Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Fusion Engineering and Design, 58-59, p.869 - 873, 2001/11
被引用回数：2 パーセンタイル：19.6(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は2重壁構造を採用して2重壁内側からの溶接ができないため、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込み溶接継手について、継手や溶接金属の疲労試験より疲労特性を明らかにするとともに、有限要素法による継手部の弾塑性応力解析を行い、破壊力学的手法を用いた疲労寿命の予測を行った。得られた結論は以下の通りである。(1)不溶着部はき裂と同様な挙動を示し、溶接継手の疲労寿命の大部分はき裂伝播寿命であった。(2)継手の疲労き裂伝播速度はき裂発生時に加速する。これは不溶着部を切欠きと考えたときの切欠き効果と考えられる。(3)溶金のき裂伝播速度から破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を予測できる。(4)不溶着部の長さが短くても不溶着部は継手の疲労強度を大きく低下させる。
西 宏; 衛藤 基邦; 橘 勝美; 中平 昌隆
Transactions of 16th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-16) (CD-ROM), 8 Pages, 2001/08
ITERの真空容器は2重壁構造を採用し、不溶着部を有する構造となる。本研究では、ITERに採用予定の部分溶込みを有するT継手(外壁とリブ)と突き合わせ継手(外壁と外壁)について、継手や溶着金属の疲労試験を行い、疲労寿命や疲労き裂伝播速度を明らかにした。また有限要素解析を用いて両継手不溶着部の応力拡大係数範囲を計算し、継手と溶着金属の疲労き裂伝播速度を比較した。さらに破壊力学的手法を用いて継手の疲労寿命を計算し、不溶着部の長さが変化したときの疲労強度を予測した。その結果、以下のことがわかった。いずれの継手の不溶着部も先端が鋭くき裂と同様に挙動し、溶着金属部へ伝播する。したがって継手の疲労強度は不溶着部を持たない母材に比べ非常に低下する。また、継手と溶着金属の疲労き裂伝播速度は応力拡大係数範囲で整理でき両者は良く一致し、破壊力学的手法に基づい手計算した継手の疲労寿命は実験より得られた疲労寿命と良く一致する。さらに継手の不溶着部の長さが短く(1mm)なっても疲労強度は母材に比べ大きく低下する。
西 宏; 荒木 俊光*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.2), p.1234 - 1237, 2000/12
被引用回数：17 パーセンタイル：71.9(Materials Science, Multidisciplinary)ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅(DS Cu)とステンレス鋼の接合継手は熱応力や電磁力を受けるため、疲労強度の評価が重要である。そこで両材の直接拡散接合継手と金インサート拡散接合継手について低サイクル疲労試験を行い、次の結論を得た。(1)直接拡散接合継手では試験片は低ひずみ範囲で接合界面より破断し、疲労強度はDS Cuより低下する。これは界面にできた再結晶層や金属間化合物が原因である。(2)金インサート継手では界面破断はなくなり、直接接合継手に比べ疲労強度は大きく増加し、DS Cu母材の疲労強度が得られた。(3)ステンレス鋼とDS Cuの変形抵抗の大小関係はひずみ範囲により異なるため、疲労試験片のひずみ分布もひずみ範囲により異なる。このため試験片の破断箇所はひずみ分布に依存し、ひずみ範囲により異なる。
西 宏; 菊地 賢司
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.281 - 288, 1998/00
被引用回数：21 パーセンタイル：82.43(Materials Science, Multidisciplinary)ITERの第一壁部に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の接合について、ろう付接合を用いた時の強度を明らかにするため、銀ろうと組成の異なる3種類の金ろうを用い、接合面間隔と接合時間を変えて接合し、それらの継手について引張り、シャルピー衝撃、低サイクル疲労試験を行い、継手強度を明らかにした。その結果、接合強度に及ぼす接合面間隔、接合時間の影響は小さく、ろう材の種類の影響が大きかった。最も高い継手強度が得られたろう材は融点の低い金ろうで、引張強度は分散強化銅母材の強度が得られた。しかしシャルピー衝撃、低サイクル疲労強度は母材より低く、特に衝撃強度は母材の10%しかなかった。この原因は分散強化銅が接合中に溶融・凝固するため、分散していたアルミナが凝集するため、分散強化銅の強度が低下するためであることを明らかにした。
