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論文

High-temperature creep properties of 9Cr-ODS tempered martensitic steel and quantitative correlation with its nanometer-scale structure

大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:80.29(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700$$^{circ}$$Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700$$^{circ}$$Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。

論文

9Crまたは12Cr系酸化物分散強化鋼の高温力学特性と微細組織

光原 昌寿*; 栗野 晃一*; 矢野 康英; 大塚 智史; 外山 健*; 大沼 正人*; 中島 英治*

鉄と鋼, 109(3), p.189 - 200, 2023/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

本研究では、高速炉通常運転時におけるODS鋼被覆管の使用環境に近い700または750$$^{circ}$$Cのクリープ試験と、事故時を模擬した900から1350$$^{circ}$$Cでの時効処理または高温引張試験での酸化物の成長挙動を確認した。9Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織では、初期状態と比較し、酸化物の成長や数密度の低下が無く、酸化物の分散強化がクリープ変形中に有効に機能していることが分かった。12Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織においては、亜粒界のような転位下部構造の発達はほとんど観察されず、粒内に可動転位が均一に観察された。転位密度は応力の増加とともに増える傾向であった。9Cr-ODS鋼の引張延性は、900から1100$$^{circ}$$Cまで温度上昇とともに低下したが、1200$$^{circ}$$Cで上昇し、1250$$^{circ}$$Cで劇的に低下し、1300$$^{circ}$$Cで再び増加する傾向を示した。12Cr-ODS鋼では、温度の上昇とともに減少する傾向を示した。9Cr-ODS鋼の1200から1300$$^{circ}$$Cにおける複雑な引張特性の変化にはデルタフェライト相の形成が影響していると推察される。なお、本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業JPMXD0219214482の助成を受けたものである。

論文

Tensile properties of modified 316 stainless steel (PNC316) after neutron irradiation over 100 dpa

矢野 康英; 上羽 智之; 丹野 敬嗣; 吉武 庸光; 大塚 智史; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:75.85

高速実験炉「常陽」で中性子照射したPNC316の引張特性に及ぼす中性子の影響を評価した。PNC316被覆管とラッパ管は、照射温度400ら735$$^{circ}$$Cで照射量21から125dpaで照射された。照射後の引張試験は室温と照射温度で実施された。照射材の著しい硬化と軟化は確認されたが、照射後の引張延性は工学的なレベルを維持できていた。また、400から500$$^{circ}$$Cの範囲で110dpa照射されたPNC316ラッパ管の最大スエリング量は2.5%であり、10%以上のスエリングが生じたPNC316や15Cr-20Ni鋼のような日本の20%冷間加工材は、塑性不安定は小さかったけれども、十分な延性と加工硬化性能を維持していることが分かった。

論文

Effect of nitrogen concentration on creep strength and microstructure of 9Cr-ODS ferritic/martensitic steel

岡 弘*; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 橋本 直幸*

Journal of Nuclear Materials, 572, p.154032_1 - 154032_8, 2022/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:71.05(Materials Science, Multidisciplinary)

窒素濃度(0.0034-0.029 wt%)の異なる9Cr-ODS鋼について700$$^{circ}$$Cのクリープ特性とクリプ前後の組織変化について調査を行った。クリープ強度は、窒素濃度の増加に伴い顕著な低下が確認された。高窒素濃度材において変態フェライト領域と残留フェライト領域の境界にそってYリッチな粗大粒子が確認された。$$alpha$$$$gamma$$相では窒素の固溶度が異なることから、オーステナイト変態プロセスが生じる際に、窒素が$$gamma$$相に拡散・濃化し、逆変態時に残留フェライト相に吐き出され、両境界付近で窒素の濃化生じる。その結果として、熱力学的不安定を解消するために分散粒子の粗大化が生じると考えられる。窒素濃度が高いほど多数のクリープボイドが観察されたことから、粗大化した分散粒子を起点にクリープボイドが発達したことにより、早期破断が生じたと考えられる。

報告書

9Cr-ODS鋼被覆管の引張・クリープ特性評価について

矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二

JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01

JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB

安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850$$^{circ}$$C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。

論文

Tensile properties on dissimilar welds between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel after thermal aging

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Materials, 555, p.153105_1 - 153105_8, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:16.97(Materials Science, Multidisciplinary)

