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熊谷 正芳*; 秋田 貢一*; 黒田 雅利*; Harjo, S.
Materials Science & Engineering A, 820, p.141582_1 - 141582_9, 2021/07
被引用回数：9 パーセンタイル：62.81(Nanoscience & Nanotechnology)In situ neutron diffraction during 250 cycles of plastic deformation was performed and the diffraction line profile analysis was performed to qualitatively evaluate the change in the microstructure of austenitic stainless steel during the cyclic deformation. The dislocation density increased with increasing number of cycles until 50 cycles but thereafter decreased. The cycle number corresponding to this maximum point differed depending on whether it was evaluated as the total dislocation density or was deconvoluted into edge and screw dislocation densities. At the initial state, edge dislocations were predominant; however, screw dislocations greatly increased at the first stage of cyclic loading. Afterwards, edge dislocations formed cell walls and screw dislocations annihilated.
宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11
被引用回数：6 パーセンタイル：45.86(Engineering, Multidisciplinary)地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。
西 宏
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1567 - 1570, 2004/08
被引用回数：9 パーセンタイル：52.68(Materials Science, Multidisciplinary)先に行ったステンレス鋼とアルミナ分散強化銅接合継手の低サイクル疲労試験の破壊点と疲労寿命について検討するため、弾塑性有限要素解析を用いて継手に引張変形及び繰返し変形を負荷したときの変形挙動を明らかにし、低サイクル疲労試験結果と比較した。その結果、次の結論を得た。(1)ステンレス鋼と分散強化銅の組合せは若干であるが応力特異性を有し、塑性域では弾性域に比べ特異性は減少するが、界面にひずみ集中が起こる。(2)解析より疲労試験片にはひずみ集中が起こり、ひずみ範囲が小さい時は界面近傍のアルミナ分散強化銅にひずみが集中し、ひずみ範囲が大きい場合は界面より離れたアルミナ分散強化銅側にひずみが集中する。(3)解析による接合継手の破壊点,疲労寿命は実験結果と一致し、接合継手の破壊点,疲労寿命は母材の疲労寿命から推定可能である。
金子 哲治; 塚谷 一郎; 木内 清
JAERI-Tech 2004-035, 18 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-035.pdf:0.81MB
低減速軽水炉用燃料は、高転換比と高燃焼度化を同時に達成するために、MOX燃料とUO
ブランケットの各ペレット燃料域の積層構造を有している。当該燃料棒は、現用ABWR燃料と比較して、長手方向における不均一な線出力密度分布に伴う熱応力が加わることが特徴である。そのためMOX燃料とUOブランケットに起因した異なる温度分布を持った被覆管の局所的変形挙動の評価が最も重要となる。そのような力学的特性評価試験法として、短尺の被覆管試験片を用いて、実用条件で想定される当該燃料棒の一段の積層部における2軸応力下での熱疲労挙動が再現できる力学的特性評価試験装置を設計した。本装置は、温度分布制御用加熱部,軸方向疲労要素負荷用低サイクル疲労制御部及び内圧疲労要素用の内圧負荷部から構成され、局所的な変形挙動が高精度で測定できる。また、本装置により、炉の起動停止や制御等の運転モードが関係した負荷変動,燃料棒の拘束条件,燃焼度に伴うFP内圧変化の試験を行うことが可能である。
石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1183 - 1186, 1998/00
被引用回数：40 パーセンタイル：92.83(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料の候補材料となっている低放射化フェライト鋼(F82H)の疲労特性に及ぼす試験温度及び引張側保持の影響を評価するため、試験温度が室温~650
C、制御ひずみ範囲が0.4~2.0%の試験条件で、保持無し及び引張側保持の高温低サイクル疲労試験を実施した。その結果、次のような知見を得た。(1)試験温度や制御ひずみ範囲の増大に伴い疲労寿命は減少した。(2)制御ひずみ範囲が0.5%の試験では、繰り返し疲労試験中の引張側最大荷重の減少に及ぼす試験温度の影響が顕著に現れた。(3)600Cにおける引張側保持試験では、保持無しの試験に比べて寿命が低下すると共に引張側最大荷重の減少が著しくなり、この試料の組織観察では、炭化物の粗大化とラーベス相の析出が確認できた。
飯田 國廣*; 柴田 勝之; 植田 脩三; 小林 英男*; 樋口 洵*; 高允 宝*; 片田 康行*; 深倉 寿一*; 笠井 憲一*; 仲尾 元六*; et al.
JAERI-M 91-224, 88 Pages, 1992/01
本報告書は、原研が構造機器の疲労寿命評価に関連した委託研究および構造材料の経年変化に関連した委託研究において取得した成果のうち、原子力材料の低サイクル疲労試験結果をデータ集として取りまとめたものである。掲載したデータは、原研が委託調査により開発した疲労データベースFADALを検索して、表形式および
-Nf線図として記載した。
森下 正樹; 大谷 章仁*
no journal, ,
日本機械学会コードケースN-CC-008は、非弾性応答時刻歴解析とひずみ基準による配管耐震設計のための設計ルールを定めている。コードケースは疲労損傷評価において、サイクルカウントにレインフロー法を用いている。一方、ASME Code Section VIII, Division 2には"The Rainflow cycle counting method is recommended but not applicable for non-proportional loading"と記載されている。そこで、われわれは地震加振による配管のひずみが比例か非比例かを検証した。解析には伊藤らにより提案されたIS法を用いた。解析の結果、地震動によって配管系に生じる多軸ひずみは、ほぼ比例することが示された。この結果に基づき、われわれはRainflowサイクルカウント法が配管の地震時疲労評価に十分適用可能であると結論づけた。本論文では地震荷重による配管のひずみが比例するという結論を支持するために、振動モードとひずみ成分の関係の観点からもいくつかの考察を行った。