荒井 長利
Proc. of 12th Japan-Korea Seminar on Ceramics, 0, p.301 - 305, 1995/00
セラミックスの熱機械的特性、特に強度が気孔(潜在的な欠陥又は初期き裂と見なせる)と密接に関連するので、強度によって潜在欠陥を定量評価し材質を判定することができる。この観点から、本研究では、低サイクル強度データから疲労き裂進展解析によって初期欠陥サイズ(EIFS)を評価する方法の基本的解析手法の総合検討(き裂形状、き裂進展則及び破断条件)を行った。具体的には、PGX黒鉛の疲労データによって、EIFSの寸法範囲と統計的分布を評価した。今回の解析による知見は以下の通りである。a.実効的表面き裂としては、形状係数の変化を考慮する半楕円形又は半円モデルが適当である。b.計算モデル定数の値は、通常の破壊力学試験によって得られる値を用いるべきでない。c.計算値は数mmになる。これは実効的表面き裂が幾つもの気孔の連結体に相当することを意味する。
西 宏
JAERI-Research 94-031, 14 Pages, 1994/11
JAERI-Research-94-031.pdf:0.92MB
21/4Cr-1Mo鋼の高温低サイクル疲労試験をひずみ波形の影響を明らかにするため、真空中723Kで行った。ひずみ波形は高速-高速の対称三角波(F-F波)および低速-高速の非対称三角波(S-F波)で、高速波のひずみ速度は0.1%/s、低速波は0.001%/sを用いた。さらに走査型および透過型電子顕微鏡により疲労波面と組織変化を観察した。S-F波の低サイクル疲労寿命はF-F波に比べ低下する。SEM観察の結果、F-F波の疲労波面は粒内破壊で、ストライエーション状の模様が見られた。しかしS-F波ではMnS介在物を起点としたディンプルが観察された。S-F波ではこのディンプル形成によりき裂進展が加速されたと考えられる。疲労中の材料は軟化し、応力振幅は繰返しとともに低下した。TEM観察の結果、疲労により転位のセルサイズと炭化物の析出は増加し、これが疲労軟化の原因である。
西 宏; 荒木 俊光*
日本原子力学会誌, 36(12), p.1134 - 1136, 1994/00
被引用回数：1 パーセンタイル：26.96(Nuclear Science & Technology)アルミナ分散強化銅同士の拡散接合を種々の接合条件で行い、それら接合材について光学および走査型電子顕微鏡で接合界面を観察し、引張・シャルピー試験を行い、それの接合性を検討した。さらに接合性の優れている接合材を用いて、低サイクル疲労試験を行い、接合材の低サイクル疲労強度も検討した。結果は以下のとおりである。アルミナ分散強化銅同士の拡散接合性は良好であるが、接合界面に未接合によるボイドが観察された。このボイドは接合温度の上昇とともに減少した。接合材の引張強度はボイドが存在するにもかかわらず、母材の強度がほぼ得られた。しかし破断伸び、シャルピー吸収エネルギー、低サイクル疲労寿命は母材に比べ低下し、これは界面部のボイドが起因していると考えられる。
古川 智弘; 小峰 龍司; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC TN9410 93-042, 56 Pages, 1993/02
現在、FBR大型炉一体貫流型蒸気発生器に適用が予定されているMOD.9CR-1MO 鋼について、基本材料特性を把握するために大気中高温低サイクル疲労試験を実施した。試験は、製品形状の異なる3鋼種(伝熱管相当板12MMT 、鋼板25MMT 、鍛鋼品250MMT) について、試験温度(0
650 ) 、ひずみ範囲(0.41.2 %) 、試験片採取位置および方向をパラメータにした。得られた試験結果は、以下の通りである。1)MOD.9CR-1MO 鋼は、「もんじゅ」SGに適用された2.25CR-1MO鋼と同様、初期時に若干応力が増大するが繰り返しに伴い応力が低下する傾向が認められ、いわゆる繰り返し軟化挙動を示した。2)低サイクル領域での疲労強度は、現行暫定基準が採用されている「もんじゅ」材料強度基準の2.25CR-1MO鋼の最適疲労線図より、十分に優れた強度を有しており、SUS304に匹敵するものであった。また、同じ9CR系鋼である9CR2MO鋼、低C-9CR-1MO-NB-V鋼と比較しても、低ひずみ領域で優れた疲労強度を有していることがわかった。3)鍛鋼品の寿命にばらつきが発生した。採取位置および採取方向の影響の有無を調べた結果、明瞭な特性の差異は認められず、バラツキの範囲として整理できるものであった。以上、本試験によりMOD.9CR-1MO 鋼の鋼板および鍛鋼品の大気中疲労特性を把握することができた。これらのデータは、平成4年度の暫定的な設計疲労線図の改定および強度評価手法の高度化に反映された。
