電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)
報告書データベース 詳細情報
報告書番号
Q08022
タイトル(和文)
高温純水中におけるオーステナイト系ステンレス鋼のSCC 感受性に及ぼす結晶粒径の影響
タイトル(英文)
Effect of grain size on stress corrosion cracking of austenitic stainless steel in high temperature water.
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
低炭素ステンレス鋼の高温水中におけるSCC感受性に及ぼす結晶粒径の影響を検討した。異なる結晶粒径の低炭素316ステンレス鋼について、温度288℃で溶存酸素濃度8ppmの高温水中にてCBB試験を実施した。さらに、歪み分布とSCC感受性の関係を明らかにするため、試験片表面に対してEBSP測定を実施した。得られた結果は次の通りである。(1)結晶粒径が小さい場合、試験片表面におけるき裂数密度および最大き裂長さが低くなる傾向を示した。このことから、結晶粒径が小さいとSCC感受性が低下することが明らかになった。
(2)冷間加工によるひずみが結晶粒界に集中する傾向が認められた。結晶粒中の平均ひずみが大きな結晶粒の粒界近傍におけるひずみは、結晶粒中の平均ひずみが小さな結晶粒の粒界近傍のひずみよりも、大きかった。また、結晶粒径が大きな試験片では、結晶粒径の小さな場合より、結晶粒径近傍のひずみ集中が大きかった。
このことから、粒界近傍のひずみ集中によって生じる局所的な応力がSCC感受性に高める可能性が示唆された。
概要 (英文)
The effect of grain size on SCC susceptibility of low carbon stainless steels was investigated in high temperature water. SCC test was carried out on type 316 low carbon stainless steel with a variation of grain size by creviced bend beam (CBB) method in high temperature water of 561 K containing 8ppm dissolved oxygen (DO). Electron backscattering pattern (EBSP) measurements on sample surfaces were carried out to clarify the relationship between the distribution of plastic strain and SCC susceptibility.
The results obtained are as follows; (1) SCC number density and maximum crack lengths were increased with increase in grain size. Therefore, materials having large grains were more susceptible to SCC in comparison with small grain samples. (2) Plastic strain caused by cold rolling was concentrated to the vicinity of grain boundary. The number of grain with high average misorientation was large in case of small grain samples. However, the level of localized misorientation near the boundary of the grain was high in the sample with large grain size. These results indicate that localized high stress caused by strain concentration near grain boundary has an accelerating effect on SCC initiation.
報告書年度
2008
発行年月
2009/06
報告者
担当 | 氏名 | 所属 |
---|---|---|
主 |
加古 謙司 |
材料科学研究所 原子力材料領域 |
共 |
宮原 勇一 |
材料科学研究所 原子力材料領域 |
共 |
新井 拓 |
材料科学研究所 原子力材料領域 |
共 |
黛 正己 |
材料科学研究所 原子力材料領域 |
キーワード
和文 | 英文 |
---|---|
沸騰水型原子炉 | Boiling water reactor |
低炭素ステンレス鋼 | Low carbon stainless steel |
応力腐食割れ | Stress corrosion cracking |
結晶粒径 | Grain size |
塑性ひずみ | Plastic strain |