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大谷 恭平; 塚田 隆; 上野 文義
材料と環境, 68(8), p.205 - 211, 2019/08
本研究では、気相と液相を繰り返す環境で低合金鋼の表面に形成する鉄さび層を断面観察および分析により解析し、気相と液相を繰り返す環境における低合金鋼の腐食加速機構を解明することを目的とした。結果より、気液交番環境で低合金鋼には外側から赤さび層(
-FeOOH), クラスト層(Fe
O
), 内部結晶(FeO), 内部鉄さび層から成る多層の鉄さび層が形成することを見出した。鉄さび層は低合金鋼が水膜環境下に暴露されることで形成し、その構造に起因してカソード反応は常時水中に浸漬された場合よりも加速された状態を維持していたため、低合金鋼の腐食速度は増大したと考えられる。
neutron diffraction友田 陽*; Gong, W.*; Harjo, S.; 篠崎 智也*
Scripta Materialia, 133, p.79 - 82, 2017/05
被引用回数：25 パーセンタイル：73.68(Nanoscience & Nanotechnology)The microstructure evolution during reverse transformation of a Cr-Ni-Mo steel consisting of tempered lath martensite and Cr carbide was examined using neutron diffraction at high temperatures. The microstructural change from a reversed coarse-grained structure to a fine-grained polygonal structure by further annealing was monitored through a decrease in the diffraction intensity caused by primary extinction and the full width at half maximum. This result is different from that for a bainite steel, showing good coincidence with the observations using electron back scatter diffraction.
長谷川 雅幸*; 永井 康介*; Tang, Z.*; 湯葢 邦夫*; 鈴木 雅秀
JAERI-Tech 2003-015, 137 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-015.pdf:9.03MB
材料試験炉(JMTR)で中性子照射した原子炉圧力容器銅のモデルFe‐Cuについて陽電子消滅実験を行い、照射によって生じたナノボイドや超微小Cu析出物を調べた。その結果、ナノボイドの表面は、Cu原子で覆われていること、このようなナノボイドは、約400
の焼鈍でその内部の空孔が解離・消滅するために超微小Cu析出物となることを見いだした。また、照射脆化に重要な役割を果たすと考えられているNi,Mn,PなどをFe‐Cuモデル合金に添加した効果を調べた結果、(1)NiやPは、ナノボイド形成を促進するが、Mnは逆に遅らせること,(2)約400の焼鈍によって生ずる超微小Cu析出物はほぼ純銅でこれら添加元素を含んでいないこと、などを見いだした。さらに単結晶Fe‐Cuの陽電子消滅2次元角相関(2D‐ACAR)測定から、Fe中に埋め込まれた超微小Cu析出物(体心立方結晶構造)のFermi面を求めた。この結果はバンド計算の結果と良く一致した。FeCuモデル合金中のCu集合体の陽電子親和力閉じ込めの理論計算を行い、約1nm以上の埋め込み粒子になると陽電子量子ドット状態が実現することがわかった。
荒 克之*; 海老根 典也
電気学会マグネティックス研究会資料 (MAG-01-55), p.1 - 6, 2001/03
原子炉圧力容器の経年劣化とその磁気的な手法による非破壊計測評価について述べ、それを実現していくうえで重要な課題の一つである「磁気問いかけ」で材料のヒシテリシス磁化特性を同定するという困難な問題を「磁気測定」と「磁界解析」との関係で議論し、それにかかわる研究開発課題についてレビューした。原子炉圧力容器は強磁性を示す低合金鋼で作られており、長期間の供用中に中性子の照射を受け機械的特性が劣化するとともに、その磁気的特性も変化する。そこで圧力容器鋼の磁気的特性の変化を非破壊的に測定し、その結果から圧力容器の材質劣化を評価しようとするのが磁気問いかけ法であり、そこでは磁界解析の支援が必要となる。
