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J-GLOBAL ID：201902239723968874   整理番号：19A2853368

450-750°Cの温度範囲にわたるSA508 GR3鋼の変形機構に基づく真応力クリープモデル【JST・京大機械翻訳】

Deformation mechanism-based true-stress creep model for SA508 Gr.3 steel over the temperature range of 450-750 °C

著者 (12件)： Lu Chuanyang (Institute of Process Equipment and Control Engineering, Zhejiang University of Technology, Hangzhou, 310014, PR China) ,  Lu Chuanyang (Department of Mechanical and Aerospace Engineering, Carleton University, Ottawa, ON, Canada, K1S 5B6) ,  Wu Xijia (Structures and Materials Performance Laboratory, Institute for Aerospace Research, National Research Council Canada, Ottawa, ON, Canada, K1A 0R6) ,  He Yanming (Institute of Process Equipment and Control Engineering, Zhejiang University of Technology, Hangzhou, 310014, PR China) ,  He Yanming (Engineering Research Center of Process Equipment and Remanufacturing, Ministry of Education, China) ,  Gao Zengliang (Institute of Process Equipment and Control Engineering, Zhejiang University of Technology, Hangzhou, 310014, PR China) ,  Gao Zengliang (Engineering Research Center of Process Equipment and Remanufacturing, Ministry of Education, China) ,  Liu Rong (Department of Mechanical and Aerospace Engineering, Carleton University, Ottawa, ON, Canada, K1S 5B6) ,  Chen Ze (Institute of Process Equipment and Control Engineering, Zhejiang University of Technology, Hangzhou, 310014, PR China) ,  Zheng Wenjian (Institute of Process Equipment and Control Engineering, Zhejiang University of Technology, Hangzhou, 310014, PR China) ,  Yang Jianguo (Institute of Process Equipment and Control Engineering, Zhejiang University of Technology, Hangzhou, 310014, PR China) ,  Yang Jianguo (Engineering Research Center of Process Equipment and Remanufacturing, Ministry of Education, China)
資料名： Journal of Nuclear Materials  (Journal of Nuclear Materials)
巻： 526  ページ： Null  発行年： 2019年 
JST資料番号： D0148A  ISSN： 0022-3115  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 典型的な原子炉圧力容器材料,SA508 Gr.3鋼のクリープ挙動と機構に及ぼす応力と温度の影響を,450~750°Cの温度範囲と10~400MPaの応力範囲で調べた。原子炉故障防止のためのクリープ寿命予測の重要性のために,3つのクリープモデルを評価した。すなわち,Orr-Sherby-Dorn(OSD)およびLarson-Miller(LM)パラメータ法,および変形機構ベースの信頼応力(DMTS)モデルである。OSDモデルは単一活性化エネルギーQと応力指数nを用い,これは実験と予測した時間-歪(3%と5%)データ間の大きな不一致を示し,450~750°Cの温度範囲で0.33以下の決定係数(R~2)を示した。OSD法とLM法の両方は,650~750°Cの狭い温度範囲にわたって,R~2~0.84の時間-破壊を相関させるのに有効である。一方,DMTSクリープモデルは,粒界すべり(GBS),粒内転位上昇(IDC)および転位すべり(IDG)によって支配されるように,3つの正規化応力領域におけるクリープ挙動を特徴付ける。SA508Gr.3鋼の微細構造特性とクリープ損傷機構も,走査/透過型電子顕微鏡を用いて調べ,上述のクリープ変形機構の優位性を確認した。DMTSモデルは,歪-時間曲線,最小クリープ速度(MCR)および時間-歪/破断の完全に一貫した記述を提供した。それらはすべて実験的観察と良く一致し,特にR2~0.94,0.995,および0.79が3%の歪,5%の歪までの時間,および破断までの時間に対して,それぞれR~2~0.94,0.995,および0.79であった。これらの解析は,DMTSモデルが容器内保持のためのSA508 Gr.3鋼のクリープ特性の評価に有効なツールであることを実証した。Copyright 2019 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 微細構造 ,  活性化エネルギー ,  原子炉 ,  *クリープ ,  クリープ強さ ,  電子顕微鏡観察 ,  クリープ損傷 ,  クリープ速度 ,  *鋼 ,  走査 ,  応力指数 ,  破断 ,  正規化 ,  原子炉容器 ,  透過型電子顕微鏡 ,  粒界滑り

著者キーワード (5件)： 原子炉圧力容器 ,  容器内保持 ,  SA508 GR3鋼 ,  クリープ変形機構 ,  クリープモデル

分類 (1件)： 原子炉の構成要素と原子炉材料一般  (MD04010I)

タイトルに関連する用語 (3件)： 温度範囲 ,  真応力 ,  クリープモデル