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芝 清之; Klueh, R. L.*; 三輪 幸夫; 井川 直樹; Robertson, J. P.*
Fusion Materials Semiannual Progress Report (DOE/ER-0313/28), p.131 - 135, 2000/06
低放射化マルテンサイト鋼F82H及びF82H鋼TIG溶接材を、米国HFIR炉で、300
及び500で5dpaまでスペクトル調整照射した試験片の引張試験結果について報告する。300照射では母材、溶接材ともに照射硬化が著しかったが、500照射では照射硬化は起こらなかった。溶接材の中では、溶接金属部は母材と同程度の照射硬化を起こしたが、熱影響部を含む継手材では照射硬化量は母材や溶接金属部の半分程度であり、熱影響部が照射による変化を受けにくいことがわかった。また、母材について、歪速度を10倍及び1/10倍に変えて引張試験を行った結果、早い歪速度では強度が高く現れる傾向があり、遅い歪み速度では伸びが小さく現れる傾向が見られた。
C若井 栄一; 橋本 直幸*; J.P.Robertson*; 沢井 友次; 菱沼 章道
Fusion Materials, 313(25), p.197 - 201, 1999/04
20%冷間加工した数種類のオーステナイトステンレス鋼をORR炉とHFIR炉で400Cにて、中性子スペクトル調整照射実験を17dpaまで行った。この時のヘリウムの生成割合は平均で約15appm He/dpaになるように制御した。照射後、透過形電子顕微鏡により微細組織を観察した。この照射によって、これらの材料では転位ループ、炭化物、キャビティが形成した。特に注目されるキャビティに関して、6
10
m
から210
m程度形成し、その平均半径((r
)
)は1.2nmから2.4nmであり、そのスエリング量は0.007から0.1%であった。最も低いスエリング量(0.007%)を示したJPCA-CW材では炭化物の数密度が110mと最も高かった。一方、最も高いスエリング(0.1%)を示したK-CWでは逆に炭化物の数密度が210mで最も低かった。これらのことから、炭化物形成がキャビティと同程度形成される場合、スエリング挙動に大きな影響を及ぼすことがわかった。
塚田 隆; 芝 清之; 中島 甫; 園部 清美; 喜多川 勇; 松島 秀夫; 関野 甫; 高橋 五志生; 糸永 文雄; 石川 明義
JAERI-M 92-169, 26 Pages, 1992/11
原子炉中性子照射が構造材料の耐食性に与える影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の研究炉(ORR)において核融合炉第1壁条件を近似する中性子エネルギースペクトル調整照射を行った試料について、遠隔操作型電気化学測定装置により電気化学的再活性化(EPR)試験及び定電位電解試験を実施した。試験材料は316型ステンレス鋼であり、60,200,330,400Cで約8dpaまで照射されたものである。電気化学的腐食試験の結果として;(1)EPR試験により、400C照射材でのみ電位-電流曲線に再活性化ピークが認められた。しかし、このピークは粒界腐食によるものではなく粒内の腐食によるものであり、照射誘起偏析に起因すると考えられる。(2)定電位電解試験により、不純物元素の偏析によると考えられる粒界腐食が検出された。これらの結果を高速炉で照射した材料の電気化学的腐食試験の結果及び、照射後高温水中応力腐食割れの試験結果と比較検討した。
塚田 隆; 芝 清之; G.E.C.Bell*; 中島 甫; 木崎 實; 近江 正男; 須藤 健次; 後藤 一郎
JAERI-M 92-081, 27 Pages, 1992/06
原子炉の炉心で中性子照射を受けたステンレス鋼等の構造材料が、水中において応力腐食割れ(SCC)感受性を持つようになる照射腐食割れ(IASCC)の現象を研究することを目的として、照射材の高温水中腐食割れ試験を無人で長時間連続して行える装置を開発した。本装置により、原子炉照射した試験片を用いて高温高圧水中において低歪速度法(SSRT)試験を行い、そのSCC挙動を調べることができる。本装置は、ホットセル内に設置したSSRT試験装置本体及びそこへ高温高圧水を供給するループ方式の高温高圧水精製循環装置より構成される。本装置の設計にあたっては、高温水中SSRT試験に必要な事項のほか照射材を取り扱うに必要な事項に配慮した。照射材を用いた予備試験として、米国オークリッジ研究所の研究炉(ORR)で、8dpaまでスペクトル調整照射された試験片(SUS316鋼)の照射腐食割れ試験を実施し、IASCCの発生及び装置を十分な信頼性を確認した。
