Temper and neutron irradiation embrittlement in 2 1/4Cr-1 Mo steels for pressure vessels of high-temperature gas-cooled reactors

鈴木 雅秀; 深谷 清; 古平 恒夫; 奥 達雄

Nuclear Technology, 66, p.619 - 629, 1984/00

https://doi.org/10.13182/NT84-A33483

高温ガス炉の圧力容器には、2 1/4Cr-1Mo鋼が使用されることが、予定されている。本鋼の使用にあたり、あらかじめ、実験的に、調べておく必要のある問題として、次の2項目がある。即ち、1)焼もどし脆化と2)照射脆化である。1)は375Cから550Cの間で、保持されることにより生ずる、本鋼に、特有な脆化である。本報告では、1)については、応力の脆化に及ぼす効果を含めて、脆化の程度、原因の検討を行った。また、2)については、高温での照射データが、今までに、殆んど無いことから、高温ガス炉の圧力容器使用温度である400Cで、中性子照射を行って、シャルピー試験により、靭性変化を調べた。またこの際、不純物元素CuおよびPの脆化に及ぼす効果も、検討し、CuおよびP量の抑制が、脆化の軽減化の観点から有効であることが結論された。