今回の研究目的は、400から600$$^{circ}$$Cで熱時効された11Crフェライト/マルテンサイト鋼とSUS316鋼を用いた異材接合部の引張特性と組織評価を実施することとした。微細組織観察はSEMとTEMを用いた。異材接合部の組織は少量の残留オーステナイト組織を含むラスマルテンサイト組織であった。400と450$$^{circ}$$Cで2相分離とG相の形成に起因した熱時効硬化が確認されたが、明確な全伸びの低下は確認されなかった。また、破面としても劈開破壊よりむしろ細かな延性破面が支配的であった。引張強度の増加は2相分離に起因し、軟化相である残留オーステナイト相が延性保持に寄与していることが推察された。

論文

Laser beam direct energy deposition of graded austenitic-to-martensitic steel junctions compared to dissimilar electron beam welding

Villaret, F.*; Boulnat, X.*; Aubry, P.*; 矢野 康英; 大塚 智史; Fabregue, D.*; de Carlan, Y.*

Materials Science & Engineering A, 824, p.141794_1 - 141794_10, 2021/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:26.82(Nanoscience & Nanotechnology)

This article presents the Laser Beam Direct Energy Deposition (DED-LBD) process as a method to build a graded austenitic-to-martensitic steel junction. Builds were obtained by varying the ratio of the two powders during DED-LB processing. Samples with gradual transitions were successfully obtained using a high dilution rate from one layer to the next. Long austenitic grains are observed on 316L side while martensitic grains are observed on Fe-9Cr-1Mo side. In the transition zone, the microstructure is mainly martensitic. Characterizations were performed after building and after a tempering heat treatment at630$$^{circ}$$C during 8h and compared to dissimilar Electron Beam (EB) welds. Before heat treatment, the DBD-LB graded area has high hardness due to fresh martensite formed during building. Tempering heat treatment reduces this hardness to 300 Hv. EDS measurements indicate that the chemical gradient between 316L and Fe-9Cr-1Mo obtained by DED-LB is smoother than the chemical change obtained in EB welds. Microstructures in DED-LB samples are quite different from those obtained by EB welding. Hardness values in DMD-LB samples and in welds are similar; the weld metal and the Fe-9Cr-1Mo HAZ are relatively hard after welding because of fresh martensite, as found in the DED-LB transition zone; both are softened by the tempering heat treatment. Both welds were overmatched at 20, 400 and 550$$^{circ}$$C.

論文

Effects of thermal aging on the mechanical properties of FeCrAl-ODS alloy claddings

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*

Materials Transactions, 62(8), p.1239 - 1246, 2021/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:35.36(Materials Science, Multidisciplinary)

FeCrAl-ODS鋼被覆管を製作し、その被覆管の熱時効の影響を調査するために、450$$^{circ}$$C,5000時間と15000時間の熱時効後に、硬さ試験,リング引張試験,TEM観察を実施した。全てのFeCrAl鋼被覆管で熱時効硬化が確認され、延性低下を伴う顕著な強度上昇も生じた。熱時効硬化挙動は(Ti, Al)リッチ相($$beta$$'相)析出とAl7wt%未満の場合は$$alpha$$'相析出も起因していると考えられる。同様の組成をもつFeCrAl-ODS鋼を比較した場合、再結晶材と未再結晶材で熱時効硬化は生じるが、後者は延性低下を伴わないことが明らかになった。この挙動の差は、結晶粒界,転位密度,試験片作製方向の影響が起因していると考えられる。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の中で北海道大学からの委託により原子力機構が実施した研究成果である。

論文

Solid-solution strengthening by Al and Cr in FeCrAl oxide-dispersion-strengthened alloys

鵜飼 重治*; 矢野 康英; 井上 利彦; 曽和 貴志*

Materials Science & Engineering A, 812, p.141076_1 - 141076_11, 2021/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:74.45(Nanoscience & Nanotechnology)

FeCrAl-ODS鋼は、軽水炉の事故耐性燃料に対する有望な材料として期待されている。この合金に対してAlとCrは鍵となる元素であり、Crはアルミナ形成を促進し、Alは脆性相となるCrリッチ相($$alpha$$')の形成を抑制する重要な相乗効果を有している。今回の研究では、Cr(9-16at.%)とAl(10-17 at.%)の添加量を系統的に変化させ、室温, 300, 700度の引張試験を実施し、CrとAlの両添加に及ぼす固溶強化に関する調査を行った。その結果、軽水炉の運転温度である300度において、CrとAlの1at.%当りの固溶強化量は、それぞれ20, 5MPaと直線的に増加することが分かった。この固溶強化量は、一般的なFleischer-Friedel理論やLabusch理論では説明できず、鈴木の変形はラセン転位の2重キンク機構により説明可能であることを明らかにした。本研究成果は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管」の研究成果である。

