Grain Boundary Phosphorus Segregation in Thermally Aged Low Alloy Steels
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
Intergranular embrittlement due to grain boundary segregation of phosphorus is recognized as one of the potential degradation factors in irradiated reactor low alloy steels at high neutron fluence. In this study, low alloy steels thermally aged at 400–500°C were investigated to evaluate the correlation between phosphorus segregation and intergranular embrittlement. Phosphorus segregation determined using Auger electron spectroscopy increased after thermal aging above 450°C and was in good agreement with the calculated value based on McLean’s model. No influence of thermal aging on tensile properties or hardness was observed. The ductile brittle transition temperature determined using a one-third size Charpy impact test increased at a P/Fe peak ratio of 0.14. These results indicated that there is a threshold level of phosphorus segregation for non-hardening embrittlement. The ductile to brittle transition temperature (DBTT) increased with the proportion of intergranular fracture, so this result shows that there is a relationship between DBTT and the proportion of intergranular fracture. The fracture stress decreases due to non-hardening embrittlement on the thermally aged material with high proportion of intergranular fracture.
- 社団法人 日本原子力学会の論文
- 2006-07-25
著者
-
笠田 竜太
京都大学エネルギー理工学研究所
-
FUKUYA Koji
Institute of Nuclear Safety System, Inc.
-
木村 晃彦
京都大学エネルギー理工学研究所
-
Kasada Ryuta
Institute of Advanced Energy, Kyoto University
-
Kimura Akihiko
Institute of Advanced Energy, Kyoto University
-
福谷 耕司
株式会社原子力安全システム研究所技術システム研究所
-
Fukuya Koji
Institute Of Nuclear Safety System
-
Fukuya Koji
Institute Of Nuclear Technology Institute Of Nuclear Safety System Incorporated
-
FUJII Katsuhiko
Institute of Nuclear Safety System
-
Kasada Ryuta
Institute Of Advanced Energy Kyoto University
-
NAKATA Hayato
Institute of Nuclear Technology, Institute of Nuclear Safety System Incorporated
-
Kimura Akihiko
Institute Of Advanced Energy Kyoto University
-
中田 早人
近畿大 原子力研
関連論文
- Corrosion Behavior of Stainless Steels in Simulated PWR Primary Water : Effect of Chromium Content in Alloys and Dissolved Hydrogen
- 4.4.2 SiCと液体ブランケットの共存性問題(4.4 液体金属鉛リチウム中の共存性について(構造材料と機能性材料),4.共存性研究の最前線,核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性)
- 液体金属鉛リチウム中の共存性について(構造材料と機能性材料) SiCと液体ブランケットの共存性問題 (小特集 核融合炉ブランケット燃料増殖材・冷却材中の材料の共存性) -- (共存性研究の最前線)
- Angular Distribution of Slip Steps by Three-Dimensional Polycrystalline Model for Stainless Steel
- 高速炉燃料被覆管材料「スーパーODS鋼」--高Crフェライト系酸化物分散鋼の開発研究
- 施設共用によるエネルギー材料のイノベーション創出に向けた取り組み
