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論文

Investigation of the oxidation behavior of Zircaloy-4 cladding in a mixture of air and steam

根本 義之; 石島 暖大; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 575, p.154209_1 - 154209_19, 2023/03

著者らはこれまでジルコニウム合金製の燃料被覆管について、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化試験を実施し、乾燥空気中よりも空気と水蒸気の混合雰囲気中において酸化が速くなる場合のあることを報告してきた。このような酸化は使用済み燃料プール(SFP)の重大事故時や、原子炉圧力容器への空気侵入事故時に起こることが懸念されるため、詳細な検討が必要である。そのためジルカロイ4製の被覆管の酸化試験を、空気と水蒸気の混合比を変化させた環境中で800$$^{circ}$$Cの温度条件で実施し、酸化試験データに基づいて酸化速度定数の評価、酸化試験後の試料について、酸化層の詳細評価,水素吸収量の評価等を行った。その結果、酸化の極初期におけるジルコニウム窒化物(ZrN)の生成や、試料表面の全面に拡がる多孔質な酸化層の成長などが、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動に影響していることが確認された。以上に基づき、乾燥空気中と、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化メカニズムの違いについて議論を行った結果を報告する。

論文

Interaction between an edge dislocation and faceted voids in body-centered cubic Fe

藪内 聖皓*; 鈴土 知明

Journal of Nuclear Materials, 574, p.154161_1 - 154161_6, 2023/02

 被引用回数:0

原子炉材料において照射欠陥は機械的特性の劣化を引き起こす。これらの材料では、転位とボイドとの関係が機械的強度に特に重要である。これまで球状のボイドのみが研究されてきたが、本研究では球状ボイドと同時に観測されるファセット型ボイドに注目した。よって本研究では、純鉄の照射硬化におけるファセット型ボイドの効果を明らかにするために、分子動力学法を用いて解析した。具体的には、球状ボイドとファセット型ボイドの障害物強度と相互作用過程の違いや、ファセット型ボイドでも転位との結晶学的な配置関係によって相互作用に違いが出ることを明らかにした。

論文

Engineering formulation of the irradiation growth behavior of zirconium-based alloys for light water reactors

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01

The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of $$approx$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm $$^{2}$$, E $$>$$1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.

論文

Effect of nitrogen concentration on creep strength and microstructure of 9Cr-ODS ferritic/martensitic steel

岡 弘*; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 橋本 直幸*

Journal of Nuclear Materials, 572, p.154032_1 - 154032_8, 2022/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

窒素濃度(0.0034-0.029 wt%)の異なる9Cr-ODS鋼について700$$^{circ}$$Cのクリープ特性とクリプ前後の組織変化について調査を行った。クリープ強度は、窒素濃度の増加に伴い顕著な低下が確認された。高窒素濃度材において変態フェライト領域と残留フェライト領域の境界にそってYリッチな粗大粒子が確認された。$$alpha$$$$gamma$$相では窒素の固溶度が異なることから、オーステナイト変態プロセスが生じる際に、窒素が$$gamma$$相に拡散・濃化し、逆変態時に残留フェライト相に吐き出され、両境界付近で窒素の濃化生じる。その結果として、熱力学的不安定を解消するために分散粒子の粗大化が生じると考えられる。窒素濃度が高いほど多数のクリープボイドが観察されたことから、粗大化した分散粒子を起点にクリープボイドが発達したことにより、早期破断が生じたと考えられる。

論文

Structural change by phosphorus addition to borosilicate glass containing simulated waste components

