検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 25 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Radiation hardening and -embrittlement due to He production in F82H steel irradiated at 250 $$^{circ}$$C in JMTR

若井 栄一; 實川 資朗; 富田 英樹*; 古谷 一幸; 佐藤 通隆*; 岡 桂一朗*; 田中 典幸*; 高田 文樹; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; et al.

Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.285 - 296, 2005/08

 被引用回数:39 パーセンタイル:7.01(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化マルテンサイト鋼F82Hの照射硬化と脆化に及ぼすHe生成効果とその生成量依存性を引張試験片(SS-3)と破壊靭性試験片(0.18DCT)を用いて評価した。中性子照射はJMTR炉にて250$$^{circ}$$Cで約2.2dpaまで行った。本研究ではHeを材料中に生成させるためにボロン10を添加した。He生成量を変数にするため、ボロン10とボロン11の配合比(0:1, 1:1, 1:0)を変えて、ボロン添加総量を60mass ppmに揃えた3種類の添加材を作製し、照射前後の特性を比較してボロンの化学的な効果を最小限に抑えた。また、これらの試料での生成He量は約5, 150, 300appmである。一方、ボロンの効果を完全に排除した50MeVのサイクロトロン照射実験も行った。この方法ではボロンを添加しないF82H鋼を用い、直径3mm,厚さ0.3mmのTEM片に約120$$^{circ}$$Cで約85appmのHeを均一に注入した後、スモールパンチ試験によって強度特性を評価した。この弾き出し損傷量は約0.03dpaであった。これらの試験結果から中性子照射後の降伏応力と最大引張応力はHe生成量の増加に伴ってやや増大した。また、中性子照射後の延性脆性遷移温度(DBTT)は40$$^{circ}$$Cから150$$^{circ}$$Cの範囲にあり、He生成量の増加に伴って高温にシフトした。また、サイクロトロンHe照射法によっても同様のHeによるDBTTシフト効果が確認できた。

論文

Extra radiation hardening and microstructural evolution in F82H by high-dose dual ion irradiation

安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 松川 真吾; 内藤 明*; 實川 資朗; 岡 圭一郎*; 田中 典幸*; 大貫 惣明*

JAERI-Review 2004-025, TIARA Annual Report 2003, p.159 - 161, 2004/11

ブランケット構造材料の候補材料である低放射化フェライト鋼では、照射による靭性の低下(延性脆性遷移温度の上昇)が重要な課題となっている。本研究では、低放射化フェライト鋼F82Hに対して、照射硬化が、靭性の低下と大きな関連を有することに着目し、特にヘリウムによる硬化促進及び高照射量での硬化挙動について、TIARAによる多重ビーム照射を用いて調べた。まずヘリウムがない場合における、照射硬化の照射量依存性を調べた結果、633Kにおいては、30dpaまで硬化は増加する傾向にあるが、それ以上の照射量においては飽和傾向を示すことが明らかとなった。さらに同照射温度にて、ヘリウムが照射硬化の促進に及ぼす影響について、ヘリウム注入比を10/100appmとしてそれぞれ比較した結果、1000appmを超えるとわずかな硬化の促進が見られるが、約3300appm(ヘリウム注入条件100appmHe/dpa)の場合においては、20%程度の硬化量の促進が生じることがわかった。

論文

Synergistic effect of displacement damage and helium atoms on radiation hardening of F82H at TIARA facility

安堂 正己; 若井 栄一; 沢井 友次; 谷川 博康; 古谷 一幸; 實川 資朗; 竹内 浩; 岡 圭一郎*; 大貫 惣明*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(2), p.1137 - 1141, 2004/08

 被引用回数:40 パーセンタイル:7.15(Materials Science, Multidisciplinary)

F82H鋼の開発にあたり、高照射域($$sim$$100dpa)での照射脆化に及ぼすヘリウムの効果を調べることは、構造材料の寿命を見通すうえで非常に重要である。一般的に照射によって生じる脆化と硬化の間には正の相関関係があることから、損傷により生じる硬化に加え、ヘリウムが存在する場合での硬化の促進作用の有無について把握しておく必要がある。本研究では、イオン照射法を用いて、総ヘリウム量5000appmまでの同時照射実験(Feイオンによる損傷導入+ヘリウム注入)を行い、微小押込み試験により照射後の硬さ変化について調べた。その結果、約500appmのヘリウム量では、硬化量の促進はほとんど認められず、ミクロ組織も損傷のみの場合と同様の組織が観察された。このことから500appmまでのヘリウム同時照射は、照射硬化の促進には寄与しないことがわかった。

