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論文

Microstructural features and ductile-brittle transition behavior in hot-rolled lean duplex stainless steels

高橋 治*; 渋井 洋平*; 徐 平光; Harjo, S.; 鈴木 徹也*; 友田 陽*

Quantum Beam Science (Internet), 4(1), p.16_1 - 16_15, 2020/03

The characteristics of texture and microstructure of lean duplex stainless steels with low Ni content produced through hot rolling followed by annealing were investigated locally with electron backscatter diffraction and globally with neutron diffraction. Then, the ductile-brittle transition (DBT) behavior was studied by Charpy impact test. It is found that the DBT temperature (DBTT) is strongly affected by the direction of crack propagation, depending on crystallographic texture and microstructural morphology; the DBTT becomes extremely low in the case of fracture accompanying delamination. A high Ni duplex stainless steel examined for comparison, shows a lower DBTT compared with the lean steel in the same crack propagating direction. The obtained results were also discussed through comparing with those of cast duplex stainless steels reported previously (Takahashi et al., Tetsu-to-Hagane, 100(2014), 1150).

論文

Microstructure property analysis of HFIR-irradiated reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 橋本 直幸*; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*; Sokolov, M. A.*; 芝 清之; 實川 資朗; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.283 - 288, 2004/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:22.54(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は、核融合炉ブランケット構造材料の候補材料である。これまでの研究により、300$$^{circ}$$C5dpaの中性子照射による鋼の延性脆性遷移温度がF82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)に比べて、ORNL9Cr-2WVTa及びJLF-1(Fe-9Cr-2W-V-Ta-N)が小さいことが明らかになっている。これらの違いは、照射硬化の影響のみでは説明することができない。また一方、Cr量の違いとして解釈できるものでもない。本研究では、これらの鋼の衝撃特性変化の違いについて、その要因を探るべく、微細組織解析を行った、その結果について報告している。

論文

On the effects of fatigue precracking on the microstructure around precrack in 1TCT fracture toughness specimen of F82H-IEA

谷川 博康; 橋本 直幸*; Sokolov, M. A.*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.58 - 60, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。低放射化フェライト鋼の延性脆性遷移温度評価はマスターカーブ法による評価が中心となるが、F82H鋼の評価においては、遷移温度領域において特異な低靭性データが得られることが問題となっており、本研究によって、その原因と解決法が示唆された。まず予亀裂周辺のミクロ組織は、光学顕微鏡,SEM,方位像顕微鏡(OIM),TEMによって観察された。この一連のクラック前方周辺のTEM試片はFIB加工によって作製された。さらに試験後の破面観察も行われた。光学顕微鏡観察の結果、疲労予亀裂の形成は、始め直線的であるが、そのあと旧オーステナイト粒界に沿って進み、最終端では、2$$sim$$3の方向に分かれている傾向にある。SEMとOIMの結果より、予亀裂周辺と予亀裂前方のミクロ組織は、典型的なF82H鋼の疲労組織に見られるようなセル構造を呈していた。さらにクラック前方の領域から得られたTEM像と、逆極点図形は、この構造変化を支持するものである。予亀裂の分離や予亀裂前方のセル構造は、破壊靭性に影響することから、粗大な旧オーステナイト粒を持つ鋼の場合、疲労予亀裂の影響が遷移温度領域における特異な低靭性として現れやすい可能性があることを指摘した。

論文

Development of a small specimen test machine to evaluate irradiation embrittlement of fusion reactor materials

石井 敏満; 近江 正男; 齋藤 順市; 星屋 泰二; 大岡 紀一; 實川 資朗; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1023 - 1027, 2000/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.77

国際エネルギー機関(IEA)が概念設計した加速器型中性子源を用いた国際核融合材料照射装置(IFMIF)は、核融合炉材料開発に不可欠な照射装置である。しかしながら、照射体積に制限があるため微小試験片試験技術(SSTT)の確立が必要となる。そこで、大洗ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発し、照射済フェライト鋼試験片のSP試験を行った。本報では、照射後SP試験方法、装置概略及び試験結果について述べる。SP試験片は、10mm角で長さ0.25mmの平板型、及び直径3mmで厚さ0.25mmのTEMディスク型である。また試験は、真空又は不活性ガス中で93K~1123Kの範囲で実施できる。フェライト鋼の試験の結果、SP試験で求めた中性子照射に伴う延性ぜい性遷移温度の変化量は、シャルピー衝撃試験で求めた遷移温度の変化量に良く一致した。

報告書

軽水炉圧力容器用ステンレス肉盛クラッドの残留応力と経年劣化評価(受託研究)

西山 裕孝; 鬼沢 邦雄; 出井 義男; 鈴木 雅秀

JAERI-Research 2000-047, 32 Pages, 2000/10

JAERI-Research-2000-047.pdf:1.69MB

軽水炉圧力容器内面のステンレス肉盛クラッドに用いられている代表的な2種類の溶接方法、すなわち、エレクトロスラグ溶接(ESW)、サブマージドアーク(SAWM)によってクラッド供試材を製作し、溶接残留応力分布を明らかにするとともに、クラッド材の熱時効及び中性子照射脆化について評価した。クラッド部には降伏応力に達する程度の引張応力、母材溶接熱影響部に圧縮応力が存在することが明らかとなった。400$$^{circ}C$$$$times$$10000hの熱時効においては、ESW、SAWMクラッド材とも降伏応力の上昇、延性脆性遷移温度(DBTT)の高温側へのシフト及び上部棚吸収エネルギー(USE)の低下が生じた。290$$^{circ}C$$、1.2~1.5$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1 MeV)の中性子照射によっても同様な変化を示した。これらの変化は、ESW、SAWMともほぼ同程度であったが、初期値についてはESWの方がDBTTが低くUSEが高かった。また、クラッド材と母材の中性子照射によるDBTTシフトを比較した場合、クラッド材のシフト量は母材に比べて小さいという結果が得られた。

