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論文

Mechanical property change in the region of very high-cycle fatigue

Xiong, Z.; 直江 崇; Wan, T.; 二川 正敏; 前川 克廣*

Procedia Engineering, 101, p.552 - 560, 2015/03

BB2014-3103.pdf:0.47MB

https://doi.org/10.1016/j.proeng.2015.02.066
 被引用回数：2 パーセンタイル：62.07(Engineering, Multidisciplinary)

核破砕中性子源の構造材料として用いられるオーステナイト系ステンレス鋼SUS316Lの超高サイクル疲労挙動について、ひずみ速度10$$^2$$s$$^{-1}$$の超音波疲労試験により調べた。超高サイクルの繰返し応力負荷に伴う硬化及び軟化を調べるために、溶体化処理材及び冷間圧延材に対して、疲労試験後の試験片断面の硬度分布、引張り試験による残強度測定、非線形超音波による転位密度変化の計測を実施した。その結果、溶体化処理材では、10$$^7$$回以上の超高サイクル領域で繰返し硬化が観測された。冷間圧延材では、10$$^7$$回以下では、繰返し軟化が観測された一方、10$$^7$$回以上では、繰返し硬化が観測された。

報告書

地層処分施設の設計研究

栗原 雄二*; 深沢 栄造*; 堀田 政国*; 窪田 茂*

PNC TJ1449 97-004, 901 Pages, 1997/03

PNC-TJ1449-97-004.pdf:30.83MB

本研究は、地層処分システム全体の詳細研究を行い、我が国の自然環境条件に即した実現可能な処分施設の詳細仕様について検討すると共に、地層処分システムの設計解析手法の整備を進めることを目的とするものである。既住の研究成果を踏まえ、本年度は以下の項目について検討を行っている。1)設計研究に係る前提条件の整備2)人工バリア及び処分施設に関する設計・製作技術の検討3)処分施設に関する事前調査及び建設・操業・閉鎖に関する検討4)安全対策及び経済性に関する検討この内の1)については、我が国の水系パターンや断層間隔等の自然環境条件を踏まえた10km四方の仮想地形及び仮想地質構造モデルを結晶質岩と堆積岩について構築した。また、岩盤物性データの整備とての力学、水理学、熱の分類でデータの収集を行うと共にひずみ軟化のデータ取得のための室内試験を実施し、データベースの整備を図っている。2)では、人工バリアの力学解析として個別現象の解析と複合現象の解析を実施し、前者からはオーバーパックの沈下量が約2mmという結果を得た。また、耐震安定性の評価では13地点の地震観測事例の調査を行い設計振動の考え方を整理すると共に、既住の耐震設計手法の調査を行いその考え方を整理した。連成現象については、廃棄体の熱に起因する地下水の対流による熱の移流を評価するための熱-水連成解析を実施した。3)では、事前調査項目の整理として、地質学特性、岩盤力学特性、水理学特性、地化学特性の設計入力データ項目をまとめた。建築・操業・閉鎖の各段階については、必要なモニタリング項目の整理を行うと共に、各段階における実施事項の手順及び工程の検討を行った。また、閉鎖技術については関連する物性値の取得状況の整理、核種の半減期及び分配係数や侵出条件のプラグ効果に対する影響を評価するための核種移行解析、支保工の撤去に関する検討を実施した。4)では、FEPの整理と対策として建設・操業・閉鎖で想定される事故事象を整理し、その対策の検討を行うと共に、操業と閉鎖に係る単価の調査と整理を行った。

報告書

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験

石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一

JAERI-Research 96-028, 33 Pages, 1996/06

JAERI-Research-96-028.pdf:1.85MB

HTTR圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼の照射後疲労試験を実施し、疲労寿命及び繰り返し軟化挙動に与える中性子照射の影響を調べた。試験は大洗ホットラボ施設に設置された照射後疲労試験装置を用いて、真空中450$$^{circ}$$C、歪み速度0.1%/s、制御歪み範囲0.75~1.5%で行った。主要な結果は次の通りである。1)2$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$($$>$$1MeV)以上の中性子照射量を受けた材料では、繰返し疲労試験初期の最大応力が増大した。2)照射材と未照射材の繰返し軟化挙動に顕著な差はなかった。3)照射により延性が低下した材料では、未照射材に比べて疲労寿命が僅かに減少した。4)HTTR圧力容器における設計上の中性子照射量では、疲労寿命と繰返し軟化挙動に与える照射の影響はないものと考えられる。

報告書

フェライト系炉心材料(ラッパ管)の溶接施工法に関する試験研究(3)