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:23.11(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

Effect of initial heat treatment on tensile properties of F82H steel irradiated by neutrons

若井 栄一; 田口 富嗣; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; 高田 文樹

Materials Transactions, 45(8), p.2638 - 2640, 2004/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の第一候補材料である低放射化フェライト鋼の照射硬化に及ぼす熱遍歴効果を調べた。本研究ではF82H鋼を用いて、焼きならしを1040$$^{circ}$$Cで30分行った後、焼きもどしの温度と時間を変数にして、照射前後の引張り特性変化を調べた。焼きもどしの条件は750$$^{circ}$$C, 780$$^{circ}$$C, 800$$^{circ}$$Cの各温度で30分の熱処理した場合と750$$^{circ}$$Cで30分から10時間まで変化させた場合の試料を用意した。照射はJMTR炉で約250$$^{circ}$$Cにて1.9dpaまで照射した。引張試験にはSS-3タイプの微小試験片を用いて室温から400$$^{circ}$$Cまで試験した。また、照射前の微細組織をTEM観察した。その結果、この低照射量域での照射硬化の変化は焼きもどしの温度の低下とその時間の短縮に伴って減少する傾向にあることがわかった。また、この照射硬化量の低下の原因は焼きもどしの温度と時間によって変化する固溶炭素濃度の低下によって生じる欠陥クラスター形成の減少と転位密度の増加による欠陥クラスターの成長速度の低下によると考えられる。

論文

Evaluation of hardening behavior of ion irradiated reduced activation ferritic/martensitic steels by an ultra-micro-indentation technique

安堂 正巳; 谷川 博康; 實川 資朗; 沢井 友次; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 中村 和幸; 竹内 浩

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.260 - 265, 2002/12

 被引用回数:34 パーセンタイル:10.34(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の第一候補材である低放射化フェライト鋼の開発において、高エネルギー中性子によって生じる照射損傷が材料特性へ及ぼす影響を明らかにすることは最も重要な課題の一つである。しかし現時点では、材料強度特性変化に対するヘリウムの効果については十分に明らかとなっていない。そこで、照射条件を高精度に模擬できる多重イオンビーム照射法,照射面部分の硬さ変化を精密に測定可能な超微小硬さ試験及び押込み変形部の微細組織観察法を組み合わせ、低放射化フェライト鋼に導入した損傷領域の強度特性変化についての評価を行った。まず弾出し損傷を加えた試片について微小硬さ試験を行った結果、特定の照射温度条件において明瞭な硬化が見られた。この硬化つまり変形抵抗増加の原因は、主として微細な欠陥の生成によるものであり、さらに同時照射下でのヘリウムの存在がその変形抵抗に及ぼす影響について報告を行う。

論文

Microstructural study of irradiated isotopically tailored F82H steel

若井 栄一; 三輪 幸夫; 橋本 直幸*; Robertson, J. P.*; Klueh, R. L.*; 芝 清之; 安彦 兼次*; 古野 茂実*; 實川 資朗

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.203 - 211, 2002/12

 被引用回数:22 パーセンタイル:18.76(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材や核破砕ターゲット材は高エネルギー粒子との衝突によって弾き出し損傷が生じるだけでなくHやHeなどが生成する。このため本研究では$$^{10}$$Bを添加したF82H鋼や$$^{54}$$Feを用いて作製したF82H鋼を用い、中性子照射中にHeやHを生成させてこれらが組織に及ぼす影響を検討した。照射はHFIR炉で2.8から51dpaまで250$$^{circ}$$Cから400$$^{circ}$$Cで行った。250$$^{circ}$$C照射で水素が生成した材料では転位ループの数密度がわずかに増加するとともに、転位ループのバーガースベクトルの3割程度を(1/2)$$<$$111$$>$$タイプから$$<$$100$$>$$タイプのループに変化した。また、キャビティ形成を助長した。300$$^{circ}$$Cや400$$^{circ}$$C照射でHeが生成した場合、転位ループの数密度はわずかに増加し、キャビティの数密度も増加した。照射温度に依存する微細組織変化の解析から、微細組織と照射硬化または延性脆性遷移温度シフトの間の関係を考察し、照射による延性脆性遷移温度シフトの増加の原因は転位ループ形成による硬化だけに起因しているものではなく、転位ループ上に形成した$$alpha$$'析出物にも関係していることを指摘した。

論文

Microstructure and hardening in thermally aged and neutron-irradiated Fe-Cu model alloy

