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フエライト系ステンレス鋼の重照射効果

铁素体不锈钢的强辐照效应

基本信息

批准号：
60050053
负责人：
北島一徳
金额：
$ 9.6万
依托单位：
Kyushu University
依托单位国家：
日本
项目类别：
Grant-in-Aid for Fusion Research
财政年份：
1985
资助国家：
日本
起止时间：
1985 至无数据
项目状态：
已结题

项目摘要

1. 目的低スエリング低クリープ速度および低放射化等の諸性質によって第一壁候補材料とし有望視されているフェライト系ステンレス鋼につき、残された照射脆性の克服の可能性およびその限界を追求することを目的とし、照射による組織変化および組織と強度の相関を基本的に明らかにする立場から集中的研究を行った。本年は過去2年間の成果をも含め、核融合炉環境下の予測につき総括を行った。2. 成果 200KeV軽イオン同時入射可能なHVEM,二重ビームおよびその場観察可能な400KeV重イオン照射装置、100MeV重イオン加速器、4MeV二重ビーム照射装置が整備され、原子炉重照射にも途が拓かれ、重照射シミュレーションの手段は格段に充実した。またRTNS-【II】日米共同利用のほか、京大原子炉低温照射、各種低温電子線照射設備も照射欠陥の基礎的過程の追求に活用された。オーステナイトおよびフェライト系ステンレス鋼の高純度基モデル合金につき、電気低抗、陽電子消滅、およびHVEMその場観察により原子空孔および格子間原子の移動エネルギー等が明らかにされた。また不純物原子の転位、結晶粒界等への偏析挙動がサブサイズおよびオーバーサイズ原子の相違の立場から整理され、照射下析出挙動の基礎的機構が明らかにされた。さらにHVEMその場観察により上述の諸特性におよぼすヘリウムおよび水素原子の役割が明らかにされた。フェライト系ステンレス鋼の低スエリング特性については上述の転位特性からバイアス係数の合金による減少が新しく指摘された。また照射脆化の機構については、比較的低温度では微小欠陥集合体による降状応力の上昇、より高温では粒界等での粗大析出物の形成に歸せられ、これらにおよぼす不純物原子の役割が上述偏析析出特性から整理され、脆化防止への指針が明らかにされた。なおまた粒界脆化、水素脆化、ヘリウム脆化についても同様の成果が得られた。

1. Objective low radiation, etc. Irradiate the tissue to improve the strength of the organization. The basic information is related to the focus of the research field. Over the past two years this year, the results have been reviewed, and the results will be reviewed in the environment of a nuclear fusion furnace. two。 As a result, the simultaneous incidence of 200KeV radiation may be HVEM, and the double radiation equipment may be HVEM, the 100MeV double radiation accelerator, the 4MeV double radiation irradiation device, the atomic furnace heavy irradiation path topology, and the heavy irradiation radiation equipment, and the recharge of the grid section. Solar RTNS- [II] Japan and rice jointly make use of the low temperature radiation in the atomic furnace of Peking University, and the exposure process of various low-temperature electronic line irradiation equipment to pursue the active use of the device. The equipment is very sensitive to the high temperature alloy, the low reactance of the electrical equipment, the elimination of the electrons, the monitoring of the atomic holes, the movement of the atoms in the lattice, and so on. In order to determine the location of the atom, the grain boundary and so on, the separation mechanism of the atomic phase is established, and the mechanism that precipitates the metal base under irradiation is known to be in place. In order to observe the characteristics of the above-mentioned properties, the water atom is used to cut the water atom. The number of alloys is lower than that of the above-mentioned position properties. The radiation embrittlement mechanism is sensitive to the temperature, the temperature is small, the assembly is low, the temperature is high, and the grain boundary is high. The coarse precipitates are formed, and the precipitates are separated by atomic force cutting. the above segregation characteristics are analyzed, and the brittleness is prevented. Grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement, water embrittlement, grain boundary embrittlement, water embrittlement and water embrittlement.