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報告書

原子炉環境水化学因子による応力腐植割れ抑制機構の研究,原子力基礎研究 H10-004(委託研究)

柴田 俊夫*; 春名 匠*; 藤本 慎司*; Zhang, S.*

JAERI-Tech 2000-061, 38 Pages, 2000/09

JAERI-Tech-2000-061.pdf:10.98MB

原子炉高温高圧水環境におけるステンレス鋼の水化学因子による応力腐食割れ抑制の一般的法則の確立を目的として、高温高圧水環境対応型CCDカメラ付き低ひずみ速度応力腐食割れ試験装置を開発し、この装置を用いて鋭敏化304ステンレス鋼の応力腐食割れに及ぼす温度及びSO$$_{4}^{2-}$$,B$$_{4}$$O$$_{7}^{2-}$$の影響を検討した。その結果、SO$$_{4}^{2-}$$を含む水溶液中では、100$$^{circ}C$$から250$$^{circ}C$$まで温度を上昇させるとき裂発生時間が減少するが、150$$^{circ}C$$においてき裂発生頻度が最大値を示すことを見いだした。一方、B$$_{4}$$O$$_{7}^{2-}$$を含む水溶液中では、100$$^{circ}C$$から250$$^{circ}C$$にいずれの温度においてもゲージ部にき裂が発生せず、B$$_{4}$$O$$_{7}^{2-}$$はき裂の発生を抑制することが明らかになった。この応力腐食割れ発生に及ぼすアニオンの影響は、硬い柔らかい酸塩基則から得られるアニオンの硬さで整理できることが示唆される。

論文

Post irradiation mechanical properties of type 304 stainless steel

辻 宏和; 倉田 有司; 三輪 幸夫; 板橋 行夫; 雨沢 博男*; 島川 聡司; 三村 英明; 北 智士; 鈴木 富男; 塚田 隆; et al.

Advances in Science and Technology, 24, p.483 - 490, 1999/00

高速増殖炉「もんじゅ」の構造材である304ステンレス鋼を対象として、中性子照射による弾き出し損傷量を約2dpa一定に保ちながら、核変換ヘリウム生成量を1,3及び16appmの3水準に変えることにより、中性子照射材の機械的性質に及ぼすヘリウム生成量の影響を分離抽出することを目的として、熱中性子炉JMTR用の特殊照射キャプセルを開発した。この特殊照射キャプセルを用いてJMTRにおいて400及び550$$^{circ}$$Cで304ステンレス鋼の中性子照射を行い、照射材の引張、破壊靱性、クリープ、疲労の諸試験及びTEMによる組織観察を行うとともに照射前の基本特性試験を行う体系的な研究プログラムを進めてきた。本報告では、計画の全体概要について述べるとともに特殊照射キャプセルの特徴、これまでに得た照射前の基本特性試験結果及び照射後試験結果について述べる。

論文

Degradation in post-irradiation weldability of reactor structural materials

渡辺 勝利

6WS-96: 6th Int. Welding Symp. on the Role of Welding Science and Technology in the 21st Century, 2, p.489 - 494, 1996/00

中性子照射した316ステンレス鋼の溶接性が検討された。高速炉「常陽」においてラッパー管として用いられたものを供試材とし、照射条件は温度668-683Kにおいて最大損傷量及びHe量は各々22dpa、9appmであった。試験板はGTA法により溶接された。溶接継手照射材は非照射材に較べて著しい延性低下が見られた。この場合、非照射材では溶接金属部において延性破壊が生じたが、照射材ではHAZにおいて粒界破壊を生じた。照射材で見られた粒界割れはHe気泡の形成・成長と密接に関連しているものと考えられる。さらに、これらの結果は304鋼、HT-9鋼及びV-15Cr-5Ti合金の溶接性データと比較検討された。溶接したままの条件下での溶接欠陥に関して、中性子照射した材料の付き合せ溶接材の結果とT注入材のビードオンプレート材の結果との間での差異は溶接中に生じる引張残留応力によって主として解釈できることが分かった。

論文

The fracture toughness measured on sensitized 304 stainless steel in simulated reactor water

中島 伸也; 嶋 誠之*; 中島 甫; 近藤 達男

Nucl.Eng.Des., 93, p.95 - 106, 1986/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:58.99(Nuclear Science & Technology)

周知のごとく軽水炉の配管破断は冷却水喪失事故に繋がる大きな問題の1つである。この配管の破壊においてどのような配管材料の課題が内在するかを知ることは軽水炉の安全上重要な要素になる。そこで、特に溶接部熱影響部と冷却水の相互効果に着目し304ステンレス鋼を近似冷却水中で破壊靭性を調べた。破壊靭性は従来大気中で試験する事になっているが、本実験は近似環境中でおこなった最初のものである。その結果、破壊靭性は冷却水の影響を受け、特にき裂先端の変形に伴うエネルギ変化率,冷却水温度,酸素に大きく依存して低下することが知られた。その原因は粒界型応力腐食割れが挙げられる。そのため配管破断、とりわけき裂抵抗性評価に当っては、その荷重負荷速度,材料,冷却水環境の各条件を十分考慮する必要性を初めて指摘した。

論文

SUS304ステンレス鋼の粒界腐食防止のための加工熱処理

木内 清; 近藤 達男

鉄と鋼, 70(1), p.112 - 119, 1984/00

SUS 304などの汎用の炭化物比安定化型オーステナイトステンレス鋼は,多くの実用環境で粒界腐食(IGC)や粒界型応力腐食割れ(IGSCC)が経験され,この原因の究明や防止対策が数多く検討されてきた。材料側からみたこの原因としては,炭化物の析出温度域での加熱の際に生しる粒界部分での組織変化すなわち鈍敏化が最も重要であるとされている。IGC,IGSCC感受性は,粒戒に析出したM$$_{2}$$$$_{3}$$C$$_{6}$$の形態,Crの欠乏した層の性状およびSやPなど不純物元素の流会偏析の度合などに複雑に関係するための材料改善の方法は,鈍敏化すなわち炭化物の析出反応を抑制することにより有効に達せられることから,主として次の2つの手段が検討されてきた。

報告書

AISI316およびAISI304ステンレス鋼のヨウ素蒸気による腐食

福田 健; 大森 俊造

JAERI-M 5946, 24 Pages, 1975/01

JAERI-M-5946.pdf:1.07MB

ヨウ素蒸気による腐食に伴うステンレス鋼試料の重量減少を温度500$$^{circ}$$C~1000$$^{circ}$$C、ヨウ素蒸気圧0.05~0.5mmHgの範囲で熱天秤を用いて測定した。腐食初期の重量減少速度は、700$$^{circ}$$C以下の温度で試料の溶体化処理や表面処理に大きく影響される。溶体化処理した試料の場合には誘導期間があるが、これは核分裂片照射、重イオン照射あるいは機械研磨により短縮または消失し、ある場合には腐食が加速された。腐食初期に続いて定常的重量減少領域が表われる。この領域の重量減少速度は、試料の諸処理にあまり依存しないこと、700$$^{circ}$$C以上ではほぼヨウ素蒸気圧に比例すること、AISI316鋼では約800$$^{circ}$$Cで、AISI304鋼では約750$$^{circ}$$Cで最大となること、また700$$^{circ}$$C以下ではAISI304鋼の場合の方がAISI316鋼の場合より大きいが、800$$^{circ}$$C以上では差がほとんどないことなどを見出した。700$$^{circ}$$C以下では試料表面に腐食生成物層が存在することを観察した。以上の結果に基づき、腐食過程について考察した。また、揮発した腐食生成物の、温度こう配管における析出挙動についても調べた。

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