- 微小試験片を用いた破壊靭性評価法に関する解析的考察 : マスターカーブ法の活用
- Characterization of Mechanically Alloyed Powders for High-Cr Oxide Dispersion Strengthened Ferritic Steel
- High Burnup Fuel Cladding Materials R&D for Advanced Nuclear Systems : Nano-sized oxide dispersion strengthening steels
- 加圧水型原子力発電所2次系流れ加速型腐食に及ぼすエタノールアミン注入の影響
- Effects of aluminum on the corrosion behavior of 16% Cr ODS ferritic steels in a nitric acid solution
- 2. テストセル系の開発(国際核融合材料照射施設(IFMIF)の設計と開発の現状)
- T0301-1-1 マイクロ試験による粒界強度評価手法の開発(マイクロ・ナノ構造体の強度・力学特性)
- 2028 3次元多結晶モデルによる照射誘起応力腐食割れ発生駆動力の評価(J01-1 材料や構造の破壊/損傷/マルチスケール解析(1),J01 材料や構造の破壊/損傷/マルチスケール解析)
- イオン照射した原子炉容器鋼の照射組織変化のTEM & 3DAP観察
- 原子炉圧力容器鋼の照射効果
- イオン照射した原子炉容器鋼中のマトリックス損傷の性質
- 照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の機構研究の現状 (特集 より高い信頼性を求めた原子炉材料の最近の研究動向)
- 加圧水型原子炉1次冷却材環境における600合金表面での酸化機構のTEMによる直接評価
- 熱時効による低合金鋼中におけるリンの粒界偏析
- PWR原子炉容器内の放射線場評価
- Fe-Cuモデル合金における照射硬化への損傷速度の影響 (「原子炉圧力容器材料の照射脆化機構」研究会報告)
- 中性子照射による原子炉容器鋼のミクロ組織変化 (「原子炉圧力容器材料の照射脆化機構」研究会報告)
- Effects of Aluminum on the Corrosion Behavior of 16%Cr ODS Ferritic Steels in a Nitric Acid Solution
- 流れ加速型腐食に及ぼすエタノールアミン注入の効果 (第274回[日本材料学会 腐食防食部門委員会]例会 高温水による炭素鋼の流れ加速型腐食)
- 複雑な材料劣化現象の解明にチャレンジする : IASCCのメカニズム
- BWR炉心シュラウド等の応力腐食割れに係わる最近の研究動向
- 28aB06 低放射化フェライト鋼の核融合模擬環境下における材料挙動評価(プラズマ壁相互作用・材料)
- Evolution of Microstructure and Microchemistry in Cold-worked 316 Stainless Steels under PWR Irradiation
- 株式会社原子力安全システム研究所
- 25pA17p 低放射化マルテンサイト鋼の耐照射性(プラズマ基礎/炉材料)
- IASCC Initiation in Highly Irradiated Stainless Steels under Uniaxial Constant Load Conditions
- Effects of Dissolved Hydrogen and Strain Rate on IASCC Behavior in Highly Irradiated Stainless Steels
- Deformation Structure in Highly Irradiated Stainless Steels
- Separation of Microstructural and Microchemical Effects in Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking using Post-irradiation Annealing
- IASCC Susceptibility and Slow Tensile Properties of Highly-irradiated 316 Stainless Steels
- Role of Radiation-Induced Grain Boundary Segregation in Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking
- Effects of Zr Addition on the Microstructure of 14%Cr4%Al ODS Ferritic Steels
- 微視的な塑性ひずみ分布と結晶方位差の関係
- 粒界強度測定のためのFIB装置内引張試験法の開発
- イオン照射したステンレス鋼の超微小硬さ試験における結晶方位依存性と圧痕下の組織
- 低合金鋼の照射硬化とミクロ組織変化への個別元素の影響
- イオン照射したステンレス鋼におけるすべりと損傷組織の相互作用
- イオン照射された低合金鋼のミクロ組織変化(2)
- 高照射ステンレス鋼の衝撃破壊特性
- 照射ステンレス鋼のIASCCき裂先端分析
- 熱時効処理による低合金鋼中におけるリンの粒界偏析挙動
- イオン照射したステンレス鋼の変形挙動
- PWRにおいて73dpaまで照射されたステンレス鋼のIASCC特性と機械的特性
- 中性子照射されたステンレス鋼の転位ループ形成および照射誘起偏析の理論モデル
- 中性子照射されたステンレス鋼の変形挙動
- イオン照射された低合金鋼のミクロ組織変化
- 中性子照射に伴う低合金鋼のミクロ組織変化の初期過程
- 中性子照射されたSUS316のミクロ組織変化
- 応力腐食割れき裂先端のミクロ組織
- 電子照射による低合金鋼のミクロ組織変化
