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口頭

Oxidation in the vicinity of crack tips of load-applied CW316L stainless steel immersed in high temperature water at 290$$^{circ}$$C

端 邦樹; 笠原 茂樹; 知見 康弘; 塙 悟史

no journal, , 

BWR一次系水中での環境助長割れにおける応力の影響に関しては、亀裂の駆動力としての力学要因が考えられているが、亀裂先端における酸化の進展への力学要因の影響についてはこれまでに十分には調べられていない。そこで本研究では、亀裂先端における酸化物形成への応力の影響を調べることを目的とし、亀裂の疲労予亀裂を付与した冷間加工316Lステンレス鋼製CT試験片を、290$$^{circ}$$Cの高温水中に7kNの荷重を付加した状態で長時間浸漬し、予亀裂近傍での酸化物の性状を分析した。その結果、亀裂先端近傍では、荷重負荷による塑性変形に伴う転移及び弾性ひずみが重畳することにより、荷重無負荷時と比較して酸化物形成が促進されることが示唆された。

口頭

Empirical equations of crack growth rates of neutron irradiated stainless steel under simulated BWR core conditions

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 端 邦樹

no journal, , 

軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価には、オーステナイト系ステンレス鋼への中性子照射影響を適切に反映したIASCC亀裂進展速度線図が必要である。本研究では、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=M$$times$$K$$^{n}$$に基づき、BWR一次系模擬環境下で得られたIASCC亀裂進展速度データから各係数の最適化を行い、IASCC亀裂進展速度の実験式を構築した。Mとnは中性子照射量の関数として扱い、係数最適化ではBWR一次系でのNWCおよびHWCのそれぞれを模擬した条件下で得られたデータを用いた。構築した実験式とデータを比較し、実験式の 妥当性について検討した。

口頭

Long term thermal aging effect on SCC initiation susceptibility of L-grade stainless steels

加治 芳行; 青木 聡; 藤村 由希; 近藤 啓悦

no journal, , 

本研究では、低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)発生感受性に及ぼす長時間熱時効の影響について検討した。BWR模擬環境におけるすき間付曲げ試験の結果、316系低炭素ステンレス鋼の冷間加工+長時間熱時効材にSCC発生感受性の増加が認められた。透過電子顕微鏡等を用いたミクロ組織観察の結果、316系低炭素ステンレス鋼の冷間加工材は、長時間熱時効によりミクロ組織が変化し、局所的な変形が律速になることがSCC感受性が増加した原因の1つと考えられることが分かった。

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