一部の微細粒HAZで照射硬化量が最も高くなる結果が得られており、その理由を溶質クラスターの直径、組成、数密度の分析により考察した。

口頭

Effect of ion irradiation on microstructural change and hardening in HAZ under weld overlay cladding of RPV

河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 塙 悟史; 西山 裕孝; 吉田 健太*; 外山 健*; 永井 康介*

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼のステンレスオーバーレイクラッド直下の熱影響部(HAZ)に鉄イオン照射を行うとともに照射後の硬さ及び微細構造の変化を調べた。微細構造変化の観察は、透過型電子顕微鏡及び3次元アトムプローブを用い、HAZ及び母材に対して実施した。観察の結果、照射領域にはSi-Mn-Ni及びCu溶質クラスターが生成されること、粗大粒HAZ、微細粒HAZ及び母材のそれぞれにおいてクラスターの分布形態が異なることを確認した。また、溶質クラスターの定量分析を行い、照射硬化量と微細組織の相関関係について検討した。

口頭

ステンレスオーバーレイクラッド熱影響部の微細組織に及ぼすイオン照射の影響

河 侑成; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝; 海老澤 直樹*; 吉田 健太*; 外山 健*; 永井 康介*

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)内面には冷却水による低合金鋼の腐食を抑制するため、ステンレス肉盛溶接(以下、クラッド)が施されている。クラッド直下には肉盛溶接の入熱による熱影響部(HAZ)が生じる。RPVの健全性評価において欠陥が想定される位置にはHAZが含まれることから、HAZの照射脆化感受性について評価する必要がある。本研究では、イオン照射による微細構造変化と照射硬化との関係について調べ、熱履歴の異なるHAZおよび母材においてイオン照射による硬化量が異なること、透過型電子顕微鏡や三次元アトムプローブを用いた微細組織分析により母材とHAZではイオン照射によって形成される溶質原子クラスタの数密度、体積率に違いが見られる事を明らかにした。

口頭

JAEA research on the structural integrity assessment of reactor pressure vessel for safe long-term operation; Fracture toughness evaluation

河 侑成; 高見澤 悠; 飛田 徹; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器の健全性評価に関する原子力機構における近年の研究内容について発表する。国内の民間規格であるJEAC4216の最新版では、コンパクトテンション型の小型試験片(Mini-C(T))を用いたマスターカーブ法に基づく破壊靭性評価法が示され、JEAC4206の最新版ではマスターカーブ法に基づく破壊靭性曲線が新たに設定されている。その妥当性・保守性を確認するため、化学成分や機械的特性の異なる9種の鋼材に対して、Mini-C(T)から4T-C(T)までの寸法の異なる試験片を用いた破壊靭性試験を実施した。Mini-C(T)を用いて他の試験片と同等の参照温度を得ることができること、またMini-C(T)は照射材に対しても適用できることを示した。さらに、JEAC4206-2016で提案されている破壊靭性下限曲線のデータ包絡率を確認し、下限線の設定が妥当であることを示した。本報告では、今後実施を予定している2軸荷重の大型十字試験体を用いた破壊試験およびクラッド下の溶接熱影響部の照射材の破壊靭性評価の計画についても紹介する。

口頭

イオン照射した原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部のX線吸収を用いた微細組織分析

河 侑成; 岩田 景子; 高見澤 悠; 岡本 芳浩; 下山 巖; 本田 充紀; 塙 悟史; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)では、熱履歴に応じて組織が分布している。HAZの照射硬化 やメカニズムを知るにはHAZの組織毎の照射による微細構造変化を調べることが重要である。本研究では、ステンレスオーバーレイクラッド直下に生じるHAZの未照射材及びイオン照射材に対して、EXAFSによる特定元素のX線吸収スペクトルを取得し、微細構造の変化を調査した。Cu ${it K}$吸収端の照射前後に対するスペクトル変化を調べた結果、イオン照射により空孔型欠陥が生成され、Cu溶質原子は空孔型欠陥との複合体で存在する可能性が示唆された。一方、Mo ${it K}$吸収端のスペクトルについて、未照射材では熱履歴に応じて分布するHAZの各組織により違いが認められ、Mo系炭化物の分布がHAZの組織によって異なることが推測された。なお、イオン照射によるMo ${it K}$吸収端のスペクトルには未照射材と比較して有意な変化が認められなかった。

口頭

イオン照射された原子炉圧力容器ステンレス肉盛溶接熱影響部の微細組織変化

河 侑成; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼クラッド溶接熱影響部(HAZ)のイオン照射による微細組織変化を調べるため、粗大粒HAZ, 微細粒HAZ及び母材に対してアトムプローブを用いた溶質原子クラスタ分析を行った。HAZにおけるクラスタの数密度及び体積率は母材に比べて高く、粗大粒HAZで最も大きい値を示した。また、HAZと母材に形成されるクラスタでCu, Mn含有量には違いがない一方で、Ni, Si含有量は粗大粒HAZのクラスタで多いことが明らかになった。金属組織観察及び硬さ測定などの結果から、照射前の結晶粒径や相分率などマクロな組織の違いが溶質原子クラスタの形成等に影響しているものと推測した。

口頭

Ion-induced microstructural change of A533B steel analyzed by X-ray absorption fine structure spectroscopy

