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論文

Post irradiation plastic properties of F82H derived from the instrumented tensile tests

田口 富嗣; 實川 資朗; 佐藤 道隆*; 松川 真吾*; 若井 栄一; 芝 清之

Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.457 - 461, 2004/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:58.51(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉用構造材料の候補材料である、F82H鋼及び2%Ni添加F82H鋼の照射後引張試験を室温で行った。F82H及び2%Ni添加F82Hは、米国オークリッジ国立研究所のHFIR炉において、300$$^{circ}$$Cで最大20dpaまで照射された。引張試験中、継続して試料のネッキング部分の画像をビデオカメラで記録した。これら画像及び荷重変位曲線から、試料の真応力-真歪曲線を求め、中性子照射による試料の硬化挙動を評価した。その結果、欠陥導入型の硬化が照射によりおもに生じたが、300$$^{circ}$$Cで照射されたF82Hにおいては、同じflow stressレベルでは、歪硬化に対して強く影響を及ぼさないことを明らかにした。しかしながら、2%添加F82Hでは、照射が歪硬化に強く影響を及ぼすことがわかった。

報告書

Evaluation of the Oxidation Behavior and Strength of the Graphite Components in the VHTR, (I); Normal Operation Condition

衛藤 基邦; 黒沢 武; 野村 真三; 今井 久

JAERI-M 87-056, 49 Pages, 1987/03

JAERI-M-87-056.pdf:1.11MB

ヘリウム中における水蒸気酸化デ-タを主として微粒等方性黒鉛IG-110について取得した。温度は1173K~1473Kまでとし、水蒸気濃度は主として0.65vol%、ヘリウム圧力は1気圧とした。反応速度と酸化プロファイルを円柱状試験片を用いて測定した。これらの実験結果に基づいて、高温ガス炉内の燃料ブロックと炉心支持ポストの通常運転時における酸化挙動を推定した。その際、水蒸気濃度に関する補正は1次式またはLangmuir-Hinshelwood式を用いた。上記の黒鉛構造物の寿命期間後の強度と応力-ひずみ関係を別途提出した酸化の影響に関するモデルから推定し、これらの構造物の健全性を明かにした。

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