- 照射後焼鈍による照射ステンレス鋼の材料特性変化とIASCC感受性の関係
- 600合金の応力腐食割れき裂先端部および表面酸化膜のミクロ組織観察と分析
- 照射誘起応力腐食割れに対する材料特性変化の影響
- 構造材料--低放射化フェライト鋼 (特集 核融合炉材料研究の最新の現状と課題)
- 3 IFMIFで何が出来るか-材料試験 : 構造材料(シンポジウムV : ブランケット材料開発におけるIFMIFの役割)
- 5 照射効果を取り入れた構造材料開発(シンポジウムI : JUPITER計画による材料核融合R&D研究の成果と今後の展望)
- 低放射化フェライト鋼データベースの現状と課題 (小特集 原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- 低放射化フェライト鋼における核融合中性子照射効果 (小特集 原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- A Multicomponent Model of Radiation-induced Segregation for Commercial Stainless Steels
- Grain Boundary Phosphorus Segregation in Thermally Aged Low Alloy Steels
- Precipitation Behavior of Irradiated Reduced-Activation Ferritic Steels
- Characterization of Mechanically Alloyed Powders for High-Cr Oxide Dispersion Strengthened Ferritic Steel
- Calculation of Gamma Induced Displacement Cross-sections of Iron Considering Positron Contribution and Using Standard Damage Model
- Application of Small Punch Test to Evaluate Sigma-Phase Embrittlement of Pressure Vessel Cladding Material
- Effects of Aluminum on the Corrosion Behavior of 16% Cr ODS Ferritic Steels in a Nitric Acid Solution
- 4.低放射化フェライト鋼接合技術の現状と課題(原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- 5.低放射化フェライト鋼における核融合中性子照射効果(原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- 6.低放射化フェライト鋼データベースの現状と課題(原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- 1.はじめに(原型炉実現に向けた低放射化フェライト鋼研究開発の進展)
- Factors Controlling Irradiation Hardening of Iron-Copper Model Alloy
- Development of Micro Tensile Testing Method in an FIB System for Evaluating Grain Boundary Strength
- IASCCの発生に及ぼす結晶粒径の影響検討--照射ステンレス鋼の局所変形に及ぼす結晶粒径の影響
- ナノスケール酸化物分散強化鋼における延性保持機能発現機構の解明
- 第11回原子力システム材料における環境脆化(軽水炉)国際会議
- 2.核分裂中性子による材料照射研究(核融合材料照射研究の新しい展開)
- 軽水炉圧力容器鋼溶接部の照射脆化挙動評価技術
- 軽水炉用ステンレス鋼
- イオン照射下引張応力ステージの開発と照射脆化に及ぼす応力影響の研究
- IASCC発生に対する溶存水素の影響
- 1501 マイクロ試験によるFe-Sn合金の粒界強度評価(OS15-1 ナノ・マイクロの視点からの変形と破壊の力学)
- 材料が支える原子力システムより高い信頼性のために : 第4回 低合金鋼
- PWR 1次冷却材模擬環境中の316ステンレス鋼に生成した皮膜性状に及ぼすほう酸および水酸化リチウムの影響
- PWR 1次冷却材模擬環境中のほう酸および水酸化リチウムがステンレス鋼の粒界型応力腐食割れに及ぼす影響
- Work Hardening, Sensitization, and Potential Effects on the Susceptibility to Crack Initiation of 316L Stainless Steel in BWR Environment
- 先進原子力材料の開発と展望
- 2相ステンレス鋼の照射効果
- PWR一次系模擬水中で形成した照射ステンレス鋼の酸化皮膜分析
- PREFACE
- Effects of Nickel Addition on Microstructural Evolution and Mechanical Properties of Reduced Activation Martensitic Steels Irradiated in the ATR-A1
- 若手による核融合炉実用化に向けた技術成熟度評価(研究最前線)
- Grain Boundary Phosphorus Segregation in Thermally Aged Low Alloy Steels
- 4.2 接合・被覆システムの健全性(4.照射複合効果に関する研究,日米科学技術協力事業TITANプロジェクト)
- 構造的に正しいLEGO版ITERをめざして(会員の声)
- 若手による核融合炉実用化に向けた技術成熟度評価