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論文

Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田景子; 端邦樹; 飛田徹; 廣田貴俊*; 高見澤悠; 知見康弘; 西山裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K $_{Ia}$ , values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T $_{KIa}$ , and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T $_{Fa4kN}$ , obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T $_{KIa}$ derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T $_{o}$ , was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K $_{Ia}$ data. The K $_{Ia}$ curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.310 $^{20}$ n/cm $^{2}$ (E 1 MeV) was compared with a K $_{IR}$ curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K $_{IR}$ curve was always lower than the 1%ile curve of K $_{Ia}$ for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K $_{Ia}$ using K $_{IR}$ curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.

論文

Correlation between cleavage fracture toughness and charpy impact properties in the transition temperature range of reactor pressure vessel steels

鬼沢邦雄; 鈴木雅秀

JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07

原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。

論文

Correlation among the Changes in Mechanical properties due to neutron irradiation for pressure vessel steels

鬼沢邦雄; 鈴木雅秀

ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08

https://doi.org/10.2355/isijinternational.37.821

被引用回数：3 パーセンタイル：35.47(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。

論文

Electrochemical evaluation of thermal aging embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel for a nuclear pressure vessel

西山裕孝; 深谷清; 鈴木雅秀; 衛藤基邦; 庄子哲雄*

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.16 - 26, 1993/00

400 $^{circ}$ C~550 $^{circ}$ Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行った原子炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、30 $^{circ}$ Cの硝酸カルシウム溶液中で計測したアノード分極曲線を用いることにより、粒界脆化度の非破壊評価手法の開発を行った。不働態域中に得られる2次ピーク電流密度値(mA/m $^{2}$ )とシャルピー延性-脆性遷移温度移行量との相関を考察し、本法のサーベイランス試験法としての適用可能性を示した。得られた主な結果は以下のとおりである。(1).アノード分極曲線中の2次ピーク電流密度の上昇量と粒界脆化度は時効温度に依存した一義的な相関が得られた。これにより共用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を、アノード分極曲線測定により非破壊的に推測できる。(2).(1)の機関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度値の上昇が著しく、これは高濃度に偏析したリンの存在を敏感に反映した結果であることを示した。