河西 寛*; 鈴木 雅秀

Effects of Radiation on Materials (ASTM STP 1366), p.492 - 515, 2000/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:33.76

鉄-0.6wt%銅合金の組織の関して、JMTRで290$$^{circ}C$$で0.0055dpaまで照射した後、電子顕微鏡を用いて銅の析出挙動を観察し、熱時効材及び純鉄との比較を行った。熱時効材では2種類の銅析出物が観察された。第1のタイプは非常に薄く双晶のないもので、熱時効とともに厚みが増加し、大きさと密度が減少した。第2のタイプは双晶を含む微細な析出で、熱時効による硬化の過程でほとんど変化しない。このため、熱時効による硬化は第1のタイプのものによると考えられた。一方、照射では大きく硬化するが、第1のタイプが消失するのに対し、第2のタイプは消失しなかった。照射材では鉄の(110)回折パターンのうえに、2つの(111)パターンが観察されたが、その一つはCu$$_{3}$$Feによるもの、もう一つはFe$$_{3}$$O$$_{4}$$によるものと考えられた。照射による大きな硬化は前者の生成によるものと結論された。

報告書

21/4Cr-1Mo鋼の400$$^{circ}$$Cにおける中性子照射脆化

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦

JAERI-Research 97-039, 29 Pages, 1997/06

JAERI-Research-97-039.pdf:1.41MB

照射温度が290$$^{circ}$$C~400$$^{circ}$$Cで、1$$times$$10$$^{18}$$~3$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射を受けた21/4Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400$$^{circ}$$Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、その程度は極めて小さい。しかし、照射量が5$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、累積中性子照射量が5.2~7.5$$times$$10$$^{19}$$n/cm$$^{2}$$において照射温度を約300$$^{circ}$$Cから400$$^{circ}$$Cに変えた場合、300$$^{circ}$$Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400$$^{circ}$$C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400$$^{circ}$$C照射による脆化の主因は粒界脆化であり、電気化学的分極法によってその原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。

論文

Tensile properties of 316 stainless steel after low temperature neutron irradiation

菱沼 章道; 實川 資朗

Annales de Physique, 22(SUPPL.3), p.163 - 170, 1997/06

核融合炉へのステンレス鋼の応用として、その使用温度と考えられている低温($$<$$400$$^{circ}$$C)での照射挙動を明らかにすることを目的に、これまでに日米照射実験で得られたデータを中心に、中性子照射したステンレス鋼の引張特性をまとめた。同時に、その特徴をもとにその使い方について議論した。ステンレス鋼は、約7dpaの照射を受けると、著しい延性の低下を伴って大きく硬化する。さらに特徴としては、降伏後の加工硬化がほとんど生じないことである。さらに照射量を18dpaまで増やすと、延性がさらに低下するが、強度特性はほとんど変わらない。このような照射材の挙動を、真応力-真歪みの関係で表せば、冷間加工材のそれと良く似ていることが分かる。これは、照射材の応用研究に非常に有効である。

論文

Magnetic interrogation method for nondestructive measurement of radiation hardening of nuclear reactor pressure vessels

荒 克之; 中島 伸也; 海老根 典也; 坂佐井 馨

Proceedings of 8th International Conference on Pressure Vessel Technology (ICPVT-8), 1, p.183 - 189, 1996/00

原子炉圧力容器の照射硬化を非破壊に計測する磁気問かけ法を提案する。本手法は圧力容器鋼材の照射硬化と保磁力変化との間に存在する良い相関関係を利用する。すなわち、圧力容器の検査部を磁気ヨークを用いて磁化し、そのときの圧力容器表面の磁界分布から圧力容器鋼内部の保磁力分布を推定し、この保磁力分布から照射硬化程度を評価するものである。熱処理によって機械的硬さを変えた圧力容器鋼材について、硬さと保磁力の関係を調べ、両者の間に比例関係があることを確認した。このデータは照射によって硬さを変えた鋼材についてのデータと傾向が良く一致した。また圧力容器鋼材について磁気特性を調べ、磁気問かけ法を実行する上での研究課題である圧力容器鋼材のヒステリシス磁化特性モデルとの開発、磁気ヨーク・磁界計測システムの開発等について検討した。

