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高見澤 悠; 西山 裕孝; 平野 隆*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
原子炉圧力容器(RPV)は中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度(DBTT)に基づき中性子照射による材料劣化を予測した上で構造健全性評価が行われている。シャルピー衝撃試験で得られるDBTTには試験に依存した様々な不確かさが含まれる。本研究では、原子力機構がこれまでに取得したRPV鋼の未照射材・中性子照射材データを用いて、ベイズ統計に基づく解析モデルを構築し、試験片の採取位置のばらつき、試験片の数、試験温度を考慮した上でDBTTの不確かさを評価可能な手法を整備した。上記の手法を用いて国内RPV鋼に対する評価を行い、試験数や試験温度がDBTTの不確かさに及ぼす影響を定量的に明らかにした。
大岡 紀一*; 石井 敏満
非破壊検査, 52(5), p.235 - 239, 2003/05
国内の原子力発電プラントの使用期間延長が計画されている中で、長期間運転に伴う原子炉圧力容器の照射脆化の予測や評価に資する新たな手法の開発への取り組みが盛んに行われている。本稿は、原子炉圧力容器の供用期間中の健全性を評価するための現行の監視試験法について、また、運転期間の延長に伴う監視試験片数の不足への対応として、試験を終了した照射後試験片の一部を利用して新たな照射試験片を製作するための「監視試験片の再生技術」などの技術開発及び原子炉圧力容器の照射脆化を非破壊的に評価するための技術開発について紹介したものである。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
Effects of Radiation on Materials: 20th International Symposium (ASTM STP 1405), p.79 - 96, 2001/07
原子炉圧力容器の健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる遷移温度シフトが破壊靱性のシフトと等しいと仮定して、照射後の破壊靱性を評価している。そこで本研究では、予き裂シャルピー破壊靱性(PCCy)試験片を用いて求めた破壊磁性シフトとシャルピー遷移温度シフトとの比較を行った。4種類の国産圧力容器用ASTM A533B-1鋼を用い、中性子照射試験はJMTRにおいて、最高13
10
(n/cm
,E
1MeV)まで実施した。また、照射後焼鈍による脆化の回復挙動についても、双方のシフトを比較した。焼鈍条件は、350
及び450で100時間である。破壊靱性シフトは、最弱リンク理論に基づくマスターカーブ法を適用して求めた。ばらつきは大きいものの、破壊靱性遷移温度のシフトは、シャルピー試験から求まる遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。
西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 中村 照美*; 貝原 正一郎*; 吉田 和夫*; 佐藤 彰*
JAERI-Tech 98-041, 30 Pages, 1998/10
本報告書は平成7,8年度に実施した照射試験片の再生技術の開発に関する原研・IHI共同研究の成果をまとめたものである。当該年度は、表面活性化接合法の高度化を図るために、接合面形状の変更を行い、接合制御パラメータとしてトルクを導入した。また、接合した試験片の非破壊検査、接合中の試験片の温度測定等を行うとともに、接合がシャルピー衝撃試験結果に与える影響等について詳細に検討した。さらに、中性子照射を受けても接合部の健全性が確保できることを示した。
中村 照美*; 貝原 正一郎*; 吉田 和夫*; 佐藤 彰*; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀
石川島播磨技報, 36(2), p.91 - 97, 1996/03
試験済みの原子炉圧力容器監視片(シャルピー衝撃試験片)の未変形部分を利用し、シャルピー衝撃試験片を再生する方法として、材料を溶融させずに低温で接合可能な表面活性化接合法の適用を検討した。その結果、本手法が他の溶接による接合法と比較して、接合中の温度上昇や熱影響部幅を抑えるという試験片再生技術に求められる要件において、より優れた試験片再生手法であることを確認した。また、本手法により接合した継手のシャルピー衝撃特性は母材と同等であった。
西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 柴田 勝之; 貝原 正一郎*; 中村 照美*; 佐藤 彰*; 吉田 和夫*
JAERI-Tech 96-003, 30 Pages, 1996/02
原子炉圧力容器用ASTM A533B-1鋼を用いて、表面活性化接合法によるシャルピー衝撃試験片再生法について、実際の試験片寸法、再生手順を模擬した接合試験を実施し、接合条件等を確立した。今年度は、超高真空接合装置を新たに整備し、熱影響部幅が接合界面から片側約1mmとなる接合条件を見いだした。また、実際のシャルピー試験片101055mmと同じ断面寸法を有する角型試験片と丸型試験片(
