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論文

Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y$$_{2}$$O$$_{3}$$) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.

論文

Dissolution behavior of lithium compounds in ethanol

古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 金村 卓治

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.286 - 291, 2016/12

BB2015-1402.pdf:3.16MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:57.25(Nuclear Science & Technology)

国際核融合材料照射試験施設(IFMIF)の中性子源として使用されるリチウムは、大気中の酸素や窒素と容易に化学反応を生じる。IFMIFにおいて使用機器の交換の場合には、その機器に付着したリチウムは、酸化リチウムや水酸化リチウムのようなリチウムに変化することから、これらを交換する機器から安全に除去することが要求される。本研究では、候補洗浄剤であるエタノール中における各種のリチウム化合物(窒化物、水酸化物および酸化物)の溶解挙動について、温度および時間をパラメータに調べた。

論文

Effect of dissolved gas on mechanical property of sheath material of mineral insulated cables under high temperature and pressure water

武内 伴照; 中野 寛子; 上原 聡明; 土谷 邦彦

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.451 - 454, 2016/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.09(Nuclear Science & Technology)

無機絶縁(MI)ケーブルは、耐熱性,絶縁性及び機械的強度に優れ、原子力用計測機器の計測線として使用されている。日本が提案する核融合炉ブランケットは高温高圧水で冷却する方式であるが、軽水炉及び核融合炉の運転時には、水の放射線分解により、溶存ガス量が変化し、シース材に影響を与えることが懸念されている。本研究は、シース材としてSUS304及びSUS316を選定し、高温高圧水中の溶存酸素,水素及び窒素量の変化による機械的特性への影響をSSRT試験により調べた。まず、PWRの高温高圧水環境下325$$^{circ}$$C$$times$$15MPaで溶存酸素量約6ppmの条件下において、ひずみ速度の影響を調べた。その結果、両鋼材ともに、ひずみ速度が遅いほうが引張強度が高かった。一方、溶存窒素量約20ppm程度の試験では、ひずみ速度が遅いほうが引張強度は低く、破断伸びが小さかった。破断面のSEM観察を行ったところ、試料表面部に脆性的破面が見られ、その表面深さは、ひずみ速度が遅いもの、すなわち高溶存窒素環境をより長時間経験した試料のほうが深かった。さらに、窒素に加えて溶存水素量を約50ppbにして行った試験では、窒素単独時よりもわずかに脆性破面率が高く、引張強度が低かった。以上から、高温高圧水環境において、溶存水素とともに、溶存窒素もステンレス鋼の機械的特性に影響を与えることが分かった。

論文

Tensile properties and hardness of two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel after aging up to 45,000 h

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12

BB2015-1728.pdf:1.04MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800$$^{circ}$$C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700$$^{circ}$$C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.

論文

Strength anisotropy of rolled 11Cr-ODS steel

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.353 - 359, 2016/12

BB2015-1727.pdf:6.74MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700$$^{circ}$$Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。

口頭

Migration behaviors of rhenium and osmium interstitials in tungsten; Ab initio informed kinetic Monte Carlo study

鈴土 知明

no journal, , 

タングステンは将来の核融合炉のプラズマ対向面材料として期待されているが、照射下の実際の利用では材料硬化を引き起こす照射誘起析出が問題となっている。照射誘起析出の正確な予測には、照射による核変換で生じるレニウムやオスミウムの移動が重要となる。本研究では、第一原理の計算結果を元にこれらの溶質原子の移動をキネティックモンテカルロ法でモデル化した。特に、最も効率よく溶質原子が移動できるタングステンと溶質原子の混合ダンベルの移動を調査した。その結果、それらの混合ダンベルの回転障壁が非常に小さく3次元的に移動することがわかった。また、これらの3次元運動が空孔移動のような単純な3次元運動ではモデル化できないことがわかった。

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