岡本 芳浩; 塩飽 秀啓; 嶋村 圭介*; 小林 秀和; 永井 崇之; 猪瀬 毅彦*; 佐藤 誠一*; 畠山 清司*

Journal of Nuclear Materials, 570, p.153962_1 - 153962_13, 2022/11

モリブデンの溶解度を高める効果があるリンを含む模擬核廃棄物ガラス試料を作製し、放射光X線吸収微細構造(XAFS)分析によりいくつかの構成元素を、ラマン分光分析によりその配位構造を分析した。分析では、リンの添加量や廃棄物積載率の違いによる局所構造および化学状態の変化を系統的に調べた。その結果、最大廃棄物量30wt%(MoO$$_3$$ 1.87mol%に相当)においても、モリブデン酸塩化合物による結晶相は観察されなかった。廃棄物充填率を上げると酸化が進行し、リンを添加すると還元が進行した。さらに、それらの酸化と還元の効果が相殺されるケースもみられた。特定元素の周辺局所構造は、主に廃棄物充填率の影響を受けるZn、廃棄物充填率とリン添加の両方の影響を受けるCe、どちらの影響も受けないZr元素に分類された。Moと他の元素の分析結果の比較から、添加したリンは遊離されたPO$$_4$$構造単位として存在し、モリブデン酸イオンに配位するアルカリ金属を奪い取っている可能性があると考えられた。

論文

Spatial distribution and preferred orientation of crystalline microstructure of lead-bismuth eutectic

伊藤 大介*; 佐藤 博隆*; 大平 直也*; 齊藤 泰司*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; 及川 健一

Journal of Nuclear Materials, 569, p.153921_1 - 153921_6, 2022/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

To develop a lead-bismuth eutectic (LBE) cooled nuclear reactor, phase transition phenomena of LBE are very important. In the solidification of LBE, the crystalline structure is varied with the cooling process. The volumetric expansion of LBE must be clarified for the safety of an LBE cooled nuclear reactor. The time dependence of the volumetric expansion depends on the crystalline microstructure. In this study, the crystalline microstructure of the LBE samples solidified with the different cooling processes was investigated by the neutron Bragg edge imaging technique. Spatially integrated and local microstructure characteristics of LBE samples were analyzed. Characteristics of preferred orientation of LBE microstructure were clarified.

論文

Study on the relation between the crystal structure and thermal stability of FeUO$$_{4}$$ and CrUO$$_{4}$$

秋山 大輔*; 日下 良二; 熊谷 友多; 中田 正美; 渡邉 雅之; 岡本 芳浩; 永井 崇之; 佐藤 修彰*; 桐島 陽*

Journal of Nuclear Materials, 568, p.153847_1 - 153847_10, 2022/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.92(Materials Science, Multidisciplinary)

ウラン酸鉄,ウラン酸クロム、およびその固溶体を合成し、これらのウラン酸塩が異なる熱的安定性を示すメカニズムを研究した。熱的安定性を評価するため、ウラン酸塩試料の熱重量分析を実施した結果、ウラン酸クロムの分解温度(約1250$$^{circ}$$C)に対してウラン酸鉄は低温(約800$$^{circ}$$C)で分解するが、クロムを含む固溶体では熱分解に対する安定性が高まることが分かった。この熱的安定性と結晶構造との関係性を調べるため、エックス線結晶構造解析,エックス線吸収微細構造測定,メスバウアー分光測定,ラマン分光分析による詳細な結晶構造と物性の評価を行ったが、本研究で用いたウラン酸塩試料の間に明瞭な差異は観測されなかった。そのため、熱的安定性の違いは結晶構造に起因するものではなく、鉄とクロムとの酸化還元特性の違いによるものと推定した。クロムは3価が極めて安定であるのに対して、鉄の原子価は2価と3価を取ることができる。このため、ウラン酸鉄の場合には結晶中でウランと鉄との酸化還元反応が起こり、低温での分解反応を誘起したものと考えられる。

論文

Normal spectral emissivity, specific heat capacity, and thermal conductivity of type 316 austenitic stainless steel containing up to 10 mass% B$$_{4}$$C in a liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Journal of Nuclear Materials, 568, p.153865_1 - 153865_12, 2022/09

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.92(Materials Science, Multidisciplinary)

炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)含有316系オーステナイトステンレス鋼(SS)の垂直分光放射率,比熱,熱伝導率を、SS-$$x$$ mass%B$$_{4}$$C (10%まで)の組成範囲と幅広温度範囲で、静磁場電磁浮遊法により実験的に測定した。SS-B$$_{4}$$Cメルトについては、垂直分光放射率,比熱は温度に対してほぼ一定、熱伝導率は正の温度依存性は無視できるほど小さい。1800Kでの各物性値のB$$_{4}$$C含有依存性は、SS-B$$_{4}$$疑似二元系では共晶組成(3mass%B$$_{4}$$C程度)をまたがると異なる傾向を示した。

論文

Structure, stability, and actinide leaching of simulated nuclear fuel debris synthesized from UO$$_{2}$$, Zr, and stainless-steel

桐島 陽*; 秋山 大輔*; 熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 渡邉 雅之; 佐々木 隆之*; 佐藤 修彰*

Journal of Nuclear Materials, 567, p.153842_1 - 153842_15, 2022/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:91.04(Materials Science, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所事故では、UO$$_{2}$$やZr,ステンレス鋼(SUS)の高温反応により燃料デブリが形成されたとみられる。この燃料デブリの化学構造や安定性を理解するため、UO$$_{2}$$-Zr-SUS系模擬デブリ試料の合成と物性評価を行い、より単純な組成の試料と比較した。模擬デブリ試料の合成では、不活性雰囲気(Ar)もしくは酸化雰囲気(Ar + 2% O$$_{2}$$)において1600$$^{circ}$$Cで1時間から12時間の加熱処理を行った。$$^{237}$$Npおよび$$^{241}$$Amをトレーサーとして添加し、浸漬試験ではUに加えてこれらの核種の溶出を測定した。試料の物性評価は、XRD, SEM-EDX,ラマン分光法およびメスバウアー分光法により行った。その結果、模擬デブリの主なU含有相は、加熱処理時の雰囲気に依らず、Zr(IV)およびFe(II)が固溶したUO$$_{2}$$相であることが分かった。模擬デブリ試料の純水もしくは海水への浸漬試験では、1年以上の浸漬の後も主な固相の結晶構造には変化が観測されず、化学的に安定であることが示された。さらに、U, Np, Amの溶出率はいずれも0.08%以下と、溶出は極めて限定的であることが明らかとなった。

論文

Homogeneity of (U, $$M$$)O$$_2$$ ($$M$$ = Th, Np) prepared by supercritical hydrothermal synthesis

白崎 謙次*; 田端 千紘*; 砂賀 彩光*; 酒井 宏典; Li, D.*; 小中 真理子*; 山村 朝雄*

Journal of Nuclear Materials, 563, p.153608_1 - 153608_11, 2022/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.92(Materials Science, Multidisciplinary)

添加剤を変えながらウラン酸化物(U, $$M$$)O$$_2$$ ($$M$$=Th, Np)固溶体を超臨界水熱合成で調製した。それらの試料の均質性をVegard則に基づいた結晶構造解析や、(U, Np, Na)O$$_2$$固溶体については、$$^{23}$$Na核核磁気共鳴(NMR)によって調べた。その結果、(i) (U, Th)O$$_{2+x}$$固溶体の場合は、炭酸アンモニウムを添加剤として、IV価ウランから出発し、(ii) (U, Np)O$$_{2+x}$$の場合は、エタノールを添加剤として、VI価ウランから出発すると、均質な試料が得られることがわかった。

論文

Speciation on the reaction of uranium and zirconium oxides treated under oxidizing and reducing atmospheres

上原 章寛*; 秋山 大輔*; 池田 篤史; 沼子 千弥*; 寺田 靖子*; 新田 清文*; 伊奈 稔哲*; 武田 志乃*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*

Journal of Nuclear Materials, 559, p.153422_1 - 153422_11, 2022/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.92(Materials Science, Multidisciplinary)

