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論文

アラミド繊維ロッド材料の極低温引張特性評価

齊藤 徹; 大久保 暁一*; 泉 敬介*; 大川 慶直*; 小林 宣博*; 山崎 亨; 河野 勝己; 礒野 高明

低温工学, 50(8), p.400 - 408, 2015/08

アラミド繊維強化プラスチック(AFRP)は軽量、かつ高強度の長所を有する構造材料として開発されてきた。本研究においては、室温、液体窒素温度(77K)と液体ヘリウム温度(4.2K)中における、鉄筋代替コンクリート補強材として用いられる市販品のAFRPロッドの引張強度を評価するために、張力試験を行った。これまでは極低温環境下での試験において、試験片がつかみ部ジグをすり抜ける現象か生じるため、引張試験を実施することは困難であった。そのため、AFRPロッドの滑りを防ぐために、ジグに樹脂を充填して行った。また、グリップジグを改良し、ロッドの表面処理を行い、AFRPロッドのグリップ力を高めるために極低温用エポキシ樹脂を使うことによって、適切な引張試験条件を確立させた。各温度環境下での引張強さは1100MPa以上を示し、さらに、試験温度の減少に伴いヤング率が増加する温度依存を示した。ヤング率の増加の要因はアラミド繊維がエポキシ樹脂より支配的であることを確認した。

報告書

岩石の一軸圧縮強度と圧裂引張強度の関係 データセット

杉田 裕; 油井 三和

JNC-TN8450 2001-007, 16 Pages, 2002/02

JNC-TN8450-2001-007.pdf:0.78MB

本資料は、地層処分研究開発第2次取りまとめ-分冊2 地層処分の工学技術-の中の設計用岩盤特性値で示されている硬岩系岩盤、軟岩系岩盤の一軸圧縮強度と圧裂引張強度の関係のデータセットである。

論文

ゴムの放射線架橋

幕内 恵三

日本ゴム協会誌, 75(2), p.85 - 89, 2002/02

放射線加工のなかで最も実用化が進んでいるのは、放射線架橋である。ゴムの放射線架橋は、放射線利用の研究開発が始まった初期の段階から期待されていた。しかし、タイヤ以外のゴム製品ではあまり利用されていない。この原因を考察し、現状と新たな応用の可能性を紹介した。放射線架橋ゴムの低物性の主な原因は、ゴム分子の放射線による主鎖切断と放射線で発生したオゾンによる劣化のためである。多官能性モノマー添加による架橋促進と電子加速器による短時間照射などの適切な対策を講ずれば、放射線架橋でも硫黄架橋と同等の性能は得られる。配合によっては硫黄架橋よりもすぐれた耐熱性も認められる。硫黄架橋では数種類の架橋促進剤が使用され、複雑な配合となる場合が多いが、放射線架橋により配合の単純化が可能となる。また、放射線架橋の架橋速度は放射線の線量率で制御できるため、高線量率照射により押出し機とのon-line化がタイヤ工場では行われている。単純な配合と早い架橋は製造コスト削減に寄与することを強調した。

論文

放射線によるタンパク質含有量の少ない加硫天然ゴムラテックス

幕内 恵三; Haque, M. H.*; 池田 健一*; 吉井 文男; 久米 民和

日本ラテックスアレルギー研究会会誌, 4(1), p.7 - 10, 2001/01

天然ゴムラテックスの放射線加硫では、タンパク質も放射線で変性し、抽出可能な水溶性タンパク質が増加する。このタンパク質の除去法として、希釈した放射線加硫ラテックスに水溶性ポリマーを添加し、遠心分離器で濃縮することが有効である。また、水溶性ポリマーの分子量も脱タンパク質に影響し、低分子量を効果が大きいことを前回報告した。今回は、低分子量水溶性ポリマーとして重合度が500のポリビニルアルコール(PVA)を使用し、加水分解度の影響を検討した。PVAの添加した放射線加硫ラテックスから流涎でフィルムを作製し、乾燥後フィルムを10分間水洗し、引張強さと伸びを測定するとともに残存タンパク質をBCA法で定量した。脱タンパク質効果は加水分解度の増加とともに増大した。また、引張強さと伸びは加水分解度の低下とともに減少した。この結果から、完全加水分解のPVAが本法に適していることがわかった。

