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辻 宏和
日本原子力学会誌, 41(4), p.383 - 384, 1999/04
日本原子力学会誌「40周年記念号」のレビュー記事として、高温ガス炉(HTGR)用構造材料に関する研究開発動向をまとめた。HTGR用構造材料の分野では、黒鉛(炭素)材料、耐熱合金材料、及び耐圧低合金鋼材料を対象として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設とHTGR技術の高度化のための研究開発が進められた。HTTRの炉心部用黒鉛材料としては、IG-110黒鉛が選定され、素材の大型化、品質管理の厳密化等が進められると同時に物理的、化学的、機械的性質について照射効果を含むデータベースが整備された。HTTRの高温部構造材料としては、Ni基のハステロイXR合金が開発されて使用された。この合金の溶接用溶加材も開発され、HTTRの高温機器の製造に適用された。HTGR技術の高度化研究では、Ni-Cr-W系の超耐熱合金が開発され、さらにこの合金の溶接用溶加材も開発された。HTTRの耐圧低合金鋼材料としては、21/4Cr-1Mo鋼の低Si高純度焼きならし戻し材が使用された。この材料はHTTRの設計寿命末期までの中性子照射を考慮しても十分な靱性を有することが確認された。
Cにおける中性子照射脆化西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦
JAERI-Research 97-039, 29 Pages, 1997/06
JAERI-Research-97-039.pdf:1.41MB
照射温度が290C~400Cで、1
10
~310
n/cm
(E
1MeV)の中性子照射を受けた21/4Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、その程度は極めて小さい。しかし、照射量が510
n/cm以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、累積中性子照射量が5.2~7.510n/cmにおいて照射温度を約300Cから400Cに変えた場合、300Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400C照射による脆化の主因は粒界脆化であり、電気化学的分極法によってその原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。
栗原 良一
Nucl. Eng. Des., 172(3), p.317 - 325, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)日本原子力研究所で建設中の高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器はHTTRプラントの中でも重要な機器であり、高温強度特性を有し、非原子力の産業界において多くの実績を有する21/4Cr-1Mo鋼製である。HTTR原子炉圧力容器に使われる実鋼材を製造する前に、実鋼材と同じ方法で先行試作材を製造し、母材及び溶接材の材料強度データを得るために多くの試験を実施した。圧力容器冷却パネルの管が破断し、0.5MPa圧力40C温度の冷却水が約400Cに熱せられた圧力容器の外壁に飛散した場合を想定し、加圧熱衝撃(PTS)事象による容器壁に生じる応力分布が有限要素法コードを用いて計算できた。本論文は先行試作材の材料試験から得られた試験結果の一部を報告するとともにPTS事象下のHTTR圧力容器の健全性を明らかにするために、軽水炉圧力容器に対して開発された方法により求めた評価結果を報告する。
石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一
JAERI-Research 96-028, 33 Pages, 1996/06
JAERI-Research-96-028.pdf:1.85MB
HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験を実施し、疲労寿命及び繰り返し軟化挙動に与える中性子照射の影響を調べた。試験は大洗ホットラボ施設に設置された照射後疲労試験装置を用いて、真空中450C、歪み速度0.1%/s、制御歪み範囲0.75~1.5%で行った。主要な結果は次の通りである。1)210n/cm(1MeV)以上の中性子照射量を受けた材料では、繰返し疲労試験初期の最大応力が増大した。2)照射材と未照射材の繰返し軟化挙動に顕著な差はなかった。3)照射により延性が低下した材料では、未照射材に比べて疲労寿命が僅かに減少した。4)HTTR圧力容器における設計上の中性子照射量では、疲労寿命と繰返し軟化挙動に与える照射の影響はないものと考えられる。
