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三輪 幸夫; 塚田 隆; 實川 資朗
プラズマ・核融合学会誌, 80(7), p.551 - 557, 2004/07
環境助長割れは軽水炉炉心材料における問題の1つである。環境助長割れについては、多くの知見が軽水炉の分野で得られてきている。核融合炉の運転温度は軽水炉とは異なるが、核融合炉の水冷却型ブランケットシステムにおいて環境助長割れを予防するためには、軽水炉で得られた知見を活用することは有益である。これまでの知見から、オーステナイト系ステンレス鋼及び低放射化フェライト・マルテンサイト鋼については、水冷却型ブランケットシステムにおいて環境助長割れは重大な材料問題とはならないことが考えられる。しかし、水温,水質及び応力状態などに幾つか不確定な因子の環境助長割れへの影響も考えられる。これらの因子について、今後必要な考慮や試験結果について議論した。
藤田 江示; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 矢野 康英
no journal, ,
原子力機構では、高速炉用ラッパー管材料として、11Crマルテンサイト鋼のPNC-FMSの開発を進めている。照射後試験で観測される材料特性変化は、照射と熱時効の重畳効果によるものであり、照射試験データから照射効果を明らかにするためには、熱時効試験データベースを構築して、照射効果を抽出することが必要である。本発表では45,000時間熱時効後のPNC-FMSについて、引張試験と硬さ試験を実施した結果を報告する。熱時効後の引張及び硬さ試験結果では、想定使用温度550
Cまでは長時間熱時効後も強度は維持されていた。一方、600C以上では、熱時効時間とともに強度低下していた。その傾向は、ラーソンミラーパラメータ(LMP)を用いた1次式で整理できた。この結果は、高温・長時間側では、拡散律速過程によって微細組織が劣化し、強度低下に至ったことを示している。
