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武内 伴照; 西山 裕孝; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 野沢 康子*; 松川 義孝*; 外山 健*; 永井 康介*; 亀田 純*
no journal, ,
中性子照射によるステンレスオーバーレイクラッドの組織変化を定量的に分析するため、JMTRにおいて7
10
n/cm
(E
1MeV)まで照射されたクラッド材について、レーザー3次元アトムプローブで微細な領域の元素濃度揺らぎの分析を行った。クラッドのフェライト相において、照射前でもスピノーダル分解によるものと思われるCr濃度変動があり、照射によってその振幅は12%程度から20%程度にまで増大することがわかった。一方、濃度振幅の波長は照射によってほとんど変化せず、8
10nm程度であった。また、Ni, Si, Mnの各元素についても有意な濃度揺らぎが確認された。講演では、Cr濃度変動とその他の元素濃度解析結果、及び熱時効材との比較結果についても報告する。
阿部 陽介; 實川 資朗; 塚田 隆
no journal, ,
さまざまな照射条件下での構造材料の微細組織変化や特性変化を予測し、許容できる照射硬化量の指標を得るためには、微細組織変化において重要である自己格子間原子型(SIA)クラスターの数密度を精度よく予測できる数値モデルの構築が必須である。本研究では、クラスターダイナミクスを用いて、
鉄におけるSIAクラスターの1次元運動に対して生成バイアスモデルを適用するとともに、不純物-原子空孔クラスターによるSIAクラスターの捕獲効果を導入した。この際、過去の研究で用いられてきたさまざまなパラメータフィッティングは行わなかった。その結果、比較に用いた実験におけるものと同程度の不純物濃度を含む場合に、SIAクラスター及び空孔クラスターの数密度が実験データとよく一致することが示された。
矢野 康英; 山下 真一郎; 大塚 智史; 皆藤 威二; 小山 真一; 田中 健哉
no journal, ,
高速実験炉「常陽」のCMIR-6で照射したODS鋼被覆管のリング引張特性に及ぼす照射効果に関して調査を行った。照射条件範囲は、693-1108Kと照射量16-33dpaであった。本照射条件範囲内ではODS鋼被覆管は、一般的な11Crフェライト/マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管と比較しても優れた引張特性を維持していることが明らかになった。
勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄; 蔵本 明*; 野沢 康子*; 外山 健*; 永井 康介*
no journal, ,
原子炉圧力容器用低合金鋼の溶接熱影響部(HAZ)の非均質性を特徴付ける因子として、溶接熱の影響、及び中性子照射効果について、それぞれ材料特性試験やSEM・EDX等、及び三次元アトムプローブ法と陽電子消滅法により調べた。その結果、粗粒HAZは、下部ベイナイト主体のため溶接後熱処理(PWHT)前後で高靭性である。一方、細粒HAZは、PWHT前の状態ではMAが含まれるため高強度・低靭性であるが、PWHTによりMAが消失して靱性は回復し、上部ベイナイト主体の母材と同等か低靭性を示すことがわかった。また、未照射の母材・HAZ再現材の炭化物及び粒界、照射材のマトリックス中のCu析出物及び照射欠陥に関して、不純物濃度や再現熱処理による系統的な差異はなかった。以上から、RPV鋼HAZは、局所的に母材と比較して同等かやや低い靭性を示す場合があるが、母材と比べて極端に照射脆化が進む可能性は低いと考えられる。
西山 裕孝; 笠原 茂樹; 知見 康弘; 塙 悟史; 中村 武彦
no journal, ,
原子力機構は軽水炉の安全確保に資するため、Japan Materials Testing Reactor(JMTR)を改修して平成23年度中に再稼働する予定である。このため、原子力安全・保安院の委託事業として軽水炉材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して平成19年度より進め、原子炉圧力容器鋼の照射脆化及び炉内構造材料等の応力腐食割れ(SCC)に関する照射試験を実施する予定である。本報では、試験の概要について報告する。