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論文

Hydrostatic compression behavior and high-pressure stabilized $$beta$$-phase in $$gamma$$-based titanium aluminide intermetallics

Liss, K.-D.*; 舟越 賢一*; Dippenaar, R. J.*; 肥後 祐司*; 城 鮎美*; Reid, M.*; 鈴木 裕士; 菖蒲 敬久; 秋田 貢一

Metals, 6(7), p.165_1 - 165_22, 2016/07

 被引用回数:16 パーセンタイル:72.33(Materials Science, Multidisciplinary)

Ti-Al合金は、航空機エンジン材料として、軽量・耐熱タービンへの応用が期待されているが、塑性加工性の悪さを克服する必要がある。高圧鍛造プレスにおいては、10GPaの範囲で材料加工を可能にするが、それゆえに、極限環境における候補材料の状態図を評価する必要がある。本研究では、($$alpha$$$$_{2}$$+$$gamma$$)二相合金の一つであるTi-45Al-7.5Nb-0.25Cに対し、9.6GPaまでの圧力範囲、また1686Kまでの温度範囲で放射光X線回折によるその場実験を行った。室温では、圧力に対する体積変化は、両相に観察される明らかに高い体積弾性係数から、体積ひずみというよりはむしろ、$$gamma$$$$rightarrow$$$$alpha$$$$_{2}$$相変態の影響と考えられる。結晶学的には、特に格子ひずみと原子配列について詳しく検討した。原子体積の増加にもかかわらず、この相変態を生じるのは興味深い。これは、$$gamma$$の高い規則化エネルギーによるものである。高圧下において加熱すると、共析と$$gamma$$ソルバス遷移温度が上昇し、第三相の立方晶$$beta$$相が1350K以上で安定する。過去の研究において、$$beta$$相は塑性変形において高い延性があり、従来の鍛造過程において重要なものであることが明らかにされている。本研究では、作動環境下において有害とされる$$beta$$相の存在は確認されなかったが、従来の鍛造過程における理想的な加工条件幅を明らかにした。これらの結果より、新しい加工処理方法を提案することができた。

論文

Phase stability and mechanical properties of irradiated Ti-Al-V intermetallic compounds

沢井 友次; 若井 栄一; 實川 資朗; 菱沼 章道

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.389 - 392, 2002/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.34(Materials Science, Multidisciplinary)

Ti-35Al-10V合金をJRR-3Mで3.5$$times$$10$$^{25}$$n/cm$$^{2}$$まで400$$^{circ}C$$と600$$^{circ}C$$で中性子照射した。本金属間化合物は、粉末冶金から恒温鍛造を経て作製されたものであり、従来の2元系Ti-Al合金には含まれない規則$$beta$$相を含み、延性に優れたものである。引張試験の結果、非照射材は400$$^{circ}C$$で約3~15%の破断伸びを示したが、400$$^{circ}C$$照射材あるいは600$$^{circ}C$$照射材はほとんど塑性変形を示さずに破断した。一方、非照射材は600$$^{circ}C$$では60%以上もの破断伸びを示したが、400$$^{circ}C$$照射材あるいは600$$^{circ}C$$照射材の破断前の塑性変形は極めてわずかであった。これらの引張試験結果、特に低温(400$$^{circ}C$$)で照射した材料を600$$^{circ}C$$で試験した場合でも延性の低下が著しいことから、準安定な規則$$beta$$相の照射による分解が考えられる。しかしながら電子顕微鏡を用いた電子線回折では、規則$$beta$$相の分解による脆化相、例えば$$omega$$相の形成は認められなかった。

論文

Development and irradiation behavior of TiAl-based intermetallic compounds

菱沼 章道; 仲田 智清*; 沢井 友次; 田淵 正幸*

Physica Status Solidi, 167(2), p.521 - 529, 1998/00

原子炉材料に要求される性能がますます厳しくなってきている。そのため新しい先進材料の開発が期待されている。金属間化合物はその一つとして期待されているもので、そのような観点からの研究が始まったばかりである。本論文では、TiAl金属間化合物に着目し、その原子力への応用という観点から、材料開発と照射特性把握を目的としてこれまでの研究成果をまとめたものである。材料開発では、粉末冶金法や恒温鍛造などを利用して微細構造を得ることに成功し、これまでこの材料の欠点であった低温靱性の向上に成功した。また、照射感受性に関する研究では、金属間化合物の耐照射性がこれまでの原子炉材料であるステンレス鋼に比べてより優れていること、またある条件では、照射によって延性が増加する現象、照射誘起延性化現象が見出されるなど、金属間化合物が原子力材料として大きな魅力を有していることを明らかにした。

論文

Ductilization of TiAl intermetallic alloys by neutron-irradiation

菱沼 章道; 深井 勝麿; 沢井 友次; 仲田 清智*

Intermet., 4, p.179 - 184, 1996/00

プラズマ回転電極法で作製した粉末焼結体を、熱間静水圧加工および恒温鍛造処理したTi-47%atAl合金の照射(873Kで1$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)までJRR-2で中性子照射)後、873Kでの引張特性を調べた。TiAl合金は照射によって、全伸び6%から10%と延性化するが、応力-歪曲線への照射の影響は少ない。すなわち、降伏応力、加工指数は照射によって変化しない。この照射による延性化は、主変形モードの双晶変形の核が照射下で生成し、変形を容易にするためである。また、双晶核は逆位相境界を持たないフランクループから発生する。Ll$$_{0}$$規則相をもつTi-Al合金では、逆位相境界の有無で2種類のフランクループが結晶学上考えられる。そのうち逆位相境界を持たないループが優先的に形成されるが、その完全ループへの変換は、逆位相境界の生成を伴うため容易ではない。従って、照射による損傷組織の発達が著しく制限される。

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