16mm)の接合では、角型試験片に変形防止用サポートを接着することにより、1010mmの全面で接合が得られた。さらに、接合面の形状を凹凸にすることにより、熱影響部幅を均一に、しかも狭くした接合が可能となった。一方、放射化材を取り扱える遠隔操作型接合装置の基本仕様について検討し、接合機構、装置寸法の制約等を示すとともに、基本性能を定めた。
西 宏; 山田 猛*; 荒木 俊光*
原子力工業, 42(9), p.18 - 21, 1996/00
固相拡散結合法は溶接性の悪い材料の接合に利用されつつある。また母材を溶融することなく接合できるため材質の変化を伴わず、さらに変形量が少ないため複雑な形状の接合に使われ始めている。原子力機器の製造における接合法としての固相拡散接合法は実績は少なく、現在のところ接合条件と継手性能の関係を基礎的に調べる研究の段階である。そこで固相拡散接合法の原子力分野への適用拡大を図るため、固相拡散接合法の接合機構、接合方法、適用事例と継手性能について説明した。特に最近の研究事例として、核融合炉ブランケットへの適用が考えられている、316ステンレス鋼同志の接合及びアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の異材継手の性能試験結果について述べ、その有用性を説明した。
中村 照美*; 西山 裕孝
原子力工業, 42(9), p.26 - 29, 1996/00
使用済みの原子炉圧力容器監視試験片(シャルピー衝撃試験片)の未変形部分を利用してシャルピー衝撃試験片を再生する方法として、熱影響が小さい接合を可能とする表面活性化接合法を適用した。その結果、本方法が他の一般的な溶接による接合法と比較して、照射脆化の回復防止のために接合時の温度上昇を抑えるという試験片再生の技術的な要件において、より優れた方法であることを確認した。また、接合によるシャルピー衝撃特性への影響についても検討した。
古平 恒夫; 石本 清
JAERI-M 5868, 29 Pages, 1974/10
軽水動力炉圧力容器の中性子照射脆化に対する構造安全性を確保するための一環として、圧力容器内に種々の試験片を装荷し、定期的に炉外に取出して試験を行なう、いわゆる、監視試験が実施されている。現在、監視試験に対する規程として、我国においては日本電気協会のJEAC 4201、米国においてはASTM E185があるが、後者は1973年に改訂が行なわれている。本報告は、JEAC 420とASTM E185の1966年および1973年の3者について、その差違、特徴等を比較検討し、その課題をまとめたものである。
高見澤 悠; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度(DBTT)の不確かさを考慮する必要がある。本研究では、原子力機構がこれまでに取得した原子炉圧力容器鋼の未照射材・中性子照射材データに対して、ベイズ統計を用いて試験片の採取位置のばらつき、試験片の数、試験温度がDBTTの標準偏差に及ぼす影響を評価した。その結果、試験片採取位置のばらつきのDBTTの標準偏差への影響は照射前後で変化しないこと等を明らかにした。
高見澤 悠; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器の健全性評価に用いられるシャルピー衝撃試験に関して、日米の様々な鋼種の未照射材と照射材の約1900件のデータセットを基にシャルピー吸収エネルギーの温度依存性をモデル化し、試験数の違い、試験温度条件の違いを考慮した上で延性脆性遷移温度の不確かさを評価可能な手法を整備した。整備した手法を用いた分析から、中性子照射によって延性脆性遷移温度の不確かさはほとんど変わらず、日米の材料間でも有意な違いがないことを明らかにした。
高見澤 悠; 西山 裕孝
no journal, ,
原子炉圧力容器の脆化評価に関して、シャルピー衝撃試験によって評価される延性脆性遷移温度の不確かさを分析するため、日米の様々な鋼種の未照射材と照射材の約1900件のデータセットを基にシャルピー吸収エネルギーの温度依存性をモデル化し、ベイズ統計を用いて試験数の違い、試験温度条件の違いを考慮可能な評価手法を整備した。整備した手法を用いた分析から、照射の有無、日米の材料の違い、鋼種の違いは延性脆性遷移温度の不確かさに影響しないものの、溶接熱影響部における延性脆性遷移温度の不確かさが母材や溶接金属に比べて有意に大きいことを定量的に明らかにした。
高見澤 悠
no journal, ,
原子炉圧力容器の健全性評価に用いられるシャルピー衝撃試験に関して、日米の原子炉圧力容器鋼の未照射材と照射材の約1900件のデータセットを基にシャルピー吸収エネルギーの温度依存性をモデル化し、試験数の違い、試験温度条件の違いに応じた延性脆性遷移温度の不確かさを評価可能な手法を整備した。整備した手法を用いて前述のデータを対象に延性脆性遷移温度の不確かさ評価を行い中性子照射によって延性脆性遷移温度の不確かさはほとんど変わらず、日米の材料間でも有意な違いがないことを明らかにした。
