Evolution of austenite lattice parameter during isothermal transformation in a 0.4 C low alloyed steel

Wang, Y.*; 友田 陽*; 大村 孝仁*; Gong, W.; Harjo, S.

Materialia, 27, p.101685_1 - 101685_9, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.mtla.2023.101685

The evolution of internal stress during displacive transformation is a topic of continuous debate. Neutron diffraction was used to study the isothermal bainite transformation in a 0.4 C low alloyed steel from 773 to 623 K to provide a clearer basis for discussion regarding the change in the austenite lattice parameter. According to diffraction profile analysis, fresh bainite possesses a body-centered tetragonal structure, and its c/a ratio decreases rapidly over time. The austenite lattice parameter increases or decreases depending on whether the transformation temperature is above or below the nose of the Time-Temperature-Transformation (TTT) curve. This isothermal transformation behavior can be divided into two categories: above and below the nose of TTT curve, which correspond to the upper and lower bainites, respectively. The internal stresses caused by the transformation strains are relaxed by dislocation motion and vacancy formation. The yielded dislocations and vacancies not only affect the broadening of both austenite and bainitic ferrite diffraction peaks but also the lattice parameter.

Composite behavior of lath martensite steels induced by plastic strain, a new paradigm for the elastic-plastic response of martensitic steels

Ungr, T.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 友田 陽*; Ribrik, G.*; Shi, Z.*

Metallurgical and Materials Transactions A, 48(1), p.159 - 167, 2017/01

AA2016-0372.pdf:2.81MB

https://doi.org/10.1007/s11661-016-3845-4

Based on high-resolution neutron diffraction experiments we will show that in lath martensite steels the initially homogeneous dislocation structure is disrupted by plastic deformation, to produce a composite on the length scale of martensite lath packets. The diffraction patterns of plastically strained martensitic steel reveal characteristically asymmetric peak profiles in the same way as has been observed in materials with heterogeneous dislocation structures. Lath packets oriented favorably or unfavorably for dislocation glide become soft or hard. The lath packet type develops by work softening or work hardening in which the dislocation density becomes smaller or larger compared to the initial average one. The decomposition into soft and hard lath packets is accompanied by load redistribution between the two lath packet types. The composite behavior of plastically deformed lath martensite opens a new way to understand the elastic-plastic response in this class of materials.

Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*

Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03

https://doi.org/10.2320/matertrans.46.469

核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてMC)が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。

New in-pile water loop facility for IASCC studies at JMTR

塚田 隆; 小森 芳廣; 辻 宏和; 中島 甫; 伊藤 治彦

Proceedings of International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems 2002 (CD-ROM), 5 Pages, 2002/00

照射誘起応力腐食割れ(以下、IASCC)研究における試験データは、従来ほとんどすべてが照射後試験により得られて来た。その結果、IASCCに関して多くの知見が得られたことは事実である。しかし、IASCCは本来炉内で使用される構造材で問題となり、そこでは照射,化学環境(高温水)そして応力は同時に材料に作用している。これらの作用には照射後試験では再現不可能な現象があり、照射は高温水の放射線分解をもたらし、応力付加状態での照射損傷組織は無負荷状態のそれと異なることも知られている。近年、IASCC研究では炉内の照射下高温水中で材料試験を行い、上記の炉内複合環境におけるIASCC挙動を調べようとする機運が高まっている。既にハルデン炉では、照射下IASCC試験を開始しているが、チェコLVR-15炉,ベルギーBR-2炉においても照射下IASCC試験のための高温水ループを炉内に設置して試験の実施を目指している。本発表では、平成13年度にJMTRに設置されたIASCC研究用高温水ループについて、その設計の考え方と装置の仕様と特徴などを報告する。

Mechanical properties of austenitic stainless steels irradiated at 323K in the Japan materials testing reactor

松井 義典; 星屋 泰二; 實川 資朗; 塚田 隆; 近江 正男; 酒井 陽之; 小山田 六郎; 恩地 健雄*

Journal of Nuclear Materials, 233-237, p.188 - 191, 1996/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(96)00212-7