論文

Evaluation of high temperature tensile and greep properties of light water reactor coolant piping materials for severe accident analyses

原田 雄平; 丸山 結; 前田 章雄*; 茅野 栄一; 柴崎 博晶*; 工藤 保; 日高 昭秀; 橋本 和一郎; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(6), p.518 - 529, 2000/06

シビアアクシデントに関する解析的研究によれば、PWRの1次系高圧シーケンス時には、原子炉冷却系配管が原子炉圧力容器よりも先に破損する可能性が指摘されている。このため、事故進展を予測するためには実機の配管挙動を精度良く評価する必要があり、実機配管材料の高温強度のモデル式が重要となる。そのために配管材料であるSUS316ステンレス鋼、原子力用SUS316ステンレス鋼、CF8M鋳造二相ステンレス鋼及びSTS410炭素鋼の800$$^{circ}C$$以上の高温領域の0.2%耐力と引張強さに対して、金相試験などに基づき、微小な析出物の形成による強度の増加を考慮した絶対温度逆数の2次式を作成した。また、本配管材料の高温下の短時間クリープ破断時間と最小クリープ速度に対して、析出物の形成とこれらの再固溶のクリープ強度への影響を考慮した修正Norton則を適用して、従来のLarson-Miller法よりも精度の向上したモデル式を作成した。さらに、最小クリープ速度と応力の関係及び歪み速度と0.2%耐力ならびに引張強さの関係から、動的再結晶効果の生じる温度領域を明らかにした。

報告書

SUS304鋼の材料試験データ集

浅山 泰; 川上 朋広*

JNC-TN9450 2000-001, 1370 Pages, 1999/10

JNC-TN9450-2000-001.pdf:117.18MB

本報告書は、これまでに取得してきたSUS304鋼に対する材料試験データをまとめたものである記載したデータ点数は以下の通りである・引張試験 738点(照射有 250 無 488)・クリープ試験 434点(照射有 89 無 345)・疲労試験 612点(照射有 60 無 552)・クリープ疲労試験 200点(照射有 40 無 160)本データ集は「FBR構造材料データ処理システム(SMAT)」の帳票出力したものである。

報告書

Nb基およびMo基超耐熱合金の特性評価

森永 正彦*; 野田 賢二*; 古井 光明*; 小田 雅章*

PNC-TJ9603 97-001, 95 Pages, 1997/03

PNC-TJ9603-97-001.pdf:3.95MB

【目的】 高温液体アルカリ金属技術のフロンテイア領域を開拓するため、高温(最高1200$$^{circ}C$$)液体金属リチウム中で優れた特性を有するNb基およびMo基合金の開発を行ってきた。本年度の研究ではMo基選定合金について、その強度特性および液体Li耐食性を評価することを目的とした。また本年度選定を行う予定のNb基合金については、液体Li耐食性を試験した。【実験方法】(1)高温引張試験:Mo基選定基合金の引張試験を、1473Kアルゴン雰囲気中において行った。比較材としてTZM合金を用いた。(2)高温クリープ試験:Mo基選定合金の高温クリープ試験を、1473Kアルゴン雰囲気中で行った。(3)加工性試験:Mo基選定基合金の加工性を評価するため、常温において3点曲げ試験を行った。(4)液体Li腐食評価:Nb基およびMo基選定合金の1473Kでの液体Li腐食試験の重量変化と表面分析結果を基に耐食性を評価した。【結果および考察】(1)高温引張試験:Mo基選定合金は実用TZM合金と比較して約1.5倍の引張強度、2.3倍の降伏強度を示した。また、2種類のMo基選定合金において顕著な強度の違いは見られなかった。(2)高温クリープ試験:Mo基選定合金のクリープひずみ速度は、他のMo基固溶強化型合金よりも小さかったが、析出強化型合金であるTZMに比べれば大きかった。(3)加工性試験:加工性の向上に有効であるTiの添加に関わらず、Mo基選定合金は最大曲がり角度まで破断することなく曲がった。(4)液体Li腐食評価:腐食試験後のNb-Hf合金の重量変化は添加したHf量の増加に伴って大きくなり、同時に亀裂の発生が著しくなる傾向が見られた。このため、Hf量が少ないNb-1Hf合金が最も優れていると思われた。Mo基選定合金ではTiを添加した合金が大きな重量変化を示したが、Tiを添加していない合金では粒界腐食が見られた。したがって、腐食表面が健全なMo-15Re-0.1Zr-0.1Ti合金がより優れた耐食性を有するものと考えられる。【結論】(1)引張強度:Mo基選定合金は実用TZM合金よりも優れた引張特性を示した。(2)高温クリープ強度:Mo基選定合金は優れた高温クリープ特性を有していた。(3)加工性:Mo基選定合金はTi添加の有無に関わらず、優れた加工性を示した。(4)液体Li耐食性:Nb基選定合金では、Nb-