報告書

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)の衝撃特性の評価

上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC-TN9400 2000-035, 164 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-035.pdf:3.67MB

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS鋼:0.12C-11Cr-0.5Mo-2W-0.2V-0.05Nb)は、サイクル機構が高速炉の次期炉心材料候補として開発した鋼種であり、1992年の材料強度基準(暫定案)の策定時に延性脆性遷移温度(DBTT)が評価されているが、衝撃特性において重要な特性の1つである寸法依存性、および上部棚吸収エネルギー(USE)の評価が行われていないといった課題がある。本報告では、PNC-FMS鋼および海外材のデータを用いて、USE,DBTTそれぞれにおける寸法依存性、熱時効効果、照射効果などを評価し、PNC-FMS鋼における製造時のUSEとDBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を策定した。得られた主な結果は次の通りである。(1)USEの寸法依存性は「(Bb)のn乗」(B:試験片の幅、b:試験片のリガメントサイズ)を用いて「USE=m(Bb)のn乗」(m,nは定数)の関係として適切に評価可能であること、およびPNC-FMS鋼の場合「n=1.4」となることを明らかにした。「(Bb)のn乗」における乗数「n」は、フルサイズ試験片のUSE(J)と関連付けられ、「n=1.38$$times$$10のマイナス3乗USE+1.20」の関係式が得られた。(2)DBTTの寸法依存性は「BKt」(Kt:弾性応力集中係数)を用いて適切に評価可能であり、「DBTT=p(log10BKt)+q」(p,qは定数)の関係にあることを明らかにした。PNC-FMS鋼の場合、DBTT=119(log10BKt)-160であった。(3)製造時DBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を用いて、照射後のDBTTを推定した結果、350$$sim$$650$$^{circ}C$$の照射温度範囲でサブサイズ試験片(幅3mm$$times$$高さ10mm)のDBTTは180$$^{circ}C$$以下であった。

論文

Small specimen test techniques for the evaluation of toughness degradation

鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 西山 裕孝; 深谷 清; 斉藤 雅弘*; 三沢 俊平*

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1023 - 1027, 1992/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.05

スモールパンチ(SP)試験を照射材の機械的性質評価に応用し、照射脆化評価を行った。透過電子顕微鏡観察用試験片(3mm$$Phi$$$$times$$0.25mm$$^{t}$$)を用い、8Cr-2WV,8Cr-2WVTa及び12Cr-1MoVWの3種類のフェライト鋼の延性脆性遷移温度(DBTT)、弾塑性破壊靱性値(J$$_{IC}$$)の評価を行った結果、スモールパンチ試験による推定法の有効性の確認、並びに8Cr-2WVTa鋼の優れた照射特性を明らかにすることができた。

論文

多目的高温ガス炉用構造材料2 1/4 Cr-1Mo鋼の経時劣化評価

鈴木 雅秀; 古平 恒夫; 奥 達雄; 深谷 清

日本学術振興会耐熱金属材料第123委員会研究報告, 27(1), p.11 - 20, 1986/00

原研で開発中の多目的高温ガス実験炉では、圧力容器の使用温度が約400$$^{circ}$$Cとなり、圧力容器材として2 1/4Cr-1Mo鋼が使われることが予定され、検討が加えられている。本報告は2 1/4Cr-1Mo鋼の材料特性の評価をする上で最も基本となる長時間時効特性について一連の実験結果を整理したものである。 以下に得られた結論を列挙する。VHTRの寿命期間で、 1)室温強度の低下は、AN材、NT材ともに軽微であると考えられる。 2)高温強度については、NT材では軽微であるが、AN材では500$$^{circ}$$C以上の試験温度での強度低下が顕著となる。 3)NT材では延性脆性遷移温度の上昇が起こり、破面解析より、寿命末期(400$$^{circ}$$C,20万時間と想定)で60$$^{circ}$$C程度の上昇が予想される。

論文

Loading direction dependence of temper embrittlement observed in 2 1/4 Cr-1Mo steel under sustained loading

鈴木 雅秀; 深谷 清; 奥 達雄

Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 23, p.842 - 845, 1983/00

焼もどし脆化に及ぼす付加応力の効果を、高温ガス実験炉圧力容器に使用予定の2 1/4 Cr-1Mo鋼について、実験的な検討を加えた。実験は、付加応力を210MPaとし、温度450$$^{circ}$$Cで、3000時間まで行った。脆化の程度は、シャルピー衝撃試験による延性脆性遷移温度を指標として評価した。この結果、特に付加応力依有性について、次のことが判明した。1)付加応力方向に対し、垂直に採取した試験片では、応力によって、遷移温度に殆んど変化が生じないのに対し、平行に採取した試験片では、焼もどし脆化での見かけの飽和レベル以上に上昇する。2)脆化は、粒界に不純物元素のPが偏析することが大きな要因となっており、応力下では、特に付加応力方向に垂直な粒界強度が低下する。

口頭

中性子照射された原子炉圧力容器鋼のシャルピー延性脆性遷移温度の不確かさ評価

高見澤 悠; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度(DBTT)の不確かさを考慮する必要がある。本研究では、原子力機構がこれまでに取得した原子炉圧力容器鋼の未照射材・中性子照射材データに対して、ベイズ統計を用いて試験片の採取位置のばらつき、試験片の数、試験温度がDBTTの標準偏差に及ぼす影響を評価した。その結果、試験片採取位置のばらつきのDBTTの標準偏差への影響は照射前後で変化しないこと等を明らかにした。

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