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論文

Stress-strain relations of HFIR-irradiated austenitic stainless steels

實川 資朗; M.L.Grossbeck*; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.563 - 567, 1991/00

 被引用回数:13 パーセンタイル:78.38(Materials Science, Multidisciplinary)

一般にオーステナイトステンレス鋼は照射により硬化と延性低下を生ずる。これらの評価には引張試験が用いられるが延性の評価には結果の取り扱いが適当でないことが多い。これは試験片のくびれデータや絞りデータ取得が困難な事が多い為である。そこで、試験中のくびれ挙動を与える近似法を作り、試験後の試験片形状よりこのためのパラメタを得、これをHFIR照射したステンレス鋼(316鋼、改良ステンレス鋼:PCA)の荷重変位曲線に適用し、引張真応力-真ひずみ関係を得た。さらにこの結果にスウィフトの構成方程式を適用し結果の整理を行なった。これより照射温度673K以下では照射は主として硬化をもたらす事、この硬化を除けば加工硬化挙動に与える効果の小さい事、また733K以上では効果と延性低下をもたらし、硬化及び加工硬化挙動がPCAと316鋼とでは異なることがわかった。

論文

Post irradiation tensile and fatigue behaviors of austenitic PCA stainless steels irradiated in HFIR

田中 三雄; 浜田 省三; 菱沼 章道; M.L.Grossbeck*

Journal of Nuclear Materials, 155-157, p.957 - 962, 1988/00

 被引用回数:20 パーセンタイル:84.83(Materials Science, Multidisciplinary)

日米共同HFIR/ORR照射実験から得られた成果の内、第1候補材料(PCA)の引張及び疲労特性について報告する。 従来溶体化材の機械的性質は、重照射後の多量なヘリウム存在下では、その脆性のために、照射による劣化が著しいと報告されて来た。しかしながら、大型溶接構造物と考えられる次期核融合炉を冷間加工材で製作する事は、溶接性の問題があり大変困難である。そこで、溶体化材の開発が必要となった。 本実験結果は改良ステンレス鋼(Ti添加材)では、その照射劣化量は溶体化材と冷間加工材とが同程度である事を示している。この結果は改良ステンレス鋼の溶体化材は良く限定した使用条件下では、核融合炉の構造材料として使用できる可能性を示している。

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