報告書

ライナ材の高温強度試験 (第二報)SN400B溶接継手材の高温引張およびクリープ特性

小峰 龍司; 青砥 紀身; 加藤 章一

PNC-TN9450 97-012, 75 Pages, 1996/11

PNC-TN9450-97-012.pdf:25.58MB

本報告書は、高速増殖原型炉「もんじゅ」の2次冷却系関連室漏えいナトリウム貯留設備に用いられているライナ溶接継手材(SM400B)を対象に、高温側の引張およびクリープ試験の結果について取りまとめたものである。得られた主な結果は、以下の通りである。・溶接継手材の基礎的な高温強度特性データを取得した。・引張強度は、試験片採取方向ならびに熱処理の影響は認められず、母材の並であることを確認した。・破断延性は、破断伸びおよび絞りともに母材と比較して低下した。特に、800 $$^{circ}C$$以上の温度域では金属組織変化の影響から急激な低下が認められた。・クリープ強度特性は、母材並の特性を得た。・800 $$^{circ}C$$近傍の温度領域ではフェライト相とオーステナイト相の2相が混在する組織であり、900 $$^{circ}C$$近傍では、オ-ステナイト相に変態するAc3 点域にあることを確認した。また、900 $$^{circ}C$$以上では、HAZ部の粒径が粗大化し、粒界破壊となった。なお、本試験結果は2次冷却系関連室漏えいナトリウム貯留設備の健全性評価の基礎データとして反映される。

報告書

溶接構造用圧延鋼板(SM400B)の材料特性

青砥 紀身; 小峰 龍司; 加藤 章一

PNC-TN9410 97-037, 51 Pages, 1996/11

PNC-TN9410-97-037.pdf:0.77MB

本報告書は、「もんじゅ」2次系配管室の床ライナに用いられている材料である-溶接構造用圧延鋼板(旧規格名称SM41B 、現規格名称SM400B) の基本材料特性を調査し、材料試験等の検討結果に基づき- ナトリウム漏えい時の強度評価に必要な平均的な材料特性を暫定的に求めたものである。主な基本材料特性値は、以下の通りである。・ 0.2%耐力( 下降伏点)・ 引張強さ・ 縦弾性係数・ 静的応力- ひずみ関係(Ludwik 型式のおける物性値)・ クリープひずみ・ 線膨張係数・ 密度・ 比熱・ 熱伝導率

論文

Generating material strength standards of aluminum alloys for research reactors,I; Yield strength values Sy and tensile strength values Su

辻 宏和; 宮 健三*

Nucl. Eng. Des., 155, p.527 - 546, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.78(Nuclear Science & Technology)