門馬 義雄*; 山崎 政義*; 永江 勇二; 加藤 章一; 長谷部 慎一; 青砥 紀身
JNC TN9400 2000-044, 22 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-044.pdf:1.37MB
高速炉プラントの新構造材料および寿命診断技術の開発では、従来強度評価の補強資料として定性的理解のみに用いられてきた材料組織の微視的観察結果とその分析データを定量的に把握し、組織変化が材料特性におよぼす効果あるいは相関性を評価する手法の確立が必要である。特に炉心構造健全性を保証するために、溶接継手部における高温長時間強度特性と組織変化の関係を明らかにする技術開発のニーズが高い。このため、高速炉容器の溶接金属について、クリープによる組織の経時変化を定量化する技術に取り組んだ。本研究では、まず高速炉容器用に開発された316FR鋼を母材として、16Cr-8Ni-2Moおよび共金系(18Cr-12Ni-Mo)の溶接金属のクリープ試験を823および873Kで行い、37,000hまでのクリープ破断データを取得することにより、そのクリープ特性を明らかにした。さらにクリープ破断した試験片平行部の組織観察を行い、析出物の面積を定量化し、その経時変化とクリープ損傷の対応についての検討を行った。溶接金属のクリープ強度は高応力短時間側で16Cr-8Ni-2Mo系が共金系よりも小さいが、低応力長時間側では16Cr-8Ni-2Mo系と共金系のクリープ強度が同等になる傾向がみられた。また、クリープ破断延性は16Cr-8Ni-2Moの方が共金系よりも優れていることがわかった。さらに、溶接金属の823Kでの低応力長時間および873Kでは
フェライト中に析出した
相界面に発生する割れがクリープ破壊の起点となることを明らかにした。16Cr-8Ni-2Mo系溶接金属の析出量はいずれの温度時間においても共金系溶接金属よりも少ない。析出物の変化はマグネゲージで測定した残留フェライト量の変化と良く対応しており、フェライト量が時間の経過と共に減少するのに伴い、析出量は増加することを明らかにした。16Cr-8Ni-2Mo系溶接金属のクリープ破断材平行部の析出量とクリープ破断時間(対数)との関係をLarson-Millerパラメータ(LMP)で整理すると、1次式で表すことができ、この式から16Cr-8Ni-2Mo系溶接金属の析出量の予測が可能になった。
加藤 章一; 吉田 英一; 青砥 紀身
JNC TN9400 2000-042, 112 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-042.pdf:8.55MB
FBR蒸気発生器の伝熱管破損に起因する隣接伝熱管への破損メカニズムのひとつとして、ナトリウム-水反応により急速に伝熱管壁が加熱され破断に至るいわゆる高温ラプチャ現象が考えられる。本研究では、改良9Cr-1Mo鋼に関する高温ラプチャ評価の基礎データとして反映するため、超高温領域における引張及びクリープ試験を実施した。引張試験におけるひずみ速度は10%/min
10%/sec、クリープ破断時間は最長277secである。また、試験温度は7001300である。本試験において得られた結果を要約すると、以下のとおりである。(1)改良9Cr-1Mo鋼について、ひずみ速度と引張強度との関係及び数分以内の極端時間のクリープ破断強度に関する評価データを取得した。(2)上記取得データに基づき、Mod.9Cr-1Mo鋼伝熱管の構造健全性評価に必要なクリープ破断式を提案した。(3)改良9Cr-1Mo鋼の超高温域における引張強度及びクリープ強度は、「もんじゅ」伝熱管材料の2・1/4Cr-1Mo鋼よりも高い値を示し、優れた強度特性を有していることがわかった。
水田 俊治; 鵜飼 重治; 上平 明弘
JNC TN9400 99-082, 60 Pages, 1999/10
FFTF/MOTAで照射された内圧封入型クリープ試験片について、照射材料試験室で被覆管部分の照射後密度測定を実施して、スエリングひずみとクリープひずみを精度良く分離することにより、照射クリープ係数を算出した。その結果、照射量依存項の係数(B0)とスエリング依存項の係数(D)は、PNC316鋼、15Cr-20Ni鋼及び14Cr-25Ni鋼で統一して表すことができ、照射中の熱クリープひずみ係数はそれぞれの鋼について各々策定した。得られた成果は以下のとおりである。(1)応力の効果によるスエリングは405605の温度範囲で認められ、応力レベルの高い方がスエリングは増加傾向にあることがわかった。(2)PNC316鋼と15Cr-20Ni鋼について算出した照射クリープ係数の値は、20%CW316S.S.,CW316Ti及びCW15-15Tiについて求められた海外報告値と同程度の範囲にあることがわかった。(3)FFTF/MOTA材料照射試験で求め礁射クリープ係数を用いて、燃料ピンのクリープひずみを適切に表すことができた。