論文

Measurement of niobium reaction rate for material surveillance tests in fast reactors

伊藤 主税; 前田 茂貴; 井上 利彦; 富田 英生*; 井口 哲夫*

Radiation Protection, 40(6), p.491 - 495, 2020/11

Nbドシメータは、中性子断面積のエネルギー分布が鉄の弾き出し損傷関数と相似であり、高速中性子照射量や鉄のdpa評価に適するとともに、反応生成核種である$$^{93m}$$Nbは半減期が16.4年と長く、材料サーベイランス試験における性子照射量モニタになる利点を有する。本研究では、Nbドシメータを溶解・乾燥固化処理して自己吸収効果を低減させるとともに、誘導結合プラズマ質量分析装置でその重量を精度よく求め、誤差4%の高精度で反応率を測定できた。さらに、Nbドシメータ溶解に非放射性Nbを添加することにより、不純物の放射化物である$$^{182}$$Taに起因する妨害X線の影響を定量評価し、反応率の測定精度低下を抑制した。本手法を「常陽」のドシメトリーに適用して$$^{93}$$Nb(n,n')$$^{93m}$$Nb反応率を測定した結果、Nbドシメータによる測定値と多重放射化箔法による評価値の比は誤差の範囲内で一致し、Nb反応率の高精度測定法を確立した。さらに、レーザー共鳴イオン化質量分析法を用いた$$^{93m}$$Nb収率の精密測定法を提案し、Nb原子の超微細構造を利用して$$^{93m}$$Nb原子核を選択的に共鳴イオン化する手法を開発した。

論文

Oxide dispersion strengthened steels

鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08

Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。

論文

核燃料物質使用施設の高経年化対策に係わる安全評価手法の改善策の検討

坂本 直樹; 藤島 雅継; 水越 保貴

保全学, 19(2), p.125 - 126, 2020/07

日本原子力研究開発機構大洗研究所では、高速炉用MOX燃料等の研究開発施設として核燃料物質使用施設(5施設)を有している。全ての施設は約40年以上経過しており、これらを安定的に稼働させるために、平成14年に安全評価手法を構築し、施設の保全活動に取り組んできた。しかしながら、管理する設備機器のなかには、安全評価で課題解消したにも係わらず、その後同様の不具合が再発し、施設の運転に支障をきたしているものがみられた。このため本報では、これら保全活動の実績を分析したうえで、問題点を抽出し、さらなる改善策について検討した結果を報告する。

論文

Effect of nickel concentration on radiation-induced diffusion of point defects in high-nickel Fe-Cr-Ni model alloys during neutron and electron irradiation

関尾 佳弘; 坂口 紀史*

Materials Transactions, 60(5), p.678 - 687, 2019/05

 被引用回数:5 パーセンタイル:29.51(Materials Science, Multidisciplinary)

Fe-Cr-Ni系モデル合金(高Ni合金)における照射点欠陥(空格子)の移動エネルギーの定量評価を中性子及び電子線照射下でランダム粒界近傍に形成されるボイド欠乏帯の幅の解析により実施した。具体的には、まずはじめに749Kで中性子照射されたFe-15Cr-xNi (x=15, 20, 25, 30mass%)モデル合金の微細構造を調査し、これに加え、576K-824Kの温度の電子線照射により形成されたボイド欠乏帯幅を調査した。両試験の結果、ボイド欠乏帯幅はNi濃度の増加とともに増加し、空格子の易動度が増加していることが示唆された。そこで、電子線照射試験で得られたVDZ幅の温度依存性から空格子移動エネルギーを求め、15Ni, 20Ni, 25Ni, 30Niのエネルギーはそれぞれ1.09eV, 0.97eV, 0.90eV, 0.77eVと評価された。得られた移動エネルギーを用いて、有効空格子拡散係数及び余剰空格子濃度を反応速度論式から求めた結果、Ni濃度の増加に伴い空格子の易動度が増加することを定量的に確認することができた。

論文

Ultra-high temperature creep rupture and transient burst strength of ODS steel claddings

矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.

Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04

 被引用回数:13 パーセンタイル:85.03(Materials Science, Multidisciplinary)

一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000$$^{circ}$$Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度は、650から850$$^{circ}$$Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相が$$alpha$$から$$gamma$$相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。

論文

オーステナイト系ステンレス鋼における析出物とボイドの照射挙動

井上 利彦; 関尾 佳弘; 渡邉 英雄*

まてりあ, 58(2), P. 92, 2019/02

イオン照射試験施設(TIARA)にて、イオン照射(照射温度: 600$$^{circ}$$C、照射量: 100)を行った高速炉用オーステナイト系ステンレス鋼について、九州大学所有の収差補正原子分解能分析電子顕微鏡(JEM-ARM20FC)を用いて、微細組織観察とSTEMモードでの元素マッピング(EDS)を行い、照射による析出物等の挙動評価を行った。微細組織観察等の結果、照射領域において、粗大なボイドの形成が観察された。また、非照射領域に確認できるNbを含んだMXが観察されず、照射により分解・消失したものと考えられる。更に、Niが転位やボイド表面に偏析していることが顕著に観察された。これら最新の高性能電子顕微鏡の活用により、照射による析出物の挙動や転位周辺の元素偏析を明瞭に可視化することができた。これらの挙動を詳細に解析することで、高速炉材料の寿命因子となる析出物の消失や偏析、ボイドスエリングの照射損傷機構の解明が期待できる。

論文

Evaluation of irradiation-induced point defect migration energy during neutron irradiation in modified 316 stainless steel

関尾 佳弘; 山県 一郎; 赤坂 尚昭; 坂口 紀史*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/06

改良316オーステナイト鋼(PNC316)のスエリング特性に直接的に影響を及ぼす照射点欠陥挙動(特に空格子の拡散挙動)を定量的に評価することを目的として、異なる温度で中性子照射されたPNC316に対してランダム粒界近傍に形成されたボイド欠乏帯の幅をそれぞれ測定し、温度とボイド欠乏幅の関係からPNC316の空格子移動エネルギーを評価した。その結果、その値は1.46eVと評価され、既存の評価手法である電子線その場観察試験(転位ループの成長速度評価)の結果とよく一致した。このことは、ボイド欠乏帯解析が特に照射中の空格子移動エネルギー評価に有効な方法であり、このエネルギー評価が照射損傷形態が異なる電子線照射からではなく、中性子照射後試験から直接的に評価できることを示している。

論文

ODS鋼燃料被覆管内の微小欠陥の水浸高調波法による可視化とSEMによる組成同定

川嶋 紘一郎*; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二

第24回超音波による非破壊評価シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), p.99 - 104, 2017/01

日本原子力研究開発機構において、高燃焼度用ナトリウム冷却高速増殖炉用燃料被覆管として、9Crの酸化物分散強化型(Oxide Dispersion Strengthened: ODS)鋼が開発されている。管厚の7%を検査基準として通常超音波法により欠陥の検査がなされているが、水浸高調波法による欠陥検出可能性を調査するため通常超音波検査合格部位について欠陥・異質部の調査を実施した。水浸高調波法により9Cr-ODS鋼管内の高調波散乱源を可視化した後、断面観察により検出された散乱源の寸法・形状をSEMにより、また組織・成分をEDSにより同定した。最小径10$$mu$$m程度の酸化チタン粒子、マイクロボイド集合部、Cr集合体などを同定できた。

論文

Electrochemical corrosion tests for core materials utilized in BWR under conditions containing seawater

静川 裕太; 関尾 佳弘; 佐藤 勇*; 前田 宏治

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 5 Pages, 2017/00

本研究では、福島第一原子力発電所(1F)事故時における使用済燃料プールへの海水投入事象を踏まえて、燃料集合体部材のすきま腐食が発生する可能性の有無を調査するため、BWR炉心材料として使用されている304Lステンレス鋼を用いた電気化学腐食試験を塩水条件下において実施した。特にSUS304Lのすきま構造部を有する上部端栓部に注目し、基礎データを取得するため、簡易的な構造であるSUS304Lの板状すきま試験片に対し腐食すきま再不動態化電位測定を行った。その結果、SFP内の水質条件として含まれる温度80$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上または温度50$$^{circ}$$Cかつ塩化物イオン濃度2500ppm以上の条件において、すきま再不動態化電位$$E_{rm R,CREV}$$は自然浸漬電位$$E_{rm SP}$$よりも卑となることから、すきま腐食が発生する可能性があることがわかった。

論文

Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12

 被引用回数:21 パーセンタイル:88.97(Nuclear Science & Technology)

The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y$$_{2}$$O$$_{3}$$) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.

論文

Tensile properties and hardness of two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel after aging up to 45,000 h

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12

BB2015-1728.pdf:1.04MB

 被引用回数:14 パーセンタイル:79.5(Nuclear Science & Technology)

The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800$$^{circ}$$C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700$$^{circ}$$C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.

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