塚田 隆; 芝 清之; G.E.C.Bell*; 中島 甫
Corrosion 92, p.104-1 - 104-14, 1992/00
原子炉の炉心構造材料は、供用中に放射線(中性子線,
線)及び化学環境(高純水)の複合環境効果により照射誘起腐食割れ(IASCC)等の劣化現象を生ずる。この現象は、軽水炉のみならず水冷却型核融合炉の設計においても研究課題とされている。本研究では、米国ORR炉において核融合炉近似条件でスペクトル調整照射を行った316型ステンレス鋼の高温水中応力腐食割れ挙動を低歪速度法により調べたものである。その結果、照射温度60C、200Cの場合には応力腐食割れは発生せず延性破断したが、330C、400Cで照射した試験片(試験温度300C)では粒界+粒内破断割れが観察された。割れ破面率によると照射後の高温水中腐食割れ感受性は、照射温度の高い程大きくなった。本研究の結果を軽水炉材料について行われた同種の試験結果と比較すると、割れ感受性の点で違いが見られ、照射条件の違い等が原因のひとつと考えられる。
沢井 友次; P.J.Maziasz*; 金澤 浩之; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.712 - 716, 1992/00
被引用回数：10 パーセンタイル：67.8(Materials Science, Multidisciplinary)はじき出し損傷と生成ヘリウムのバランスを実際の核融合炉での使用環境にあわせるため、熱中性子と高速中性子の比率を調整するスペクトル調整照射をORRで実施した。試料に用いた6種類のオーステナイトステンレス鋼は、今回の照射条件(400C、7.4dpa)では、溶体化処理材にはスエリング挙動の差が認められたが、冷間加工材では、すべて良好な耐スエリング性を示し、浸漬密度試験においても、電子顕微鏡観察においても、ほとんど差が認められなかった。溶体化処理材の中でも改良ステンレス鋼は最も優れた耐スエリング性を示したが、高純度3元合金の0.86%をはじめ、大きなスエリングを示したものもある。より高照射量では、スエリング率がさらに増加することも大いに考えられ、400Cという比較的低温においても核融合炉材料の選択には、スエリングを考慮すべきであることを示している。
菱沼 章道
日本原子力学会誌, 33(10), p.926 - 932, 1991/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HFIR/ORR日米共同照射実験で得られた最近のデータを中心に、ステンレス鋼の構造材料としての応用の観点から主として室温~400Cの低温領域における基本的照射特性を、核変換によるHeの効果を含めて紹介する。ステンレス鋼の低温照射特性の劣化は予想以上に大きいこと、低温クリープ、照射誘起腐食等の研究をさらに発展させる必要があること、また核融合炉材料の照射実験ではスペクトル調整照射が重要であることが明らかにされた。
沢井 友次; P.Maziasz*; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.519 - 522, 1991/00
被引用回数：9 パーセンタイル：69.46(Materials Science, Multidisciplinary)工学的に重要な溶接材の照射挙動を調べるために、電子ビーム溶接したステンレス鋼の中性子照射実験を行った。用いた試料は、改良ステンレス鋼及び規格316鋼で、実験は核融合炉条件に合せるためのスペクトル調整し、He appm/dpa比を10-12として、400Cで最大8dpaまで照射した後、ミクロ組織を観察した。両合金のスエリング量は0.1%以下と非常に小さいが、溶接部はマトリックスに比べて大きくなる傾向を示した。溶接部の中でもセル境界付近に、より大きなボイドが観られることから、この傾向は従来の電子線による模擬実験結果と同様、溶接時に主構成または微量元素の偏析が原因していると推定される。
