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中田 隼矢; 谷川 博康
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.589 - 593, 2012/08
被引用回数：19 パーセンタイル：79.42(Nuclear Science & Technology)溶接接合部では、母材,溶接金属、そして数種類の熱影響部が層状に存在し、各々強度特性も大きく異なり、強度特性が劣化した熱影響部を起点として、早期に破壊に至るケースが多い。しかし、これらの極めて狭い領域の強度特性を定量的に評価することは難しく、接合部の損傷挙動を把握することは容易ではない。そのため、実機構造物に溶接部が含まれる場合は、強度低下を考慮して、一定の安全率を適用して運用される。そこで本研究では、画像解析法の一つであるデジタル画像相関法を用いて、核融合炉用構造材料である低放射化フェライト鋼F82Hの電子ビーム溶接接合材の疲労試験中の各局所領域の変形挙動を評価し、溶接接合材の疲労損傷挙動を評価した。その結果、溶融部と熱影響粗粒域については、変形はわずかしか生じないものの、熱影響細粒域及び焼戻熱影響部については、試験の進行に伴ってひずみが集中し、両者の境界付近で破断が生じた。溶接接合材の破断サイクルは母材の6割程度まで低下していた。これは、相対的に強度の低い熱影響部に負荷が集中することによって、早期のき裂発生を招き、疲労寿命を低下させたものと推察される。
中田 隼矢; 駒崎 慎一*; 幸野 豊*; 谷川 博康
Metallurgical Journal, LXIII(Sp.), p.146 - 150, 2010/08
スモールパンチ試験は微小試験片試験技術の一つであるスモールパンチ(SP)試験について、Ramberg-Osgood則を用いて有限要素解析(FEA)モデルを構築し、SP試験から引張特性を推定することを試みた。その結果、試験片のネッキングが顕著化する領域までではあるが、FEAによって実験にて得られたSP曲線を再現できた。SP試験片で相当塑性ひずみが最も大きくなる箇所のMises相当応力とRamberg-Osgood則による全ひずみの関係が、引張試験によって計測された真応力-真ひずみ線図とよく一致することを見いだし、0.2%耐力,引張強度,均一伸びを評価することが可能となった。
中田 隼矢; 谷川 博康; 芝 清之; 駒崎 慎一*; 藤原 幹夫*; 幸野 豊*; 香山 晃*
日本金属学会誌, 71(2), p.239 - 243, 2007/02
被引用回数：4 パーセンタイル：33.15(Metallurgy & Metallurgical Engineering)本研究では、靱性の改善などを目的に製作されたF82H mod3について、靱性改善などの処理がクリープ強度へ及ぼす影響について検討を行った。F82H mod3のクリープ試験を行った結果、F82H IEA-heatと比べ、高応力短時間側の試験結果では著しい強度低下が認められた。これは、低放射化と高純度化の観点から窒素量を減じた(mod3:0.0014%, IEA-heat:0.0060%)ことが要因として考えられる。一方で、負荷応力を下げると破断時間が大幅に長時間側にシフトする傾向が確認された。この結果より、長時間側では両鋼の強度差はほとんどなくなるものと考えられる。両鋼の析出物を抽出残差法によって解析した結果、IEA-heatでは高温域の試験後に析出物が減少しているものの、mod3では析出物の量はほとんど変わらなかったことが確認された。これら、析出物とクリープ特性の関係について検討を行った。
中田 隼矢; 駒崎 慎一*; 中島 基樹*; 幸野 豊*; 谷川 博康; 芝 清之; 香山 晃*
日本金属学会誌, 70(8), p.642 - 645, 2006/08