アルミニウム合金は、試験研究用原子炉の構造材料としてよく用いられているものの、「解析による設計」を行うために必要な設計降伏点Sy、設計引張強さSu、設計疲労線図といった材料強度基準は整備されていなかった。そこで、アルミニウム合金の材料強度基準を策定するために必要な材料データの整備及びその材料データを基にした解析評価等を行った。本報(第1報)では、Sy及びSuを策定するために行った一連の引張試験の経緯(材料選定、試験マトリクス、試験方法等の基本的考え方)、試験の結果及び解析評価の過程を述べるとともに、その結果得られたSy及びSuを紹介した。また、熱処理型合金における時効の影響等の留意すべき点についても言及した。

報告書

Mod.9Cr-1Mo鋼,2と1/4Cr-1Mo鋼およびSUS321の超高温引張特性(I)

青木 昌典; 吉田 英一; 和田 雄作

PNC-TN9410 94-262, 120 Pages, 1994/09

PNC-TN9410-94-262.pdf:6.07MB

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 $$^{circ}C$$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$$^{circ}C$$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(5$$sim$$50$$^{circ}C$$/MIN) および加熱保持時間(10 $$sim$$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$$^{circ}C$$、860$$^{circ}C$$および1040$$^{circ}C$$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。

報告書

高クロムモリブデン鋼の基本材料特性試験(V) Mod.9Cr-1Mo鋼伝熱管相当板および伝熱管材の引張, クリープおよびリラクセーション特性

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

PNC-TN9410-94-261.pdf:2.54MB

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、 500$$^{circ}C$$$$sim$$600 $$^{circ}C$$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$$epsilon$$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$$sim$$ 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

論文

Development of comprehensive material performance database for nuclear applications

辻 宏和; 横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1234 - 1242, 1993/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.68(Nuclear Science & Technology)

原研で、原子力施設用材料の特性データ効率的に利用することを目的として開発・整備を進めてきた原子力材料総合データベース(JMPD)の概要及びその利用例を紹介する。JMPDは、大型計算機のリレーショナルデータベースであるPLANNERを用いて、データの入力と管理を行い、これを中核として、検索支援システムの充実が図られている。必要なデータを容易に検索できるようにするために、利用者がデータ構造やデータ内容に精通していなくても、メニュー選択方式で目的とする検索が可能なシステムを新たに作成した。JMPDの利用例に関しては、以下の2種類のデータ解析について述べる。(1)試験研究炉用アルミニウム合金の設計降伏点(Sy)及び設計引張強さ(Su)の検討、(2)原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度のばらつき/再現性と$$Delta$$K増加型あるいは$$Delta$$K一定型といった試験モードの差との関係に関する統計解析。

報告書

高温工学試験研究炉実機同一ヒートハステロイXRの特性評価,第2報; 母材の短時間強度特性評価

辻 宏和; 田辺 龍彦*; 仲西 恒雄*; 中曽根 祐司*; 中島 甫

JAERI-M 93-209, 64 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-209.pdf:2.64MB

高温工学試験研究炉の高温機器の製作に用いられた30ヒートのハステロイXRのうちの代表的な1ヒートを対象として、引張特性、シャルピー衡撃特性及びクリープ特性(試験温度:850,900,950及び1000$$^{circ}$$C、最長試験時間:3371.4時間)を調べ、以下の結果を得た。(1)引張強度特性及び引張破断延性の面で、高温工学試験研究炉の高温機器の製作用素材として不都合な点は無い。(2)厚さ15mmの板材は十分な靱性を有した材料であるといえるが、厚さ60mmの板材の靱性は、厚さ15mmの板材のそれよりも劣る。(3)設計クリープ破断応力強さS$$_{R}$$を上回っているばかりでなく、平均クリープ破断応力強さの強度水準をも上回っている。また、十分なクリープ破断延性を有している。

報告書

Development of JAERI material performance database(JMPD) and examples of its utilization

辻 宏和; 横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

JAERI-M 93-204, 24 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-204.pdf:0.79MB