河 侑成; 岩田 景子; 高見澤 悠; 岡本 芳浩; 本田 充紀; 塙 悟史; 西山 裕孝

no journal, , 

イオン照射により原子炉圧力容器鋼(A533B)に生じる微細構造変化を、X線吸収微細構造(XAFS)により評価した。照射によりクラスターを形成する元素であるCu, Ni, Mnに着目して照射前後の当該原子周辺の微細構造を分析した結果、Cu及びNiに対して照射による配位数の減少が認められ、当該原子近傍に空孔欠陥が生成したものと考えられた。配位数の変化が特に顕著であったCuに着目し、空孔型欠陥や格子間原子などを模擬した結晶構造モデルを作成するとともに、作成した結晶構造モデルを用いて理論値と実験値の比較を行い、照射により生成する欠陥形状を推定した。

口頭

Effect of microstructure on fracture toughness of un-irradiated and irradiated heat affected zone materials of RPV steels

勝山 仁哉; 高見澤 悠; 河 侑成; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼の熱影響部における未照射及び照射材を対象に、中性子照射試験及び照射後試験により得られた硬さや破壊靭性等の結果の原因を明らかにするため、走査型電子顕微鏡やアトムプローブトモグラフィ等を用いたミクロ組織分析を行った。その結果、未照射材の破壊靭性には、結晶粒径や相分率のほか、島状マルテンサイトの有無が影響していることが明らかとなった。また、照射材に対する破壊靭性試験により、粗粒域の脆化は母材に比べて小さい一方、細粒域のそれは母材と同等であることが分かった。その違いの原因を調査するためミクロ組織分析を行ったが、熱影響部と母材とを比較して、照射脆化への寄与が知られている溶質原子クラスタや炭化物近傍の偏析、空孔型欠陥には有意な違いがないことが分かった。

口頭

イオン照射による低合金鋼溶接熱影響部の溶質原子クラスタ形成

河 侑成; 岩田 景子; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝

no journal, , 

低合金鋼の溶接熱影響部(HAZ)における溶質原子クラスタ(クラスタ)の形成を調べるため、クラスタを構成する主要元素であるCuの含有量の異なる二種類の低合金綱にイオン照射を行うとともに3次元アトムプローブで微細組織を分析した。Cu含有量の高い材料では、HAZの組織に応じてクラスタの体積率が異なること、HAZに形成されるクラスタの体積率は母材に比べて高いことを確認した。現在、Cu含有量の低い材料の3次元アトムプローブ分析を進めており、Cu含有量と形成されるクラスタ性状の相関や硬さへの影響等を明らかにする予定である。

口頭

イオン照射した原子炉圧力容器鋼のX線吸収を用いた微細構造解析

岩田 景子; 河 侑成; 高見澤 悠; 下平 昌樹; 本田 充紀; 岡本 芳浩

no journal, , 

イオン照射により原子炉圧力容器鋼(A533B)に生じる微細構造変化を、X線吸収微細構造(XAFS)により評価した。照射によりクラスタを形成する元素であるCu, Mn, Niについて照射前後の当該原子周辺の微細構造を測定するとともに結晶構造モデルを作成し、シミュレーション解析をすることで詳細な構造変化を評価した。いずれの元素もマトリクス同様のbcc構造を示しており、Cu及びNiは配位数の減少が見られたことから当該元素周辺には空孔欠陥が生成されていることが示唆され、またMnについてはbcc構造に加え材料中に析出するMn含有炭化物(Mn,Fe)$$_{3}$$Cに由来する構造を示すなど、イオン照射による空間的な局所構造変化等をXAFSにより非破壊的に確認した。

口頭

Effect of initial properties on irradiation hardening in RPV steel

河 侑成; 高見澤 悠; 下平 昌樹; 勝山 仁哉

no journal, , 

原子炉圧力容器(RPV)鋼においては、化学組成や金属組織等の違いが、初期の機械的性質や照射脆化感受性に影響を及ぼすと考えられる。照射脆化の要因として、溶質原子クラスタ及び転位ループ等の微細組織変化が知られているが、今後RPVの高経年化が一層進むことを考慮すると、照射脆化メカニズムの解明に資するため、微細組織と初期の機械的特性・照射脆化感受性の相関を調べることが重要である。そこで著者らは、RPV鋼の金属組織の違いが照射脆化感受性等に及ぼす影響を明らかにするための研究を進めている。その一環として、RPV内面に施されるクラッド溶接時に形成する溶接熱影響部(HAZ)と母材を対象に、金属組織分析及び破壊靭性評価を行い、HAZでは下部ベイナイト等が生じるため、破壊靭性が母材に比べて良好であること等を確認している。本研究では、金属組織の違いによる照射脆化感受性を調べるため、クラッド溶接によるHAZと母材に対してイオン照射を行い、脆化に係る指標である硬化量を測定した。その結果、初期硬さが高いほどイオン照射による硬化量は小さい傾向があることが示された。発表では、イオン照射したHAZと母材に対する微細組織変化についても報告する。

口頭

材料評価研究グループの研究概要及び破壊力学評価に関する試験

下平 昌樹; 端 邦樹; 岩田 景子; 河 侑成; 笠原 茂樹; 勝山 仁哉

no journal, , 

材料評価研究グループでは、軽水炉の運転延長認可の判断や高経年化対策の技術的妥当性確認に資することを目的として、原子炉圧力容器や炉内構造物の材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ)を対象に試験研究等を実施している。当グループで実施しているこれらの研究の概要について紹介するとともに、原子炉圧力容器を対象とした現行の健全性評価手法に対する保守性確認のため実施した実機規模の板厚の試験体を使った破壊力学評価に関する試験の最新の成果を報告する。

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