海老根 典也; 荒 克之; 中島 伸也
Proc. of 9th Int. Symp. on Reactor Dosimetry, 0, p.785 - 792, 1998/00
原子炉圧力容器鋼材の経年劣化を非破壊的に計測評価するため、磁気問いかけ法を提案している。この方法は照射硬化と保磁力変化との間に良い相関があることを基本としている。そこで、圧力容器を局所的に磁化し、このときの圧力容器表面の磁界分布を計測解析し、これより圧力容器厚さの方向の保磁力分布を逆推定して、圧力容器の劣化状況を把握する。この方法との関連で、低合金鋼A533とステンレス鋼AISI410の磁気特性と機械特性との相関を調べ、硬さ、降伏強さと保持力、透磁率との間にはそれぞれ非常に良い相関関係があることを明らかにした。これより、磁気問いかけ法は有望な圧力容器劣化非破壊計測法であることも明らかとなった。
青木 昌典; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9410 94-262, 120 Pages, 1994/09
FBR蒸気発生器用材料として適用されるMOD.9CR-1MO 鋼、 2 1/4CR-1MO鋼およびSUS321に関して、ナトリウム-水反応等を想定した高温バースト特性の解析評価の基礎データとして反映するため、最高1,200 までの超高温領域における引張試験を実施した。主要な結果は次の通りである。(1) 2 1/4CR-1MO鋼、SUS321および MOD.9CR-1MO鋼伝熱管材の1200における引張強さは、各々約 2.5、2および 2.5kg/MM2であった。(2)引張強度におよぼす試験片の加熱昇温速度(550/MIN) および加熱保持時間(10 30MIN)の影響は、各鋼種とも本試験の範囲内では顕著に認められなかった。(3)伝熱管内の蒸気圧力を150KG/CM2 と想定した場合、MOD.9CR-1MO 鋼、2 1/4CR-1MO鋼およびSUS321の破断の想定温度は、本試験の範囲内では各々約 960、860および1040程度と考えられた。本試験の結果は、今後の蒸気発生器伝熱管のナトリウム-水反応を考慮した高温ラプチャー評価のための基礎的データとして反映される。
青木 昌典; 加藤 章一*; 小峰 龍司; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9410 94-261, 143 Pages, 1994/06
FBR大型炉の一体貫流型蒸気発生材料として適用が予定されているMOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材(12MMT) ならびに伝熱管材について、高温引張試験、大気中クリープおよびリラクセーション試験を実施し、基本材料特性を把握した。また、9CR-2MO 鋼を用いて同様な試験を行い、MOD.9CR-1MO 鋼との比較を行った。得られた結果を要約すると以下の通りである。1.引張特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材および伝熱管材の引張強さならびに0.2 %耐力は、材料強度基準暫定値のSu、Syを充分満足していた。ただし、Su値に関しては見直しの可能性が残っていることから、今後総合的な再評価を行う必要がある。(2)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材及び伝熱管材の引張強さは、9CR-2MO 鋼の平均傾向より高い値を示した。(3)MOD.9-1MO 鋼の伝熱管相当板材と伝熱管材との比較では、引張強さ、0.2 %耐力はほぼ同じであり、素材による差異は認められなかった。2.クリープ特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼の伝熱管相当板材および伝熱管材のクリープ破断強度は、 500600 での材料強度基準暫定値の設計クリープ破断応力強さSR と比較し、全体的に大きく上回っていた。これは特に長時間側で顕著である。(2)定常クリープ速度と破断時間との関係において本試験の結果は、暫定的に定められた材料強度基準で示されている定常クリープひずみ速度