二川 正敏; 菊地 賢司; 武藤 康; 柴田 碧*
J. Eur. Ceram. Soc., 11, p.417 - 424, 1993/00
被引用回数：4 パーセンタイル：43.77(Materials Science, Ceramics)HTRに用いられる構造用黒鉛材の衝撃・疲労強度及び衝撃強度について明らかにしておくことは、耐震設計上重要である。そこで、原子炉構造用黒鉛IG-11及びPGXについて衝撃曲げ強度及び衝撃曲げ疲労試験を実施し、準静的荷重負荷時との比較を行った。また、衝撃エネルギーと発生荷重、応力の関係について検討するために、Hertzの接触理論を考慮した梁モデルによる衝撃応答解析を実施した。主な結論を以下に示す。(1)Hertzの接触理論を考慮した梁モデルは、黒鉛の衝撃応答挙動を良く表わす。(2)歪速度5 1/sまでは、曲げ強度の歪速度依存性は認められなかった。(3)試験片寸法及び黒鉛の種類によらず、衝撃疲労強度は通常の準静的な疲労強度に比し低下する。
荒井 長利; 西山 裕孝; 小西 隆志*
SMiRT 11 Transactions,Vol. G, p.313 - 318, 1991/08
HTTR用黒鉛構造物設計方針は、使用黒鉛材料の強度基準の設定において、従来の原子力用技術基準にはない信頼性工学的手法を採用している。その手法は、材料強度の統計的性質が正規分布に従うことを前提としている。本研究は、炉心構造物用等方性黒鉛IG-11の単軸引張り、圧縮強さ、2軸応力破壊強さ及び低サイクル疲労強度のデータを評価し、実験データに基づいて上記の設計法の妥当性を論証するものである。先ず、単軸強度については、従来データを集約した350点以上の総合判定として、強度分布は正規分布で近似することが最適又は唯一の解であることを明らかにした。2軸破壊強度においても、各組合わせ応力場の破壊データが、正規分布に従い変動することを明らかにした。疲労寿命においては、著しい変動を考慮した信頼限界寿命の設定が、現時点での効果的な方法としてPrice法を採用し、正規統計によって可能となった。
石山 新太郎; 奥 達雄*; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(5), p.472 - 483, 1991/05
HTTR用黒鉛構造物は地震や原子炉の運転・停止に伴って発生する熱応力や照射誘起応力の繰返しを受ける。そのため原子炉の設計と安全性の評価に際しては原子炉用黒鉛材料の疲労強度特性や材料中に含まれる欠陥の先端部からき裂が進展し、破壊に至る可能性を検討・評価するための破壊力学特性に関する研究が必要である。本論文は、高温ガス炉用黒鉛、特に高温工学試験研究炉に使用される予定の黒鉛材料について、疲労破壊およびき裂進展に基づく破壊の可能性を検討・評価するのに必要な基礎的知見を初めて明らかにしたものである。
石山 新太郎; 奥 達雄
日本原子力学会誌, 30(2), p.181 - 192, 1988/02
被引用回数：2 パーセンタイル：31.26(Nuclear Science & Technology)微粒等方性黒鉛IG-11の低サイクル疲労試験を応力比R(=最小付加応力/最大付加応力)=0.5,0.0、-1.0、-3.5、+
、1/0.3、1/0.7の付加応力モードで行い(1)各種統計解析法による最適S-N曲線の比較(2)疲労強度の及ぼす応力比効果(3)体積効果に関して検討を行った。その結果、次の結論を得た。1.Price法は比較的適合性の良い最適S-N曲線が得られる。2.応力比が低下するに従って疲労強度の低下が見られた。また、R=-3.5では急激な疲労強度の低下が見られた。3.応力比=+では試験片体積依存性が見られた。4.黒鉛の疲労破壊は疲労き裂の進展によるき裂先端の応力または応力拡大係数が破壊応力又は破壊靱性値に達したときに生じるものと解釈できる。
石山 新太郎; 奥 達雄
JAERI-M 86-145, 28 Pages, 1986/10
高温ガス炉用黒鉛(微粒等方性黒鉛IG-11)の低サイクル疲労試験を応力比R(=最小付加応力/最大付加応力)=0.5, 0.0, -1.0, -3.5,+, 1/0.7, 1/0.3,の付加応力モ-ドで行ない(1)各種統計解析法の比較 (2)応力比効果(3)体積効果に関して検討を行なった。その結果次の結論を得た。1.Priceの解析法により適合性の良い最適S-N曲線が得られた。2.応力比が低下するに従って疲労強度の低下が見られた。3.応力比=+の疲労強度の試験片体積依存性は静的強度および疲労損傷過程の体積依存性に起因している。4.黒鉛の疲労破壊は疲労亀裂の進展により 亀裂先端の応力又は応力拡大係数が破壊応力又は破壊靭性値に達した時に生じるものと解釈できる。