原子力施設用材料の特性データを効率的に利用することを目的として開発・整備を進めてきた原子力材料総合データベース(JMPD)の概要及びその利用例を紹介する。JMPDは、大型計算機のリレーショナルデータベースであるPLANNERを用いて、データの入力と管理を行い、これを中核として、検索支援システムの充実が図られている。必要なデータを容易に検索できるように、利用者がデータ構造やデータ内容に精通していなくても、メニュー選択方式で目的とする検索が可能なシステムを新たに作成した。JMPDの利用例に関しては、以下の3種類について述べる。(1)試験研究炉用Al合金の設計降伏点及び設計引張強さの検討,(2)原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度のばらつきと$$Delta$$K制御モードの差との関係に関する統計解析,(3)クリープ曲線データから最小クリープ速度及び3次クリープ開始点を客観的に決める方法の提案。

論文

Reliability evaluation of nuclear structural materials through JAERI Material Performance Database(JMPD)

辻 宏和; 横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

Proc. of the 4th Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research (JAERI-CONF 1/JAERI-M 92-207), p.426 - 433, 1992/12

原研で整備を進めてきたJAERI Material Performance Database(JMPD)の現状及びJMPDを用いて原子炉構造材料の信頼性評価した例題を紹介する。JMPDは1986年以来、大型計算機を用いて材料データベースを構築しており、とくに日頃計算機を使用していない研究者でも容易にシステムを使いこなせるように配慮してある点に工夫をこらしている。JMPDに格納してあるデータを利用した原子炉構造材料の信頼性評価においては、(a)試験研究炉用アルミニウム合金の設計降伏点(Sy)及び設計引張強さ(Su)の検討結果、(b)軽水炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データのばらつきと試験方法及び試験雰囲気の影響についての報告を行う。

報告書

Nb基およびMo基耐熱合金の材料設計と評価

森永 正彦*; 斉藤 淳一*; 加藤 真人*; 一色 泰志*; 脇山 博文*; 加納 茂機; 吉田 英一

PNC-TY9623 92-001, 73 Pages, 1992/04

PNC-TY9623-92-001.pdf:6.17MB

Li冷却高速炉用の構造材料として、これまでの研究でNb基およびMo基合金を候補材料として選択し、その材料設計および特性評価を行ってきた。これらの合金の中から候補材の成分を更に絞るため、本年度は3元系合金について引張強度の簡易的予測手法、密度の予測手法の検討および2元系および3元系合金についてナトリウムに対する耐食性評価手法の検討を行った。3元系のNb基合金およびMo基合金をトリアーク炉で溶製し、高温硬さ試験、923K、1000hのナトリウム中腐食試験、密度測定、組織観察を行った。さらにNb基2元系合金についてナトリウム中腐食試験を行い、腐食に対する合金効果を検討した。(1)前年度導出した2元系合金に関する引張強度の簡易的予測手法(成分元素間の原子半径差およびヤング率差に基づく)が3元系合金に拡張できることを明らかにした。(2)密度の予測が合金元素の密度の組成平均で予測できることを明らかにした。(3)ナトリウムに対する腐食に関し、合金効果を明らかにし、耐食性を予測するため新たに耐食性係数を導出した。この他に1373KにおけるMo-Re-W系の部分状態図を作成した。上記の結果をもとに、最も有望な候補合金系としてNb-W-V-Zr系合金およびMo-Re-W-Zr系合金を選択した。

論文

Generation of material strength standards of aluminum alloys for research reactors, 1; Yield strength values Sy and tensile strength values Su

辻 宏和; 宮 健三*

Preprints of the Post SMiRT Seminar No. ll on Construction Codes and Engineering, p.3.4-1 - 3.4-19, 1991/08

アルミニウム合金は、試験研究用原子炉の構造材料としてよく用いられているものの、「解析による設計」を行うために必要な設計降伏点Sy、設計引張強さSu、設計疲労線図といった材料強度基準は、整備されていなかった。そこで、アルミニウム合金の材料強度基準を策定するために必要な材料データの整備及びその材料データを基にした解析評価等を行った。本報(第1報)では、Sy及びSuを策定するために行った一連の引張試験の経緯(材料選定、試験マトリクス、試験方法等の基本的考え方)、試験の結果及び解析評価の過程を述べるとともに、その結果得られたSy及びSuを紹介した。また、熱処理型合金における時効の影響等の留意すべき点についても言及した。