The reaction products were analysed by a combination of powder X-ray diffraction (PXRD) and X-ray absorption spectroscopic measurements of the U L$$_{rm III}$$- and Zr K-edges. Under an oxidizing atmosphere, the formation of U$$_{3}$$O$$_{8}$$ and U$$_{2}$$Zr$$_{5}$$O$$_{15}$$ was observed in equilibrium with UO$$_{2}$$, monoclinic-ZrO$$_{2}$$, and tetragonal-ZrO$$_{2}$$. However, when O$$_{2}$$ gas was purged through the reaction tube during the cooling process to room temperature, pentavalent U in ZrU$$_{2}$$O$$_{7}$$ was produced by the oxidation of solid solution UO$$_{2}$$ formed at $$>$$ 1774 K during the temperature dropped at $$<$$ 1473 K. Under the inert atmosphere, mixed oxides of uranium were found to form at $$>$$ 1673 K due to a low concentration of O$$_{2}$$ impurity with the Ar gas. This study can pave the way for understanding the interaction between the nuclear fuels and the cladding materials in damaged reactors enabling further simulation of possible decontamination procedures.

論文

Suppression of vacancy formation and hydrogen isotope retention in irradiated tungsten by addition of chromium

Wang, J.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 鈴土 知明; 檜木 達也*; Alimov, V. Kh.*; Schwarz-Selinger, T.*

Journal of Nuclear Materials, 559, p.153449_1 - 153449_7, 2022/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

タングステン(W)マトリックス中のクロム(Cr)添加が空孔形成と水素同位体吸蔵に及ぼす影響を調べるために、W-0.3Cr合金サンプルに6.4MeV Feイオンを523-1273Kの温度範囲で照射した。これらの弾き出し損傷サンプルを673KでD$$_{2}$$ガスにさらした。Wマトリックスに0.3%のCrを添加すると、特に高温照射後の純Wと比較して重水素の吸蔵が大幅に減少した。1073Kで照射されたW-0.3Cr合金の陽電子寿命は、照射されていないものとほぼ同じであった。これらの事実は、0.3%のCr添加によって空孔タイプの欠陥の形成が抑制されたことを示している。

論文

Electrochemical recovery of Zr and Cd from molten chloride salts for reprocessing of used nitride fuels

村上 毅*; 林 博和

Journal of Nuclear Materials, 558, p.153330_1 - 153330_7, 2022/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

使用済TRU窒化物燃料の再処理方法として研究開発が行われている化学溶解法は、塩素化剤を用いて溶融塩へ使用済燃料の溶解を行い、還元抽出法などによって溶融塩からTRUを分離回収する方法である。使用済燃料溶解の工程(化学溶解工程)では、窒化物等との化学反応によって消費されるよりも多くの量の塩素化剤(CdCl$$_2$$及びZrCl$$_4$$)を使用する必要があることが知られており、これらの成分が還元抽出法によるTRU分離に影響を及ぼすことが懸念されている。本論文では、化学溶解工程後に溶融塩中に残存するZr及びCdを選択的に回収する電解回収プロセスを付加することによってこれらの成分の影響を低減すること、及び回収したZr及びCdを塩素化剤として再利用することを提案した。また、化学溶解工程の条件及び電解回収の進行に伴い変化する溶融塩中のCdCl$$_2$$とZrCl$$_4$$の濃度比が電解回収プロセスへ与える影響を確認するため、LiCl-KCl共晶溶融塩(723K)中のZrとCdの電解挙動を明らかにする試験を行った。ZrとCdを選択的に回収するため、液体Cdを陰極として用い、TRUの還元電位よりも高い電位(-1.05V (vs. Ag/AgCl))において定電位電解を行い、広い範囲のCdCl$$_2$$/ZrCl$$_4$$濃度比においてZr及びCdの回収が可能であり、その電流効率はほぼ100%であることを確認した。

論文

Relative oxygen potential measurements of (U,Pu)O$$_{2}$$ with Pu = 0.45 and 0.68 and related defect formation energy