JMTRの炉心構造材であるSUS304溶体化材、SUS304冷間加工材、SUS316NG材、SUS630材について、JMTRの冷却水中(323K)という低温で、最高1.210mの速中性子照射量まで照射を行った。照射後、機械的特性を試験するため、引張試験、破面観察、硬さ試験、破壊靱性試験等を行っている。今回は、この試験の中で、引張試験の結果を中心に発表する。試験は全て293Kの室温で行った。引張試験の伸び量は、照射量と共に下降するが、10m付近から飽和する傾向が、0m0.2%耐力及び引張強さは照射量と共に上降し、1付近で飽和する傾向が確認された。破面観察では照射材に対して照射の影響が表れていないことを確認した。また、硬さ試験では、照射による硬化を確認した。破壊靱性試験は、SUS304溶体化材をJ及びKで、SUS630材をKで求め、照射量と共に下降することを確認した。

軽水炉圧力容器用鋼の照射脆化に関する最近の研究動向の調査

須藤 亮*; 宮園 昭八郎

JAERI-M 83-086, 103 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-086.pdf:2.56MB

軽水炉圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する海外(米国、フランス、西ドイツ、イギリス)での最近の研究動向を調査した。調査結果は1)照射脆化感受性に及ぼす鋼材の化学成分の影響、2)照射材の照射後焼鈍による靭性の回復、3)破壊力学的手法による照射材の靭性評価、4)疲労き裂進展挙動に及ばす照射の効果、に分類した。1)では、銅(Cu)、リン(P)、ニッケル(Ni)等の影響、およびRegulator Guide等の現行のGuidelineの妥当性を評価、検討した研究が含まれている。2)では、照射脆化の進行を押えるための照射後焼鈍条件、焼鈍方法等を検討した研究が示されている。3)では、照射材の破壊靭性値とシャルピー衝撃値とを相関づけた研究、弾塑性破壊力学に基づく照射材のJ-R曲線を求めた研究等が示されている。4)に関しては、大気中での照射材の疲労き裂進展挙動を調べた研究が多く、実機環境中での研究は現段階では比較的少ない。

鉄中の水素の溶解および拡散挙動の解析

木内 清

JAERI-M 83-052, 66 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-052.pdf:1.84MB

最近すべての型の原子炉において、環境側と構造材料との表面反応による水素の溶解および透過や水素脆性など水素と金属材料とに関係した多くの工学的な問題が指摘されてきている。鉄鋼材料は原子炉圧力ベウンダリー材料の中でも数多く使用されており、鉄中の水素の溶解および拡散挙動は、実用問題の解析のための基礎データとして十分に把握しておく必要がある。しかしまだこれらの基礎的な性質自体も不明な点が多い。本報では、まずこの研究の一環として今までに出されている測定データの解析を主体とした検討を行ない、鉄中の水素の溶解および拡散の機構を明らかにした。また測定法にかかわるいくつかの問題点も指摘した。さらに実用材料での問題として重要である変形と水素の溶解および拡散の問題について新しいモデルを導出した。

Accurate determination of sulphur in steels and certain heat-resisting alloys by isotope dilution mass spectrometry

渡部 和男

Talanta, 26(3), p.251 - 253, 1979/00

https://doi.org/10.1016/0039-9140(79)80059-4

抄録なし

Fatigue crack propagation behaviour of ASTM A533B and A302B steels in high temperature aqueous environment

近藤 達男; 菊山 紀彦; 中島 甫; 新藤 雅美

Heavy Sect.Steel Technol.Program 6th Annual Inf.Meet.(Paper No.6), p.1 - 17, 1972/06

抄録なし

電気炉溶解した低放射化フェライト鋼F82Hの材料特性

酒瀬川 英雄; 谷川 博康

no journal, , 

核融合原型炉のためには約11,000トンの低放射化フェライト鋼が必要となる。この量はこれまで用いられてきた真空誘導溶解炉(数トン程度)のみの利用で対応できる量ではなく、より多くの量を溶解できる商用電気炉(数十トン以上、最大級で数百トン)の利用が必要となる。しかしこのような溶解量のスケールアップは材料特性に影響を及ぼすことが一般的であり、もし有意な特性低下が認められた場合、材料の実用化に際して解決すべき最初の課題となる。そこでここでは上記の大量製造を目標として電気炉溶解によるF82H(BA12ヒート鋼: Fe-8Cr-2W-0.2V-0.08Ta)を製作しその材料特性を調査した。そしてこれまで取得済みのF82Hの材料特性と比較することで、その影響を明らかとすることを目的とした。