被引用回数：4 パーセンタイル：34.08(Metallurgy & Metallurgical Engineering)スモールパンチ(SP)試験では、これまで原子力材料の分野で延性脆性遷移温度(DBTT)や靱性の評価などが行われてきた。われわれの研究で、SP試験を改良したSPクリープ試験によって、核融合炉構造材料である低放射化フェライト鋼F82H及びJLF-1の非照射環境でのクリープ特性を評価できることを報告している。今回、SPクリープ試験と同様にF82H及びJLF-1について、非照射環境にて室温と高温域(823
923K)でSP試験を行った結果、標準の高温引張試験結果と良好な相関関係が成立っていることを新たに明らかにした。両試験結果の間には、次のような関係式、
=1.5
+96, 
=0.37
+85が成立つことがわかった。ここで、とはそれぞれSP試験にて局部変形が開始する荷重とその最大荷重である。またと
は引張試験により得られた降伏強度と引張強度である。これらの関係には、鋼種及び温度の明瞭な依存性は認められなかった。以上の結果より、SP試験法によってこれまで報告されてきた靱性やクリープ特性だけではなく、高温引張強度も評価できることがわかった。
中田 隼矢; 谷川 博康; 駒崎 慎一*; 幸野 豊*
no journal, ,
低放射化フェライト鋼では、低誘導放射化の観点から窒素の減量が計られているが、製鋼性の向上や高温強度向上の観点からは、ある程度の窒素添加が望ましい。Fe-8.5Cr-2W-0.2V-0.08TaをベースにN量を調整した鋼、N1(N:100ppm), N2(N:250ppm), N3(N:500ppm)を作成し、クリープ特性に及ぼす窒素量依存性の検討を行った。その結果、高応力域では窒素添加量の増加に伴ってクリープ強度が明らかに増加したが、低応力域では鋼種間の明瞭な強度差は確認できなかった。破断後の試験片を分析した結果、低温・高応力域の試験では、窒素添加量が多い方が、破断後の試験片の硬さや鋼中の微細な析出物が維持されていることを確認した。よって、応力負荷下の析出物の安定性の違いが軟化傾向に差をもたらし、結果的にクリープ特性に差が生じたと考えられる。
中田 隼矢; 谷川 博康; 安堂 正己; 駒崎 慎一*; 幸野 豊*
no journal, ,
F82HはITER
TBMの構造材料であるが、TBMの製造にあたっては、部材同士が溶接によって接合されるため、溶接接合部の強度特性を把握することが重要である。本研究では、これまで未評価であったTIG溶接、及び電子ビーム溶接によって接合された、溶接継手材のクリープ特性について評価を行った。その結果、高応力域では母材と比べて溶接継手材の破断時間は4割強まで低下したが、低応力域では67割程度の低下に留まっていた。また、TIG及び電子ビーム溶接継手材の明瞭な強度差は確認されなかった。本試験条件下では、溶接の際の熱影響部における脆性的な破壊は観察されなかった。
安堂 正己; 谷川 博康; Li, M.*; 中田 隼矢; Stoller, R.*; 幸野 豊*
no journal, ,
本研究では、照射下クリープ測定済の試験片について、そのクリープ機構を明らかにするために、ミクロ組織観察及びレプリカ観察を行った。供試材料はF82H及びJLF-1であり、HFIRにて573及び773Kにて中性子照射されたクリープチューブ片の中央を切出したものを用いた。これらの材料について、FIB装置によるミクロ組織観察用試験片・レプリカサンプルを作成した。573K,5dpa材(フープ応力400MPa)のレプリカ像の結果より、析出物が旧オーステナイト粒界に沿う傾向にあること、またこれまでの573K照射材で確認されている微細な球状の析出物がクリープ試験後材でも観察された。
中田 隼矢; 谷川 博康; 芝 清之; 駒崎 慎一*; 幸野 豊*; 香山 晃*
no journal, ,