廣岡 瞬; 松本 卓; 砂押 剛雄*; 日野 哲士*

Journal of Nuclear Materials, 558, p.153375_1 - 153375_8, 2022/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

日立GEニュークリアエナジーでは、商用炉として実績のあるBWRをベースとして、高速中性子によりTRU元素を燃料として燃やすことができる資源再利用型BWR(RBWR)の開発が進められている。RBWRでは燃料設計上PuやMAの含有率が高くなる傾向があることから、本研究ではPu含有率が45at%及び68at%と、これまでの高速炉用MOXで研究されてきたものよりも高いPu含有率のMOXを対象に、酸素ポテンシャルの測定、評価を行った。還元しやすいPuの含有率が高くなると酸素ポテンシャルは高くなることが分かっているが、本研究の結果、Pu含有率68at%のMOXとPuO$$_{2}$$では大きな違いがないことが確認された。得られたデータから、MOXの酸素/金属原子数比(O/M),温度,Pu含有率,雰囲気の酸素分圧の関係式を導出し、さらに、解析の過程で得られる欠陥生成エネルギーから、電気伝導率や比熱の考察を行った。

論文

Structural characterization by X-ray analytical techniques of calcium aluminate cement modified with sodium polyphosphate containing cesium chloride

高畠 容子; 渡部 創; 入澤 啓太; 塩飽 秀啓; 渡部 雅之

Journal of Nuclear Materials, 556, p.153170_1 - 153170_7, 2021/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

The long-time experimental activities on pyroprocessing have generated waste eutectic salts contaminated with nuclear materials. After reprocessing tests, waste salts should be appropriately treated, with a focus on Cl disposal considering its corrosive nature. It is important to construct Cl confinement for the waste salts. Chlorapatite (Ca$$_{10}$$(PO$$_{4}$$)$$_{6}$$Cl$$_{2}$$) has great potential for Cl confinement due to Ca and P. The chemical reactivity of Cl will be drastically reduced if chlorapatite can be synthesized in calcium aluminate cement modified with sodium polyphosphate (CAP) containing CsCl. This study confirms the chemical state of Cl and metal elements in the cement by XRD, XPS, and XANES in the CAP containing CsCl. The analyses results suggest the existence of the Ca-Cl-Cs and Al-Cl-Cs bonds in CAP containing CsCl. The formation of the chemical bonds of Cl with metal elements might be one of important factors for the chlorapatite formation from the CAP containing CsCl.

論文

The Role of silicon on solute clustering and embrittlement in highly neutron-irradiated pressurized water reactor surveillance test specimens

高見澤 悠; 端 邦樹; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 556, p.153203_1 - 153203_10, 2021/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器鋼における中性子照射脆化に及ぼすシリコンの影響を明らかにするため、三次元アトムプローブにより、高照射量領域まで中性子照射された監視試験片中の溶質原子クラスタを分析した。高Cu含有材では、Ni, Mn, Siがクラスタ中心のCu原子を囲むように凝集し、コアシェル構造を形成するのに対して、低Cu含有材ではNi, Mn, Siがクラスタ中を均一に分布していた。クラスタ内のCu原子の数はCu含有量の減少と共に減少したが、それを補うようにSi原子数が増加した。材料中の公称のSi含有量の増加とともに、クラスタのギニエ半径は減少し、数密度が増加した。結果として、クラスタの体積率は一定であった。延性脆性遷移温度移行量とクラスタの体積率とギニエ半径の積の平方根が良い相関関係を示すことから、脆化の主要因は、溶質原子クラスタを転位が切断するメカニズムによる硬化であることが示された。また、Si含有量の増加により、クラスタの体積率は一定のままギニエ半径が減少することで脆化の程度を減少させることが示された。

論文

Radiation-enhanced diffusion of copper in iron studied by three-dimensional atom probe

外山 健*; 鈴土 知明; 永井 康介*; 他9名*

Journal of Nuclear Materials, 556, p.153176_1 - 153176_7, 2021/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

