Thermal aging effects on high temperature tensile strength of Mod.9Cr-1Mo steel with stress release treatment

豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 鈴木 章裕*

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 8 Pages, 2025/07

https://doi.org/10.1115/PVP2025-153101

Sodium-cooled fast reactors (SFRs) have been focused on to realize a decarbonized society and are being developed in Japan. Since there is concern that Mod.9Cr-1Mo steel, a candidate material for SFR steam generators, will be affected by thermal aging and lose strength when used at high temperatures for long periods of time, it is important to evaluate the effect of thermal aging over long periods of time. Mod.9Cr-1Mo steel requires post weld heat treatment (PWHT) after welding. In the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME)code, Rules on the Design and Construction of Nuclear Power Plants, the allowable values for base metal are set using materials that have undergone stress relief heat treatment (SR) after normalizing and tempering (NT) to simulate the thermal history of the PWHT. This paper describes the post aging tensile strength of materials subjected to prolonged thermal aging in order to provide a more detailed evaluation of the effects of thermal aging on Mod. 9Cr-1Mo steels subjected to NT+SR than has been done in the past. The evaluation in this paper used tensile test results of material that had been actually thermal aged at 550C for approximately 200,000 hours. The results of post aging tensile tests showed that there was a difference in strength loss after aging between the NT materials and NT+SR materials. This paper discusses the differences between NT materials and NT+SR materials from the tensile test results obtained and identifies issues that need to be resolved for further analysis.

Radiation aging and degradation mechanism of polymer insulation for electric cables

杉山 政彦*; 仁田 眞*; 谷 恒夫*; 瀬口 忠男; 八木 敏明

Proc. of 46th Int. Wire and Cable Symp., p.1 - 5, 1997/00

ケーブル用高分子絶縁材料の放射線劣化とそのメカニズムについて、放射線により誘起される酸化と電気特性、さらにゲル分率、引張特性、EPMAによる酸化層の分析、微少高度測定、超音波顕微鏡による観察を行った。この実験結果により、放射線酸化により電気特性が変化すること、ゲル分率の変化が酸化層の割合によく対応していること、及び試料表面の酸化層がノッチ効果と呼ばれる引張試験時の破壊を誘起していることが確認された。

Electrochemical evaluation of thermal aging embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel for a nuclear pressure vessel

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 庄子 哲雄*

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.16 - 26, 1993/00

400C~550Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行った原子炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、30Cの硝酸カルシウム溶液中で計測したアノード分極曲線を用いることにより、粒界脆化度の非破壊評価手法の開発を行った。不働態域中に得られる2次ピーク電流密度値(mA/m)とシャルピー延性-脆性遷移温度移行量との相関を考察し、本法のサーベイランス試験法としての適用可能性を示した。得られた主な結果は以下のとおりである。(1).アノード分極曲線中の2次ピーク電流密度の上昇量と粒界脆化度は時効温度に依存した一義的な相関が得られた。これにより共用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を、アノード分極曲線測定により非破壊的に推測できる。(2).(1)の機関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度値の上昇が著しく、これは高濃度に偏析したリンの存在を敏感に反映した結果であることを示した。

放射線遮蔽ゴムの耐放射線性

河西 明男*; 瀬口 忠男; 西井 正信; 山口 紀夫*; 渡辺 正*

JAERI-M 90-011, 59 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-011.pdf:1.88MB

エチレンプロピレンゴム(EPDM)および塩素化ポリエチレン(CM)に鉛粉を充填した放射線遮蔽ゴムとコバルト60-線を照射して、その耐放射線性について検討した。これらの放射線遮蔽ゴムの線量に対する機械的、熱的特性、ゲル分率、膨潤比、発生ガス、酸素消費量等の変化を測定し、耐放射線性と劣化機構を考察した。

電線絶縁材料の加速熱劣化と放射線酸化の複合劣化

八木 敏明; 瀬口 忠男; 吉田 健三

JAERI-M 86-043, 49 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-043.pdf:1.58MB

原子炉用電線・ケ-ブルの寿命を評価する促進劣化試験方法を開発する為に、ケ-ブル絶縁材、被覆材の放射線と熱の複合劣化を行った。PE,EPR,ハイパロン,ネオプレンの配合材料について、Co-60 線を真空中及び酸素加圧下で0.5MGy照射し、その後酸素中で熱劣化した。劣化の度合いは引張り試験とゲル分率、膨潤比の測定で調べた。熱劣化速度は酸素濃度(圧力)に依存し、酸素圧と共に増大したが、0.2MPaを越えると飽和してくる。このとき熱劣化速度は数倍から十倍になった。110C~150Cの範囲で熱劣化を行った結果、前照射を酸素加圧下で行った試料では未照射試料に比べて、劣化速度が数倍大きくなるのに対して,真空中照射試料ではほぼ同じであった。また熱劣化の活性化エネルギ-は酸素加圧下の前照射によって低下する傾向のある事を見出した。

放射線照射したゴム材料の沸騰スプレイ液中における膨潤挙動

八木 敏明; 日馬 康雄; 伊藤 政幸; 岡田 漱平; 吉川 正人; 吉田 健三

JAERI-M 83-072, 35 Pages, 1983/05

JAERI-M-83-072.pdf:0.88MB

ゴム材料を、LOCA模擬環境に暴すと著しく吸水膨潤し、それが原因となって機械的性質、電気的性質が低下することがある。この現象には、放射線、熱、スプレイ液組成、ゴムの種類、配合など、種々の因子が関係している。本報は、組成、配合の判った各種のゴム材料を沸騰しているスプレイ液(水または薬液)に浸潰した際の、吸水膨潤率を測定し、あらかじめゴム材料に与えて置いた放射線劣化および熱劣化との関係を明らかにしたものである。試験した8種類のゴム材料は、放射線量が増すと、顕著な膨潤を示すようになる。また、薬液中にくらべ、沸騰水中の膨潤は約2倍大きい。ネオプレンとハイパロンのあるものは、膨潤率が最大になる線量が存在し、それ以上照射すると逆に膨潤率が減少する。真空中で照射した試料の膨潤は著しく低くなり、酸化劣化反応が膨潤現象に密接に関連していることをうかがわせている。

電線絶縁材料の放射線と熱の複合劣化

瀬口 忠男; 荒川 和夫; 早川 直宏; 町 末男; 柳生 秀樹*; 反町 正美*

EIM-80-94, p.21 - 28, 1980/00

原子炉で使用されるケーブル絶縁材料の寿命を試験する方法を開発するために、放射線と熱の複合劣化を検討した。熱劣化後放射線照射(逐次法)、放射線照射後熱劣化(逆逐次法)、放射線と熱の同時劣化(同時法)による劣化を架橋ポリエチレンとエチレンプロピレンゴムについて行ない、比較検討した。材料の配合により、三つの劣化方法で大きな相違のあることが明らかにされた。