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加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(11), p.949 - 958, 2000/11
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Craking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、照射後試験結果及び透過電子顕微鏡(TEM)観察結果と併せて得られた知見として、IASCC感受性、機械的性質及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。
加治 芳行; 塚田 隆; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 中島 甫
Environmentally Assisted Crarking (ASTM STP 1401), p.191 - 209, 2000/00
これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉心構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、照射後試験結果及び透過電子顕微鏡(TEM)観察結果と併せて得られた知見として、IASCC感受性及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。
加治 芳行; 青木 聡; 近藤 啓悦; 山本 正弘
no journal, ,
低炭素ステンレス鋼のSCC感受性に及ぼす長時間熱時効の影響についてCBB試験により検討してきた。用いた材料は304Lと316Lステンレス鋼であり、溶体化処理あるいは20%冷間加工後、288
C大気中で14000時間時効処理を行った。SCC感受性評価は、BWR模擬高温水中288Cで1000時間のCBB試験により実施した。CBB試験の結果、304L溶体化材、304L冷間加工材、316L溶体化材ではほとんど感受性を示さなかったが、316L冷間加工材では高いSCC感受性を示した。TEM/EDXによる粒界分析ではCrの偏析等が見られなかったことから低温鋭敏化が原因ではないことが分かった。機械的性質、圧延組織、化学組成等の点から検討を進め、長時間熱時効材においてSCC感受性が高くなる原因について議論する。
