Microstructural development of titanium-modified austenitic stainless steels under neutron irradiation in HFIR up to 57dpa

鈴木 雅秀; 浜田 省三; P.J.Maziasz*; 田中 三雄; 菱沼 章道

Effects of Radiation on Materials, p.160 - 171, 1989/00

核融合炉構造材料の候補材であるJPCAが日米協力実験のもとHFIRで照射されている。300~600C、34dpaまでの照射では、JPCAは照射前の熱処理状態に依らずよい耐スエリング性を示すことはすでに報告されている。本実験では、500Cで57dpaまで照射されたJPCAの耐スエリング性について明らかにした。液体化処理材では大きなボイドスエリングが観測され、耐スエリング性の低下が著しいことがわかったた。冷間加工材および時効材は57dpaの照射下でもいまだによい耐スエリング性を示した。耐スエリング性は試料中の析出物(ここではMC)の挙動と密接に関係しており、ここでは一つのモデルを仮定して照射下でのMC析出物の安定性について議論した。