報告書

$$alpha$$電子合金理論に基づく超耐熱構造材料の材料設計(II) 材料設計及び特性評価

湯川 夏夫*; 森永 正彦*; 斉藤 淳一*; 加藤 直人*; 一色 泰志*

PNC-TJ9623 92-001, 81 Pages, 1991/07

PNC-TJ9623-92-001.pdf:6.46MB

(目的)開発中の高温Li用材料であるNb基合金及びMo基合金について、簡便な方法で高温引張強度の類推が可能な方法を開発すると共に、液体金属中での耐食性等を明らかにする。(実験方法) 高温引張強度については、始めに実用合金に関する文献で室温$$sim$$高温の硬さと引張強度を調べ、次に新たに溶製した合金を用いて1200度Cまでの硬さを測定した。 液体金属中での耐食性については、昨年度の設計合金に対する650度CでのNa浸漬試験を行い、試験前後の重量変化、組織変化、成分変化ならびに文献からの合金元素の酸化物とナトリウムの酸化物との生成自由エネルギーなどから、腐食量、Na浸漬中の溶出元素等を調べ、また初めての試みとして、Li、K、Naなど液体金属中の原子状の溶出元素の電子構造、イオン性などの解析をd電子論に基づいて行った。(結果) 実用合金の調査から、室温$$sim$$1200度Cで硬さと引張強度の間には良好な直接関係があることをまず明らかにし、次にこの関係を利用して測定で得た硬さから高温時の引張強度の簡易的予測が可能な式を導出した。 液体金属中の耐食性については、Na中ではNb基合金はその合金元素であるNbとTaが酸化されるために腐食され易いが、Mo基合金はその合金元素の酸化が起こらないために腐食され難く優れた耐食性を示した。d電子論に基づく解析からは、Li、K、Naの各液体金属の中ではLiが溶出した原子状の元素と最も強く結合するなどの新たな知見を得た。 これらの他に、合金の硬さは母金属と添加元素の原子半径差またはヤング率差に依存すること、合金の密度は添加元素の純金属の密度で整理が可能なこと、昨年の設計合金は1200度Cで良好な相安定性を示すこと、などを明らかにした。

報告書

酸化物分散強化型フェライト鋼材の溶接試験(2)-MA957被覆管形状の模擬による溶接試験

蔦木 浩一; 関 正之; 飛田 典幸; 西山 元邦; 井坂 和彦*; 平子 一仁*

PNC-TN8410 91-174, 40 Pages, 1991/02

PNC-TN8410-91-174.pdf:5.06MB

MA957鋼被覆管を用いての溶接試験に先立ち,被覆管形状を模擬した溶接試験を行いその溶接特性,機械的性質等に関するデータを取得し,同材料の溶接特性評価の一助とする。MA957鋼の棒材を被覆管形状に機械加工し,端栓との溶接をレーザ溶接法により溶接試験を行った。1. 従来の端栓のツバ部をテーパ型に改良することにより,溶接金属部のアンダーカットは改善された。2. 溶接金属部全周に渡り,空孔が多数観察された。3. 引張強度については,常温で約82kg/mm2となりSUS316相当鋼と同等値を示したが,600$$^{circ}C$$を超えると急激な強度低下を示した。また内圧バースト試験についても同様な結果が観察された。4. 元素の分散状態としては,空孔部にチタン,イットリウムが凝集しクロムは若干減少した端栓形状を改良することによりアンダーカットは改善できたが,空孔の発生,イットリウムの凝集は解決されなかった。従って,MA957鋼の溶接は融接法であるレーザ溶接法では,健全な溶接ができないため融接法に変る溶接法を検討する必要がある。

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