電子照射と3次元アトムプローブ(3D-AP)を使用して、照射促進拡散(RED)の高精度測定を行った。高純度のFeとCuをベース材料としてCu-Fe拡散ペア試料を作成し、2MeVの電子照射を行った。CuのFeマトリックスへの拡散を3D-APを使用して原子レベルで観察し、フィックの法則を使用して拡散係数を直接取得した。その結果、REDが明確に観察され、照射下での拡散と熱拡散の比率が低温で大きくなった。反応速度論モデルを使用してREDを定量的に評価し、実験値は空孔のみを考慮したモデルと良好な一致を示した。これにより、REDが照射誘起空孔によって支配されていることが明らかになった。さらに、FeへのCuの溶解度に対する照射の影響に関する直接的な実験結果が得られ、照射下での溶解度は、熱時効下での溶解度よりも低いことがわかった。

論文

Evaluation of the dissolution behavior of zircon using high-resolution phase-shift interferometry microscope

北垣 徹

Journal of Nuclear Materials, 557, p.153254_1 - 153254_8, 2021/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.13(Materials Science, Multidisciplinary)

The dissolution behavior of the zircon mineral in ultrapure water, 1 M HCl (aq), and 1 M NaOH (aq), under room temperature and nearly atmospheric pressure was evaluated by in situ measurement of the change in the surface height. A high-resolution phase-shift interferometry microscope (HR-PSI) was employed to evaluate the velocity of the change in the surface height of zircon in different solutions, and the application of this method in evaluating the dissolution behaviors of nuclear materials was examined. As a result, the velocity of surface change and the precipitation behaviors of zircon was successfully evaluated using HR-PSI. This relatively quick method would be useful for evaluating the detailed surface change behaviors of nuclear materials, such as fuel debris, ceramic waste forms and UO$$_{2}$$, during the reaction with various solutions, since it minimises radiation exposure times and also the amount of radioactive waste generation during measurement.

論文

Tensile properties on dissimilar welds between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel after thermal aging

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Materials, 555, p.153105_1 - 153105_8, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

今回の研究目的は、400から600$$^{circ}$$Cで熱時効された11Crフェライト/マルテンサイト鋼とSUS316鋼を用いた異材接合部の引張特性と組織評価を実施することとした。微細組織観察はSEMとTEMを用いた。異材接合部の組織は少量の残留オーステナイト組織を含むラスマルテンサイト組織であった。400と450$$^{circ}$$Cで2相分離とG相の形成に起因した熱時効硬化が確認されたが、明確な全伸びの低下は確認されなかった。また、破面としても劈開破壊よりむしろ細かな延性破面が支配的であった。引張強度の増加は2相分離に起因し、軟化相である残留オーステナイト相が延性保持に寄与していることが推察された。

論文

Effect of B$$_{4}$$C addition on the solidus and liquidus temperatures, density and surface tension of type 316 austenitic stainless steel in the liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Journal of Nuclear Materials, 554, p.153100_1 - 153100_11, 2021/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:80.46(Materials Science, Multidisciplinary)

ステンレス鋼(SUS316L)の固相線及び液相線温度,密度並びに表面張力に及ぼす炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)添加の影響を実験的に調べた。B$$_{4}$$C含有SUS(0から10mass%まで)の固相線温度は1666Kから1307KまでB$$_{4}$$C添加につれて単調に減少した。液相線温度は2.5mass%B$$_{4}$$Cで最小点となり、10mass%までB$$_{4}$$C添加につれて増加した。B$$_{4}$$C含有SUSの密度と表面張力は電磁浮遊法で(過冷却領域を含めて)幅広い温度域で計測できた。密度は温度に対して線形的に減少した。また、B$$_{4}$$C添加量に応じて密度は単調に減少した。B$$_{4}$$C含有SUSの表面張力については、B$$_{4}$$C添加による影響は明確な影響は見られなかったが、SS316Lに含まれる硫黄が表面張力を有意に低下させた。

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