M と比較的良い一致を示した。(3)MOD.9C-MO 鋼のクリープ破断強度は板材および伝熱管材とも9CR-2MO 鋼よりも高い値を示し、MOD.9-1MO 鋼が優れたクリープ特性を有していることが明らかになった。3.リラクセーション特性(1)MOD.9CR-1MO 鋼のひずみ 0.1 0.5%の条件での応力は初期時から約50時間でほぼ緩和し、それ以降の応力緩和量は小さいものであった。これらの応力緩和量は高温、高ひずみ側ほど増大した。一方9CR-2MO 鋼は200 時間経過後も徐々に応力緩和が進展しておりM--.9C--1M- 鋼と異なった挙動を示した。(2)本試験範囲におけるリラクセーション挙動は、概ね従来のクリープひずみ式で記述できることが確認できた。本試験の結果は、今後の材料強度基準暫定値の見直しや強度評価法の高
下山 一仁; 浜田 広次; 田辺 裕美; 宇佐美 正行
PNC TN9410 93-212, 134 Pages, 1993/09
高速増殖炉の実証炉において、蒸気発生器(SG)を原型炉の分離型から一体貫流型に合理化することに伴い、新しい伝熱管材であるMod.9Cr-1Mo鋼の破損伝播特性を把握するため、大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、中リーク領域(10g/s数100g/s)でのナトリウム-水反応試験を実施した。試験によって以下に示すことが明らかになった。(1)Mod.9Cr-1Mo鋼の中リーク領域での耐ウェステージ性は、2・1/4Cr-1Mo鋼とオーステナイト系ステンレス鋼SUS321の中間に位置しており、ウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼の約1/2倍である。また、2・1/4Cr-1Mo鋼のウェステージ率とL/D(L:ノズル・ターゲット間距離,D:注水ノズル孔径)の関係式を基準にして、Mod.9Cr-1Mo鋼の比例定数を求めることによって実験整理式を得た。(2)ターゲット伝熱管のウェステージ形状はトロイダル型が多く、2次破損孔径の最大値は同条件の2・1/4Cr-1Mo鋼に比べて1/2倍以下である。同じように、Mod.9Cr-1Mo鋼の注水ノズル孔径と2次破損孔径の関係式の定数を得た。これらの実験整理式とその定数を破損伝番解析コードLEAPに反映することにより、同コードをMod.9Cr-1Mo鋼製一体貫流型SGのナトリウム-水反応事象評価に適用できるよう整備を図る。
青木 昌典; 加藤 章一; 佐藤 勝美*; 鈴木 高一*; 小林 裕勝*; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9450 91-010, 259 Pages, 1991/10
本報告は,高温構造材料設計 材料強度基準および高温強度特性評価法の高度化に供することを目的に,FBR蒸気発生器材料として適用が予定されている。Mod.9Cr-1Mo鋼について,材料開発室の研究開発計画に基づいた試験で取得したクリープ特性データをまとめたものである。今回報告する試験内容は, (1)材 料:Mod.9Cr-1Mo鋼(母材) 板 材 7鋼種(F2,F6,F7,F9,F10,NSC1,NCS2) 鍛鋼品 8鋼種(F4,F5,F8,F11,VIM,F550) 管 材 1鋼種(F3) (2)試験温度:450650度C (3)試験方法:JIS Z 2271「金属材料の引張クリープ試験方法」,ならびにJIS Z 2272「金属材料引張クリープ破断試験方法」およびPNC N241 79-32「FBR金属材料試験実施要領書」に準拠 (4)試験環境:大気中及びナトリウム中 (5)データ点数:314点 なお,材料特性データは,「FBR構造材料データ処理システム SMATのデータ様式に従い作成したものである。
小峰 龍司; 平川 康; 古川 智弘; 川島 成一*; 小林 秀明*; 高森 裕二*; 石上 勝男*
PNC TN9450 91-004, 71 Pages, 1991/07
本報告書は、高温構造材料設計 材料強度基準および高温強度特性評価の高強度化に供することを目的に、FBR大型炉用蒸気発生器材料として適用が予定されているMOD,9CR-1MO網について、材料開発室の研究開発計画に基づいた試験で収得した大気中およびナトリウム中低サイクル疲労特性データをまとめたものである。今回報告する試験内容は、1材料:MOD,9CR-1MO網 応力除去焼鈍処理(SR)材1伝熱管相当板F2ヒート(SR)1t