衛藤 基邦; 石山 新太郎; 奥 達雄; 藤崎 勝夫
JAERI-M 84-148, 25 Pages, 1984/08
高温ガス実験炉用黒鉛の疲労試験データから疲労強度設計曲線を得るための基本的方法と考え方をまとめた。すなわち、国産微粒等方性黒鉛IG-11について、疲労試験の結果を統計的に処理する方法を示すと共に、得られた疲労曲線から実験炉内黒鉛構造物の疲労寿命を予測し、設計値が安全側にあることを確認した。また、疲労強度を考える上で基本となる黒鉛の静的強度についての考え方をも概括した。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 君島 富夫*; 梶浦 宗次*; 大和田 公郎*
JAERI-M 83-077, 28 Pages, 1983/06
JT-60真空容器のポートに用いられる成形ベローズの強度評価を、捩り荷重に対する評価を中心にまとめた。成形ベローズには、軸方向強制変位、真空力、捩り変形等が作用する。前二者による発生応力はケロッグ社の提唱する評価式に従って評価を行った。後者に対する応力の評価は、捩り荷重の下での成形ベローズの挙動を実験的に調べた結果をもとに作成された剪断応力評価式に依った。捩り試験の結果によれば、成形ベローズは微小捩り角で座屈する事が明らかとなった。上記剪断応力評価式は、捩り角が座屈限界捩り角以下である場合に物理的に有効であるが、捩り角が座屈限界を上回る場合でもその近傍のであれば安全側の評価として設計的に有効である事が示された。本手法を実機用成形ベローズに適用した結果、いずれも設計荷重の範囲内での健全性が確認された。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
JAERI-M 82-205, 42 Pages, 1982/12
JT-60真空容器のポートに用いられる溶接ベローズの強度評価を、捩り負荷に対する評価を中心にまとめた。溶接ベローズには、真空容器と外部固定系との相対変位による強制変位、真空力及び捩り電磁力が作用する。前二者による発生応力はKellogg社の提唱する評価式に従った。後者に対する応力は、捩り負荷の下での溶接ベローズの挙動を実験的に調べた結果をもとに座屈しない場合の勢断応力評価式と座屈する場合の軸方向曲げ応力簡易評価式の二式を定め両者で評価を行った。疲労評価は、実機と同一材料で作られた溶接ベローズを用いて疲労試験を行い設計疲労曲線を定め、応力評価式にて算出された公称応力をあてはめる事で寿命予測を行った。本手法によりJT-60実機に用いられる三種の溶接ベローズの強度評価を行った結果、いずれも設計荷重の範囲内での健全性が確認された。
大久保 実; 川崎 幸三; 西尾 敏; 安東 俊郎; 太田 充; 吉川 允二; 加澤 義彰*; 斎藤 龍生*; 松井 昌夫*
日本原子力学会誌, 20(3), p.195 - 206, 1978/03
被引用回数：3臨界プラズマ試験装置の重要機器の一つであるトロイダル磁場コイルの試作開始は、昭和50-51年度にわたって実施され満足すべき結果を得ることができた。試作開発は,コイル設計・製作における問題点の明確な把握に基づき、導体材料および絶縁材料の選定、次いで製作に必要な各種の技術を確立し、実機大コイルの試作へと段階的に進めた。試作したコイルは、それぞれの特色を生かしてコイルの安全性を確認する破壊試験や疲労強度試験に供せられ、最終的に実機大コイルを用いて、機械的、電気的特性試験を行い、設計の妥当性を確認した。本報では、臨界プラズマ試験装置用トロイダル磁場コイルの試作開発が、成功裏に完了したので、包括的にその成果を報告する。
安東 俊郎; 三木 信晴*; 大久保 実; 西尾 敏; 川崎 幸三; 太田 充; 吉川 允二; 伊藤 進*; 沢田 芳夫*; 高野 広久*
日本原子力学会誌, 20(3), p.207 - 216, 1978/03
被引用回数：3本報告は臨界プラズマ試験装置JT-60用ポロイダル磁場コイルの試作開発の成果を述べる。基本技術の開発において、約30種のモデルの中から分解組立用接続部構造を選定し、FRP絶縁ピンを用いた渡り方式および予熱なしの溶接法を採用した。また通常部絶縁として、レジンリッチマイカエポキシ絶縁法を採用し、接続部にはFRPとレジンリッチマイカテープの組合せ方式を採用した。さらに電磁力を模擬した機械力による疲労試験の前後において、接続部接触抵抗および通電による温度上昇を測定した。これらの基本技術の開発結果に基づいて、実機大空心変流器コイル2ターンおよび実機大磁気リミタコイル90°セクターを製作し、機械的、電気的および熱的試験を行った。これらの試作試験を通じて開発した製作技術は、JT-60ポロイダル磁場コイルに適用可能であることが判った。
