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論文

Bend-fatigue properties of 590 MeV proton irradiated JPCA and 316F SS

斎藤 滋; 菊地 賢司; 宇佐美 浩二; 石川 明義; 西野 泰治; 川合 將義*; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.1093 - 1097, 2004/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.72(Materials Science, Multidisciplinary)

核破砕中性子源やADSのターゲット及びビーム入射窓は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により損傷を受ける。また、高エネルギー陽子の入射に伴って発生する圧力波及びビームトリップによる熱応力が核破砕ターゲットの容器材料に発生し、その応力成分は曲げが中心となる。材料の設計寿命や健全性評価には照射材の曲げ疲労データが必要である。スイスのポール・シェラー研究所(PSI)で陽子照射した鋼材の一部を原研に輸送し、照射後試験を行った。疲労試験には新たに開発したセラミックアクチュエーター式の曲げ疲労試験機を用いた。曲げ疲労試験の結果、同一変位に対する疲労寿命は、照射によって低下することがわかったが、照射条件と疲労寿命の関係は明確には見られなかった。破面のSEM観察の結果、多くの試料は延性破面であるが、360$$^{circ}$$Cで12.5dpa照射した316F-SAでは粒界破面も観察された。

報告書

Mod9Cr-1Mo鋼の疲労特性 -大気中低サイクル疲労試験結果-

古川 智弘; 小峰 龍司; 吉田 英一; 和田 雄作

PNC TN9410 93-042, 56 Pages, 1993/02

PNC-TN9410-93-042.pdf:3.36MB

現在、FBR大型炉一体貫流型蒸気発生器に適用が予定されているMOD.9CR-1MO 鋼について、基本材料特性を把握するために大気中高温低サイクル疲労試験を実施した。試験は、製品形状の異なる3鋼種(伝熱管相当板12MMT 、鋼板25MMT 、鍛鋼品250MMT) について、試験温度(0$$^{circ}C$$$$sim$$650 $$^{circ}C$$) 、ひずみ範囲(0.4$$sim$$1.2 %) 、試験片採取位置および方向をパラメータにした。得られた試験結果は、以下の通りである。1)MOD.9CR-1MO 鋼は、「もんじゅ」SGに適用された2.25CR-1MO鋼と同様、初期時に若干応力が増大するが繰り返しに伴い応力が低下する傾向が認められ、いわゆる繰り返し軟化挙動を示した。2)低サイクル領域での疲労強度は、現行暫定基準が採用されている「もんじゅ」材料強度基準の2.25CR-1MO鋼の最適疲労線図より、十分に優れた強度を有しており、SUS304に匹敵するものであった。また、同じ9CR系鋼である9CR2MO鋼、低C-9CR-1MO-NB-V鋼と比較しても、低ひずみ領域で優れた疲労強度を有していることがわかった。3)鍛鋼品の寿命にばらつきが発生した。採取位置および採取方向の影響の有無を調べた結果、明瞭な特性の差異は認められず、バラツキの範囲として整理できるものであった。以上、本試験によりMOD.9CR-1MO 鋼の鋼板および鍛鋼品の大気中疲労特性を把握することができた。これらのデータは、平成4年度の暫定的な設計疲労線図の改定および強度評価手法の高度化に反映された。

報告書

材料特性データ集 Mod.9Cr-1Mo鋼(SR)の大気中およびナトリウム中疲労特性 No.F01

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

PNC-TN9450-91-004.pdf:1.82MB

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$$times$$1000MM$$times$$1000MM、2鍛網品F4ヒート(SR)250t$$times$$1000MM$$times$$1000MM、3板F6ヒート(SR)25t$$times$$1000MM$$times$$100MM$$times$$1000MM、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$$^{circ}C$$、4ひずみ速度:0.1%/SEC、5ひずみ範囲:0.38%$$sim$$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。

口頭

改良9Cr-1Mo鋼の時効効果による強度への影響

金山 英幸; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 芋生 和道*

no journal, , 

改良9Cr-1Mo鋼に対して600$$^{circ}$$C大気中において、ラーソンミラーパラメータによる換算で550$$^{circ}$$C $$times$$10万, 20万および50万時間と等価となる時効ならびに、破断時間のおよそ10および20%のクリープ損傷を与える550$$^{circ}$$C$$times$$20万および50万時間相当の予損傷を行った。各試料から試験片を切出し、引張、疲労およびクリープ試験を行った。引張特性は未時効材に比べて、時効および予損傷処理を行うことで低下した。同鋼の組織は時効処理および予損傷処理によってLaves相が増加し、その増加量と引張特性の低下には相関関係があった。疲労特性はひずみ範囲で整理した場合、未時効材, 時効材および予損傷材で明確な差がなかった。これは疲労軟化によって応答応力の差が小さくなるためと考えられる。クリープ特性は未時効材が最も長寿命であり、次いで時効材となり、予損傷材が最も短寿命となった。Monkman-Grantの関係式が受入材、熱時効処理材およびクリープ損傷処理材に拘わらず一直線に整理できたことから、時効処理によるクリープ寿命の変化はクリープ変形抵抗の低下が原因であると考えられる。

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