高クロム鋼におけるMX析出強化の長時間安定性・有効性の検討(相変態・材料組織)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
Applicability of high Cr steels to a main structural material in fast breeder reactors (FBR) has been explored to enhance the economical competitiveness of the FBR power plants. V and Nb are believed to improve the high temperature strength of high Cr steels by precipitating as carbides and/or nitrides, namely MX fine particles, although the long-term effectiveness and stability of such a dispersion strengthening mechanism has not fully been understood yet. A series of trial melts controlling V and Nb contents are produced and aging tests are conducted to investigate the long-term stability of the MX strengthening mechanism. VX dispersion strengthening in high Cr steels bearing with V has been found to be stable even after aging for 12000 h at 600℃, which is equivalent to the expected FBR operation condition, 700000 h at 550℃, because the aspect ratio and chemical compositions of VX particles do not change much with aging. MX strengthening with Nb, and with both Nb and V, on the other hand, seems to be unstable, because the number density of MX particles decreases with aging. Z-phase is found to be stable and fine as other MX particles, suggesting that it may contribute to the dispersion strengthening as well as MX in the FBR conditions.
- 2008-03-01
著者
-
若井 隆純
日本原子力研究開発機構炉心・構造材料グループ
-
浅山 泰
日本原子力研究開発機構炉心・構造材料グループ
-
加藤 章一
日本原子力研究開発機構大洗研究開発センター技術開発部液体金属試験技術課
-
浅山 泰
日本原子力研究開発機構
-
安藤 勝訓
日本原子力研究開発機構次世代原子力システム研究開発部門fbr要素技術ユニット構造信頼性グループ
-
若井 隆純
日本原子力研究開発機構
-
鬼澤 高志
日本原子力研究開発機構次世代原子力システム研究開発部門FBR要素技術ユニット炉心・構造材料グループ
-
安藤 勝訓
日本原子力研究開発機構
関連論文
- 9Cr–W–Mo–V–Nb鋼の長時間クリープ特性に及ぼす熱処理の影響
- V添加10Crフェライト鋼におけるラス境界析出物の3D電子線トモグラフィー観察
- 9Cr–W–Mo–V–Nb鋼の高温引張および衝撃特性に及ぼす熱処理の影響
- 異常高温時におけるSUS304のクリープ強度評価
- 高速炉構造用SUS316のクリープおよび疲労強度特性に及ぼすナトリウム環境の影響
- 高速増殖炉用308系溶接金属の高温強度特性に対する化学成分と溶接条件の最適化の検討(平成4年度春季全国大会論文発表講演討論記録)
- 高速増殖炉用308系溶接金属の高温強度特性に対する化学成分と溶接条件の最適化の検討(平成4年度春季全国大会論文発表講演論文)
- SUS304溶接継手の550℃におけるクリープ疲労強度とそのひずみ集中による検討
- 発電用新型炉の高温構造設計手法と3次元免震技術の開発
- 材質劣化を考慮したモデルによるステンレス鋼溶接部の長時間クリープ疲労強度評価(高温強度)
- 523 熱サイクルを受ける原子炉容器モデルの疲労損傷解析(OS3(1) 疲労特性に及ぼす表面処理および環境の影響)
- ハイブリッド熱化学法水素製造プラント用構造材料の腐食試験
- 512 高速炉構造設計に用いる標準的12Cr鋼材料物性値の検討(耐熱鋼・合金-I,高温材料の各種特性を解明する実験,シミュレーション,解析,オーガナイスドセッション2,第53期学術講演会)
- 316FR溶接継手強度評価法の開発
- ステンレス鋼溶接金属の熱・負荷履歴によるミクロ組織変化(高温強度)
- MX強化元素の最適化による高速炉用高Cr鋼開発-1- : 高Cr鋼の機械的性質に及ぼすV, Nbの影響
- 高クロム鋼におけるMX析出強化の長時間安定性・有効性の検討(相変態・材料組織)
- 高Crフェライト系耐熱鋼の開発--高速増殖炉の実用化に向けて
- W0301(2) システム化規格の考え方と国内外における検討状況([W0301]機械構造物の安全裕度の問題点,ワークショップ)
- 局所的破壊解析法を用いた熱疲労解析によるき裂進展挙動評価
- 1442 熱サイクルを受ける環状き裂の局所的破壊解析(S15-4 強度評価法,S15 熱応力,応力特異性と強度評価)
- 020 高速炉機器設計のための非弾性解析に基づく評価手法の開発 : (4)高速炉機器設計への試適用(GS3-1 一般セッション)
- OS1310 ナトリウム冷却高速炉配管のLBB評価法に関する検討(その1)き裂開口変位の定式化(高クロム鋼の高温強度と寿命評価,オーガナイズドセッション)
- 404 LRFD法に基づくシステム化規格概念の具体化検討(OS4-2 LRFD法の展開)
- OS0303 信頼性ベースの構造設計基準の開発第2報 : 複合破損モードに対する信頼性評価(機械構造物の設計・維持への荷重・耐力係数法の適用)
- OS0302 信頼性ベースの構造設計基準の開発第1報 : 信頼性評価のための材料データ(機械構造物の設計・維持への荷重・耐力係数法の適用)
- 高速炉構造用SUS316の高温高サイクル疲労特性
- 618 9Cr鋼のクリープ特性に及ぼす合金元素の影響(クリープ特性・クリープ損傷評価I,高温環境下における材料の変形・損傷・破壊,オーガナイスドセッション2)
- 熱疲労破壊の新展開 4.流体温度ゆらぎによる高サイクル熱疲労
- 原子炉容器モデルの熱疲労亀裂進展シミュレーション
- 高クロム鋼の長時間材料特性に及ぼす微量タングステン添加量の影響