1000MM1000MM、2鍛網品F4ヒート(SR)250t1000MM1000MM、3板F6ヒート(SR)25t1000MM100MM1000MM、2試験環境:大気中およびナトリウム中3試験温度:450、500、550、600、650、4ひずみ速度:0.1%/SEC、5ひずみ範囲:0.38%1.86%、6データ点数:83点、なお、材料特性データは、「FBR構造材料データ処理システムSMAT」のデータ様式に従い作成したものである。
青木 昌典; 加藤 章一; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9410 91-099, 106 Pages, 1991/02
次期大型炉の蒸気発生器管板用材料として適用が検討されている高クロムモリブデン厚鍛鋼品(厚さ250280mmのクリープ破断特性および資料採取位置による材料特性への影響を把握することを目的に、500
Cおよび550Cにおける大気中クリープ試験を実施した。供試材にはMOD.9CR-1MO鋼(F4、F8ヒート)をはじめとし、9CR-2MO鋼(H6ヒート)および9CR-1MO-NB-V鋼(G3ヒート)の3鋼種4ヒートを用いた。得られた結果は以下の通りである。1)高クロムリブデン鋼2鋼種4ヒートについて、材料特性評価の上で基本となるクリープ特性データを最長約10,000時間まで取得した。2)クリープ破断強度を鋼種間で比較すると、500度Cおよび550度CともMOD.9CR-1MO鋼
9CR-1MO-NB-V鋼9CR-2MO鋼の強度順となり、MOD.9CR-1MO鋼が優れたクリープ破断強度を示した。3)各鋼種の試料採取位置によるクリープ強度への影響を見ると、MOD.9CR-1MO鋼および9CR-1MO-NB-V鋼では、表面直下中央部のL方向の破断時間が長くなり、t/2肉厚中央部のZ方向で、破断時間が短くなる傾向を示した。4)9CR-2MO鋼のクリープ破断強度は、MOD.9CR-1MO鋼(F4、F8)および9CR-1MO-NB-V鋼と比較し低いものの、クリープ破断伸びおよび絞りは、他の3材料と比較して大きい値を示し、その傾向は、試料採取位置によらず同様の傾向となった。今回の試験結果から、高コロムモリブデン鋼鍛鋼品(250280mmT)の中では、MOD.9CR-1MO鋼が優れたクリープ破断特性と有していることが明らかになった。
280mmt)の高温引張特性青木 昌典*
PNC TN9410 90-122, 58 Pages, 1990/06
次期大型炉の蒸気発生器管板用材料として有望視されている高クロムモリブデン鋼極厚鍛鋼品を試作し、その強度特性とこれにおよぼす試料採取位置および熱時効の影響を確認するために、受入材と時効材の室温および高温引張試験を実施した。供試材はMod.9Cr-1Mo鋼(F4,F8ヒート),9Cr-2Mo鋼(H6ヒート)および9Cr-1Mo-Nb-V鋼(G3ヒート)の3種類4ヒートである。熱時効条件は500,550で最長3000時間とした。得られた結果は以下の通りである。(1) 受け入れ材の引張特性を比較すると、Mod.9Cr-1Mo鋼と9Cr-1Mo-Nb-V鋼はほぼ同等の強度を示した。Mod.9Cr-1Mo鋼の引張強度にはヒート間の差異がみられた。(2) いずれの鋼種も厚さ方向(Z方向)の引張強度は、主鍛造方向(L方向)および主鍛造方向と直角方向(C方向)のそれと比較すると低くなる傾向が認められたが、その程度は、小さなものであった。これ以外では、試料採取位置による引張特性への有意な差異は認められなかった。(3) 熱時効材のMod.9Cr-1Mo鋼(F4)および9Cr-1Mo-Nb-V鋼(G3)の引張強度は多少バラツキはあるものの受け入れ材の強度とほぼ同等であった。9Cr-2Mo鋼の引張強度は熱時効の影響によって受け入れ材よりも若干低い値となった。(4) 鍛鋼品の引張強度は、鋼板および伝熱管のそれと比較すると全般的に低めの値であるが、材料強度基準(暫定値)の設計降伏点Syおよび設計引張強さSuを満足していた。ただし、Mod.9Cr-1Mo鋼F8ヒートの400以下および9Cr-2Mo鋼の熱時効材の一部に暫定値を若干下回るものが見られた。これらの成果は、Mod.9Cr-1Mo鍛鋼品の改良に反映した。
木村 英隆*
PNC TN9410 90-094, 80 Pages, 1990/06