報告書

JPDR圧力容器による照射脆化の板厚方向減衰効果の検討

鈴木 雅秀; 出井 義男

JAERI-Research 94-038, 23 Pages, 1994/11

JAERI-Research-94-038.pdf:0.87MB

日本原子力研究所では、解体された動力試験炉(JPDR)を用い、経年変化に関する調査を実施している。本報告は圧力容器の調査から得られたデータを基に、照射脆化の板厚方向減衰効果について解析し、検討を加えるものである。圧力容器はコアベルト部内面で最大約2$$times$$10$$^{18}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射を受けている。鋼材内部では、内表面から50mm位置で約半分に減衰する。照射量の減衰の詳細評価と、JEACの減衰式の2通りから、照射硬化の板厚方向依存性を予測し、これを硬さ測定結果と比較検討した。この結果、照射量減衰をいずれの方法で評価しても、実際の硬さの減衰の方が大きいことが確認された。

論文

A Phenomenological theory for ductility loss of neutron irradiated iron and iron alloys

井形 直弘*; 渡辺 勝利

Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 23, p.450 - 452, 1983/00

中性子照射脆化は原子炉構造材料における重要な研究課題である。著者らはこれまでに材料の低温における照射にもとづく延性低下について一連の研究を行い、その結果均一伸びと加工硬化指数との関係ならびに合金元素の効果を明らかにした。本研究では中性子照射した鉄および鉄合金の延性劣化について、現象論的観点からその支配因子を明らかにすることを試みたものである。用いた試料はFe-N,Fe-Mo-N,Fe-Cu-Nの三種である。照射条件は速中性子照射量3$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$、照射温度60$$^{circ}$$Cとした。また引張試験条件は室温にて歪速度3.47$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$~1.39$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$sec$$^{-}$$$$^{1}$$とした。得られた結果の主なものは次の通りである、(1)照射により歪速度感受性指数は減少し、これに伴い局所伸びも低下する。(2)照射後n値、m値の低下は照射に基づく摩擦力の増加と関係がある。(3)照射脆化は摩擦力の増加、すなわち複合欠陥の形成にもとづく照射硬化によって主として支配される。

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。

論文

核融合炉における中性子照射損傷

白石 健介

日本原子力学会誌, 20(9), p.620 - 625, 1978/09

 被引用回数:0

核融合炉の炉心構造材料の中性子照射損傷は、核融合炉が動力炉として経済的に成立するために乗り越えなくては成らない最大の障害の一つである。高速増殖炉の炉心材料と同様、照射硬化およびヘリウム気泡による脆化、照射クリープおよびスウエリングによる寸法変化のほか、核融合炉では熱・応力サイクルによる疲労が大きな問題になる。高速増殖炉の炉心に比べて、高エネルギーの中性子束が大きい核融合炉の照射では大きな照射欠陥が生じ、核変換によるヘリウム生成量が大きい。材料試験炉が存在しない核融合炉における中性子照射損傷の程度を的確に予測するには、材料の放射線損傷の本質をよく理解しておく必要がある。このためには、核融合炉の条件を模擬した照射試験のデータを蓄積するとともにそれらを相互に関連づける理論を確立しなくてはならない。

論文

電子顕微鏡による原子炉材料の放射線損傷の研究

白石 健介

電子顕微鏡, 12(1), p.15 - 20, 1977/01

原子炉で使用される金属材料は中性子の照射によって延性が低下(脆化)したり、寸法が変化することが実用上大きな問題になっている。これらの現象は、原子のはじき出しによる格子欠陥および核変換によって生じるガス原子が関係しており、電子顕微鏡で観察される照射欠陥と対応させることができる。そこで、電子顕微鏡で観察される金属材料の放射線による損傷組織を中心にして、原子炉材料の原子のはじき出しによる硬化およびそれに伴う脆化、ガス原子による脆化およびスウエリング、析出粒子と照射欠陥の相互関係、高速増殖炉の炉心材料の損傷の模擬実験としてのイオン照射損傷および超高圧電子顕微鏡の利用について解説した。

報告書

Annealing behavior of radiation hardening in molybdenum neutron irradiated at 600$$^{circ}$$C

白石 健介; 深谷 清; 片野 吉男

JAERI-M 6214, 20 Pages, 1975/08

JAERI-M-6214.pdf:1.14MB

JRR-2を用いて高温(約600$$^{circ}$$C)で8.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$まで高速中性子照射したモリブデンの室温における引張性質の照射および照射後の熱処理による変化の様子を電子顕微鏡の変化と関連させて調べた。この中性子照射によって約4kg/mm$$^{2}$$の硬化が生じるが、これは照射中に生じた直径50A程度の転位ループによるものである。照射した試料を800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理すると3$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$/cm$$^{3}$$の密度で小さなボイドが生成し、このボイドによって18kg/mm$$^{2}$$の硬化が生じる。照射後の熱処理の温度を1000$$^{circ}$$C以上に上げるとボイドは成長し、その密度は減少する。1200$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した試料には3$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$/cm$$^{3}$$の密度で比較的大きなボイドが観られるが、この試料の硬化量は照射したままの試料の硬化量とほぼ同程度である。なお、800$$^{circ}$$Cから1200$$^{circ}$$Cの温度範囲で熱処理した試料には比較的大きな転位ループとやや不均一に分布したボイドが観察される。