西 宏
JAERI-Research 94-031, 14 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-031.pdf:0.92MB
21/4Cr-1Mo鋼の高温低サイクル疲労試験をひずみ波形の影響を明らかにするため、真空中723Kで行った。ひずみ波形は高速-高速の対称三角波(F-F波)および低速-高速の非対称三角波(S-F波)で、高速波のひずみ速度は0.1%/s、低速波は0.001%/sを用いた。さらに走査型および透過型電子顕微鏡により疲労波面と組織変化を観察した。S-F波の低サイクル疲労寿命はF-F波に比べ低下する。SEM観察の結果、F-F波の疲労波面は粒内破壊で、ストライエーション状の模様が見られた。しかしS-F波ではMnS介在物を起点としたディンプルが観察された。S-F波ではこのディンプル形成によりき裂進展が加速されたと考えられる。疲労中の材料は軟化し、応力振幅は繰返しとともに低下した。TEM観察の結果、疲労により転位のセルサイズと炭化物の析出は増加し、これが疲労軟化の原因である。
栗原 良一; 橘 幸男; 西原 哲夫; 丸山 創; 塩沢 周策; 大下 真一*
圧力技術, 32(3), p.154 - 165, 1994/00
熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度950Cを目指した高温工学試験研究炉の建設が日本原子力研究所大洗研究所で進められている。使用圧力3.9MPa、温度約400Cのヘリウムガスを内蔵するHTTRの耐圧バウンダリは、原子炉圧力容器、中間熱交換器、1次加圧水冷却器等から構成される。このうち、原子炉圧力容器は内部にHTTRの安全上極めて重要である燃料体、黒鉛反射体、反応度制御設備、炉心支持構造物等を収納するため、耐圧バウンダリの中でも最重要機器の一つである。高さ13.2m及び直径5.5mの原子炉圧力容器は、円筒胴と上下の半球鏡から成る。原子炉圧力容器の主要材料として、21/4Cr-1Mo鋼を使用するが、この材料は、軽水炉で圧力容器鋼材として広く使用されているMn-Mo鋼よりも高温において優れたクリープ強度特性を有する。本報告は、主としてHTTRの原子炉圧力容器の構造設計について概説する。
S.Chi*; 鈴木 雅秀; 西 宏; 衛藤 基邦; I.Kim*
ISIJ International, 32(4), p.545 - 552, 1992/04
被引用回数：3 パーセンタイル：42.64(Metallurgy & Metallurgical Engineering)21/4Cr-1Mo鋼の焼ならし焼もどし材(NT材)の低サイクル疲労挙動に及ぼす保持時間効果を明らかにする目的で、900s、1800s、3600sの3段階の引張保持を含む低サイクル疲労試験を723Kで実施した。保持時間が増すにつれて、繰返し破断寿命(Nf)が低下し、同時に、応力幅(
)の低下と塑性ひずみ範囲(
)の増加が観察された。OM,SEM,TEMによる破面、組織の観察結果と併せ解析した結果、引張保持による寿命低下は、クリープ効果ではなく、くり返しひずみによる破損レベルの差として説明できることが分った。
中島 幹雄; 佐伯 正克; 佐川 千明; 正木 信行; 平林 孝圀; 荒殿 保幸
JAERI-M 91-092, 14 Pages, 1991/06
ヘリウム冷却高温ガス炉の格納容器内に放出された放射性ヨウ素の材料表面への付着による放出抑制効果の可能性を検討する目的で、ステンレス鋼およびクロム・モリブデン鋼表面への無機ヨウ素(
I
)の付着挙動を調べた。熱クロマトグラフ法により得られた結果は、気相雰囲気および材料の違いによる付着挙動の違いを示した。
羽田 一彦; 元木 保男; 馬場 治
JAERI-M 90-148, 231 Pages, 1990/09
本報告書は、「高温工学試験研究炉第1種機器の高温構造設計方針」で用いている設計応力強さ等の材料強度基準等の作成方法を定め、この方法に基づいて、「高温工学試験研究炉高温構造設計方針材料強度基準等」を作成したものである。材料強度基準等を定めている材料は、21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材、ハステロイXR並びにオーステナイト系ステンレス鋼のSUS321TB及びSUS316である。21/4Cr-1Mo鋼NT材-HTTR仕様材及びオーステナイト系ステンレス鋼については、高速原型炉「もんじゅ」用に定めた「高速原型炉高温構造設計方針材料強度基準等」を準用した。ハステロイXRについては、材料特性を十分に検討して新たに作成方法を定めた。特に検討した項目は、引張特性に関しては、高温で生ずる動的再結晶に対する基本的な対策、クリープ特性はクリープ式の作成方法等である。