関 正之

PNC TJ8009 91-001, 81 Pages, 1991/06

PNC-TJ8009-91-001.pdf:6.99MB

大型高速実証炉長寿命燃料集合体のラッパ管には、スエリングの小さい高強度高クロムフェライト系耐熱鋼が用いられる可能性がある。しかし、高強度高クロムフェライト系耐熱鋼はオーステナイト系ステンレス鋼に較べて溶接が難しく、ラッパ管として実用化するには溶接施工法の確立が必要である。初年度(平成元年)の研究では三種類の溶接法(TIG、電子ビーム溶接、レーザー溶接)の比較を行い、電子ビーム溶接法が溶接ビード形状、溶接欠陥、引張性質、曲げ性質、衝撃性質、クリープ破断強度などで最適であることを見いだした。前年度は電子ビーム溶接法により、ラッパ管とラッパ管と同材質の模擬エントランスノズルとを円周溶接するための溶接条件の検討、溶接後の割れ防止のための後熱処理条件の検討を実施した。本年度は、前年度に検討した後熱処理条件(真空熱処理炉)行われたものと同等の硬さ、組織を目標に電子ビーム法による局部焼鈍処理法を検討し、最終的にはラッパ管とエントランスノズルを電子ビーム溶接した供試材を用い、電子ビーム法による局部焼鈍条件を見い出した。

論文

Radiation softening and hardening in neutron irradiated molybdenum

田中 三雄; 深谷 清; 白石 健介

Trans.Jpn.Inst.Met., 20(12), p.697 - 705, 1979/00

高速中性子で6.3$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$から5.0$$times$$10$$^{2}$$$$^{3}$$n/m$$^{2}$$まで原子炉温度で照射した純モリブデンの照射後引張試験を223から525Kまでの変形温度、2.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$から2.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$/secまでの変形速度で行った。室温以下及び室温でも2.8$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$以上の変形速度の引張試験によって、照射軟化(照射前の値に比較して降伏応力が減少する)が6.3$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$および1.0$$times$$10$$^{2}$$$$^{2}$$n/m$$^{2}$$照射した試料で認められた。この軟化は電子顕微鏡による組織観察によると、照射で作られた欠陥集合体のうち、歪場を持った欠陥集合体によって起る事が分った。一方2.4$$times$$10$$^{2}$$$$^{3}$$および5.0$$times$$10$$^{2}$$$$^{3}$$n/m$$^{2}$$まで照射した試料では照射硬化が起り、これは歪場を持たない欠陥集合体による事が結論された。

口頭

Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in Joyo

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

no journal, , 

フェライト/マルテンサイト鋼は、耐スエリング性に優れ、原子力機構では11Cr鋼であるPNC-FMSを高速炉炉心材料として開発した。その炉内強度特性の実証や材料強度基準整備を進めるためには、照射データ及び熱時効効果に関するデータの蓄積が重要である。本研究では、「常陽」にて455-835$$^{circ}$$Cで、最大32.5dpaまで照射されたPNC-FMSのリング引張試験と硬さ試験を実施し、熱時効後の試験結果と比較した。600$$^{circ}$$C以上で照射されたPNC-FMSは室温での引張強さが製造まま材及び熱時効後よりも低下しており、硬さについても同様の傾向を示した。一方、835$$^{circ}$$Cで照射されたものは、熱時効材よりも硬くなっていた。

口頭

Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in fast reactor Joyo

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

no journal, , 

フェライト/マルテンサイト鋼は、耐スエリング性に優れ、原子力機構では11Cr耐熱鋼であるPNC-FMSを高速炉炉心材料として開発した。その炉内強度特性の実証や材料強度基準整備を進めるためには、照射データ及び熱時効効果に関するデータの蓄積が重要である。本研究では、「常陽」にて455-835$$^{circ}$$Cで、最大32.5dpaまで照射されたPNC-FMSのリング引張試験と硬さ試験を実施し、熱時効後の試験結果と比較した。600$$^{circ}$$C以上で照射されたPNC-FMSは室温での引張強さ及び硬さが製造まま材及び熱時効後よりも低下しており、明瞭な照射軟化を確認した。一方、835$$^{circ}$$Cで照射されたものは、熱時効材よりも硬くなっており、照射中の相変態が原因と考えられた。

口頭

加速器装置用耐放射線性ゴムの開発

高柳 智弘; 柴沼 葦裕*; 宝福 裕司*

no journal, , 

J-PARCでは、高エネルギー陽子ビームの運転により年間1MGyの高放射線環境下となる領域がある。装置には耐放射線性が求められ主要部品は金属材で構成されるが、ガスケットなどは使用具合からゴム製が優位である。しかし、耐放射線性ゴムとして知られているEPDMゴムは数MGyの照射で表面が軟化する。そこで、EPDMを原料に様々な副資材を選定し且つ可塑剤の配合を変えた試料を作製して耐放射線性を評価した。その結果、硫酸バリウムを調合した試料は5MGyを照射した後でも加水分解やブリード現象のような表面軟化が生じなかった。作成した11種類のゴム材とガンマ線照射後の評価結果を報告する。

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