FBR(高速増殖炉)原子炉容器や蒸気発生器、配管等に用いられる構造材料の各種物性値は、FBR設計の際に必要となる。そこで、本報告では次期FBR構造材料として候補に挙げられている以下の6鋼種;SUS304,SUS316(従来型),FBR構造用SUS316,SUS321,2・1/4Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼(ASTM A387-91)の受入ままの実機圧延鋼材(ミルヒート材)のそれぞれ6種の物性値;比重,比熱,熱伝導率,熱膨張率,ヤング率,ポアソン比を測定した結果をまとめた。なお、2・1/4Cr-1Mo鋼とMod.9Cr-1Mo鋼では、溶接後に行われるSR処理(残留応力除去のための熱処理)を施した試料も用意して各種物性値を測定し、結果を合わせてまとめた。今後は、本報告と同鋼種の鍛造材,鋼管や溶接金属についても同様に各種物性値を測定し、物性値の設計基準値策定に資する予定である。[注意]本報告は圧延鋼材のみの物性値測定結果をまとめたものであって、設計基準値ではない。
斉藤 正樹*; 香川 裕之*; 加納 茂機; 和田 雄作*; 二瓶 勲*; 永田 三郎*; 長嶺 多加志*
PNC TN9410 89-096, 105 Pages, 1989/05
高速大型炉2次系,特に一体型貫流蒸気発生器の構造材料の候補として9Cr系鋼が有望視されている。このため,クリープ試験や疲労試験などの材料強度試験が実施され,9Cr系綱のデータの拡充が図られてきた。しかしながら,高速炉蒸気発生器の構造健全性を評価する上で必要不可欠な破壊靭性に関するデータは極めて少ない。そこで,本研究では9Cr系鍋の高温での破壊靭性試験を行い,設計および健全性評価に反映することを目的とした。本研究は,9Cr系鍋であるMod.9Cr―1Mo鍋,9Cr―2Mo鍋,TEMPALOYSW一9鋼(9Cr―1Mo―Nb・V鋼)の3種の鋼の母材(受入材,SR処理材,時効材)および溶接部(溶金,HAZ)について引張試験,破壊靭性試験(J/IC試験およびシャルピー衝撃試験)を3ヶ年計画で行うもので,初年度にはMod.9Cr―1Mo鋼の母材(受入材,SR処理材)について室温,400,500,550および600での引張試験,破壊靭性試験を実施した。本報では,初年度実施分の成果を報告する。引張試験結果は耐力,引張強さともPNC材料強度基準暫定値を満足し,またシャルピー衝撃試験結果も良好であった。J/IC試験はASTME813規格に準拠して,R曲線法と除荷コンプライアンス法の2通りの方法で行った。サイドグルーブ付CT試験片(試験片板厚20mm)を用いてSR処理材について室温から600の範囲で試験した結果,400で最も低い靭性値を示すが,400においても延性き裂発生の限界を表すJ積分J/Qは350kJ/m2以上の十分高い靭性を示すことが明らかとなった。またJ/IC試験では,J積分のほかに,不安定延性破壊発生の評価パラメータの一つであるティアリングモデュラスT/matの値も同時に求めた。
Cr-1Mo鋼の材料性能の現状古平 恒夫; 奥 達雄; 鈴木 雅秀; 深作 清
JAERI-M 85-170, 36 Pages, 1985/10
本報告書は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の最も重要な耐圧構造コンポーネントである原子炉圧力容器(第1種容器)への2 1/4Cr-1Mo鋼の適用に関して、現状と課題をまとめたものである。すなわち、設計及び運転等の条件をベースに、要求される特性、それを基にした材料選定の考え方、材料の製造仕様、そしてこの仕様に基づいて製造した材料の性能と経年劣化を考慮した圧力容器の健全性評価検討例を述べ、高純度低SiのNT材(JIS SCMV4-2,ASTM A387 Grade22,cl.2)の採用の妥当性が示されている。
古平 恒夫; 宮園 昭八郎; 中島 伸也; 石本 清; 伊丹 宏治
Nucl.Eng.Des., 85, p.1 - 13, 1985/00
被引用回数：4 パーセンタイル：54.54(Nuclear Science & Technology)原子炉圧力容器の構造健全性評価に資するため、国産の超厚Mn-Mo-Ni系低合金鋼4種類を供試し、弾塑性破壊靱性により中性子照射脆化挙動を調べた。中性子照射はJMTRにて 290C,2~710
n/cm
(1MeV)の範囲で行い、中性子照射脆化は、J
破壊靱性及びシャルピー衝撃試験により評価した。得られた結果を要約すると以下のとおりである。1)現在の超厚鋼製造技術で、Cu,P等を低減して製造した鋼材は、中性子照射脆化が軽微である。2)遷移温度領域では、シャルピー吸収エネルギー41Jレベルにおける遷移温度の移行量は、破壊靱性100MPa√mにおける遷移温度の移行量とほぼ等しい。3)直流電位差法は、照射材の破壊靱性及びJ-Rカーブの測定に極めて有用な方法である。
not registered
PNC TN241 81-25VOL2, 113 Pages, 1981/11
PNC-TN241-81-25VOL2.pdf:8.02MB
None