近藤 達男
日本鉄鋼協会西山記念技術講座, p.247 - 276, 1990/00
高温ガス炉の歴史、特徴、炉型概念、開発状況を概観したのち、プロセス加熱炉に焦点をあて、そのための材料の標題及び炉工学的な問題点、研究開発方法論、素材の開発と改良について総説した。さらに各論においては、高温工学試験研究炉のために行われた材料開発研究の結果として実用に到ったハステロイXRについてその改良原理と長期耐久性にかかわる研究結果を関連技術を含めて紹介した。また、耐圧部構造材料として改良と試験の対象となった21/4Cr-1Mo鋼についてもその経年劣化、健全性などについての試験研究の成果を要約し、最後に将来の高度化に向けた材料開発の代表的なものとしてNi-Cr-W系超耐熱合金の開発戦略として代様創出までの経過を述べた。
鈴木 雅秀; 古平 恒夫; 奥 達雄; 深谷 清
日本学術振興会耐熱金属材料第123委員会研究報告, 27(1), p.11 - 20, 1986/00
原研で開発中の多目的高温ガス実験炉では、圧力容器の使用温度が約400Cとなり、圧力容器材として2 1/4Cr-1Mo鋼が使われることが予定され、検討が加えられている。本報告は2 1/4Cr-1Mo鋼の材料特性の評価をする上で最も基本となる長時間時効特性について一連の実験結果を整理したものである。 以下に得られた結論を列挙する。VHTRの寿命期間で、 1)室温強度の低下は、AN材、NT材ともに軽微であると考えられる。 2)高温強度については、NT材では軽微であるが、AN材では500C以上の試験温度での強度低下が顕著となる。 3)NT材では延性脆性遷移温度の上昇が起こり、破面解析より、寿命末期(400C,20万時間と想定)で60C程度の上昇が予想される。
鈴木 雅秀; 深谷 清; 奥 達雄; 古平 恒夫
Journal of Nuclear Materials, 132, p.10 - 13, 1985/00
被引用回数：1 パーセンタイル：24.17(Materials Science, Multidisciplinary)高温ガス実験炉の圧力容器には、2 1/4Cr-1Mo鋼が使われることが予定されている。本圧力容器の使用温度は400C程度となるため、高温強度特性データを取得することが焦眉の急となっている。本報告は、応力緩和特性におよぼす中性子照射の効果について見たものである。中性子照射はJMTRにより、383Cで510
n/cm(E1MeV)まで行い、非照射材と比較した結果、次のことがわかった。1)383Cで510n/cmの照射下応力緩和は、非照射下での395Cと同等の応力緩和を示した。2)照射後の引張試験により、carbon の固溶量の上昇が示唆された。
鈴木 雅秀; 深谷 清; 古平 恒夫; 奥 達雄
Nuclear Technology, 66, p.619 - 629, 1984/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉の圧力容器には、2 1/4Cr-1Mo鋼が使用されることが、予定されている。本鋼の使用にあたり、あらかじめ、実験的に、調べておく必要のある問題として、次の2項目がある。即ち、1)焼もどし脆化と2)照射脆化である。1)は375Cから550Cの間で、保持されることにより生ずる、本鋼に、特有な脆化である。本報告では、1)については、応力の脆化に及ぼす効果を含めて、脆化の程度、原因の検討を行った。また、2)については、高温での照射データが、今までに、殆んど無いことから、高温ガス炉の圧力容器使用温度である400Cで、中性子照射を行って、シャルピー試験により、靭性変化を調べた。またこの際、不純物元素CuおよびPの脆化に及ぼす効果も、検討し、CuおよびP量の抑制が、脆化の軽減化の観点から有効であることが結論された。
鈴木 雅秀; 深谷 清; 菊山 紀彦; 奥 達雄
JAERI-M 9150, 30 Pages, 1980/10
高温ガス実験炉の圧力容器鋼としては、現在2 1/4Cr-1Mo鋼(NT材)が使われる可能性が大きい。本鋼は400C-500Cの温度範囲に保持されると、いわゆる焼きもどし脆化によって脆化することが知られている。ここでは、本鋼種に関して、焼きもどし脆化に与える応力の効果を調べ、検討を行なった。ミャルピー衝撃試験により、脆化は応力レベルの増加に伴ない促進されることがわかり、また、走査型電子顕微鏡により破面観察を行うことにより、脆化は粒界破面率の増加を伴なうこと、また、オージェ電子分光測定により、Pが粒界破面に偏析していることがわかった。これらの実験は、Pの粒界偏析が応力により促進されていることを示唆しており、脆化の促進はその結果と思われる。