論文

Anneal hardening of molybdenum neutron irradiated at 600$$^{circ}$$C

白石 健介; 深谷 清; 片野 吉男

Journal of Nuclear Materials, 57(3), p.361 - 364, 1975/03

 被引用回数:13

高温(約600$$^{circ}$$C)で8.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$まで高速中性子照射したモリブデンの室温における引張性質の照射および照射後の熱処理による変化の様子を電子顕微鏡組織の変化と関連させて調べた。照射したままの試料には比較的大きな転位ループと小さな照射欠陥集合体とが観察され、これらの欠陥によって約4kg/mm$$^{2}$$の硬化が生じる。この試料を800$$^{circ}$$Cで1時間熱処理すると3$$times$$10$$^{1}$$$$^{6}$$/cm$$^{3}$$の密度で小さなボイドが生成し、18kg/mm$$^{2}$$の硬化が認められる。照射後の熱処理温度をさらに上げるとボイドは大きくなりその密度は減少し、これにともなって硬化量も減少する。1200$$^{circ}$$Cで1時間熱処理した試料には3$$times$$10$$^{1}$$$$^{3}$$/cm$$^{3}$$の密度でボイドが観られるが、この試料の硬化量は照射したままの試料の硬化量と同程度である。なお、800$$^{circ}$$Cから1200$$^{circ}$$Cの温度範囲で熱処理した試料には比較的大きな転位ループとやや不均一に分布したボイドが観察される。

論文

Radiation and anneal hardening in neutron-irradiated vanadium

白石 健介; 深谷 清; 片野 吉男

Journal of Nuclear Materials, 54(2), p.275 - 285, 1974/02

 被引用回数:22

バナジウムをJRR-2またはJRR-4を用いて2.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{7}$$~1.0$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$の範囲の高速中性子(En≧lMeV)照射を行った。室温における照射硬化は中性子照射量が約2.5$$times$$10$$^{1}$$$$^{9}$$n/cm$$^{2}$$までの範囲では照射量の1/2乗に比例する。照射量が多くなると照射硬化量は約25kg/mm$$^{2}$$でほぼ一定の値を示すと考えられる。照射量の低い試料(2.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{7}$$および1.0$$times$$10$$^{1}$$$$^{8}$$n/cm$$^{2}$$照射)では磽鈍硬化の現象がはっきりと観察される。この現象は中性子照射によって生じた格子欠陥の集合体の分布状態の変化と密接な関係がある。照射量が1.0$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$の試料では、照射硬化は照射後の熱処理温度の上昇とともに単調に減少する。すなわち磽鈍硬化の減少は認められない。この実験で観られた硬化に対して電子顕微鏡では観察できない小さな格子欠陥集合体が重要な役割を果たしている。

口頭

ステンレス鋼の機械的性質に及ぼす照射速度及び照射開始時の温度履歴の影響

笠原 茂樹; 知見 康弘; 西山 裕孝; 橘内 裕寿*; 茶谷 一宏*; 越石 正人*

no journal, , 

中性子照射開始時の温度履歴と照射速度の相違がステンレス鋼の照射効果に及ぼす影響を明らかにするため、JMTRで照射したSUS304及び316Lの機械的性質に着目し、ミクロ組織変化の観点から検討を行った。試験には照射温度約290$$^{circ}$$C、中性子照射量約5$$times$$10$$^{24}$$, 2$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$の照射ステンレス鋼を用いた。照射開始時の温度履歴の影響評価には、JMTRの出力に追随して昇温した照射材と、照射温度まで昇温した後中性子照射を開始した照射材を比較した。また照射速度の影響評価には、照射速度を約1/5とした照射材を用いた。その結果、JMTR照射材同士の比較においては、硬さ、引張特性並びにミクロ組織発達に及ぼす照射条件の相違の影響は顕著でないことがわかった。発表では、BWR炉内構造物の健全性評価に資するデータとしての適用性検討の一環として実施したBWR炉心照射材データとの比較(いわゆる照射相関)についても議論する。

25 件中 1件目~20件目を表示