低放射化フェライト鋼は、クリープ特性に優れるボイラー用9Cr鋼をベースに設計がされているが、低誘導放射化の観点からクリープ特性向上に寄与するMoやNbを添加することができない。そのため、代替えとしてWとTaを添加することによって、一般の9Cr系耐熱鋼と同等のクリープ特性を実現している。ラウンドロビン試験に供されたF82H IEAヒートでは、TaX(X:C or N)が鋼中に析出していないにもかかわらず、低放射化フェライト鋼のなかでも高いクリープ特性を有している。一方で、靱性向上と誘導放射能の低減を目的に作成されたF82H mod3では、鋼中にTaC析出物の存在が確認されており、高応力・短時間のクリープ特性はF82H IEAヒートらと比べて大きく劣るものの、低応力・長時間のクリープ特性は他鋼に迫るクリープ特性を示すことがわかっている。本研究では、低放射化フェライト鋼のクリープ特性と微細組織の関係について、特に析出物挙動に注目をして検討を行った。
中田 隼矢; 谷川 博康; 安堂 正己; 駒崎 慎一*; 幸野 豊*
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のテストブランケットモジュール(TBM)の製作では、構造材料である低放射化フェライト鋼F82Hを溶接によって接合することから、接合部の強度特性を把握することが重要となる。しかし、接合部のクリープ特性については、これまでほとんど評価がされておらず、早急な評価が求められている。そこで本研究では、溶接接合部の強度特性の評価を目的として、非照射下環境における溶接接合部のクリープ特性評価を行った。溶接法はTIG溶接と電子ビーム溶接を用い、試験片平行部に溶接金属,熱影響部及び母材を含むような溶接継手材と母材部から試験片を採取し、773873K, 150260MPaにて試験を実施した。その結果、破断時間が約1001000時間の範囲においては、高応力域での溶接継手の破断時間は母材と比べて40%程度まで減少したが、低応力域では6070%程度の寿命低下に留まる結果となった。HAZの細粒域にて脆性的な破壊が生じるType IV破壊は本実験の範囲では生じないことを確認した。
谷川 博康; 中田 隼矢*; Kim, D.-H.*; 安堂 正己; 芝 清之; 廣瀬 貴規; 駒崎 慎一*; 幸野 豊*; 香山 晃*
no journal, ,
放射化フェライト鋼は25年近く欧州,米国、及び日本で開発が進められてきた材料であり、フェライト/マルテンサイト系耐熱鋼(例えばMod 9Cr-1Mo鋼:T91)の組成を元に、添加元素のMoやNbをW, Ta等で置き換えることで誘導放射能の低減を狙い、さらなる特性の改善が行われてきた材料である。日本において開発された低放射化フェライト鋼としては、F82H鋼(Fe-8Cr-2W-V,Ta)が代表的なものであり、世界をリードする立場にある。特にF82Hは、非照射環境下における総合的性能(基本強度特性,部材製作性,溶接性)についての基礎的開発がほぼ完了しており、これまで5トンレベルの大型溶解材が4度溶製され、その溶接材とともに、IEAラウンドロビン試験に供され、現段階において世界で最もデータベースが充実した低放射化フェライト鋼となっている。本報告では、F82Hの母材及び溶接部のクリープ及び疲労特性をまとめ、かつブラケット設計課題について示す。
中田 隼矢; 駒崎 慎一*; 幸野 豊*; 谷川 博康
no journal, ,
スモールパンチ(SP)試験は代表的な微小試験片試験技術の一つであり、試験片サイズが小さく、試験法が簡便であるなどの利点を有している。しかし、試験片の変形が不均一であるため、応力やひずみを算出することは難しい。従来、SP試験と引張試験結果の経験的な相関関係から、SP試験結果より引張特性を推定することが試みられてきた。しかし、その評価精度は決して高くなく、評価材料ごとに両試験結果を対応づける手法は実用的ではなかった。本研究では、有限要素解析(FEA)によってSP試験の応力・ひずみ解析を実施し、SP試験とFEAを併用した引張特性評価を試みた。その結果、FEAにおいて、SP試験片の最も相当塑性ひずみが高い箇所のMisesの相当応力とRamberg-Osgood則によって定義される全ひずみが、引張試験によって得られる真応力-真ひずみ線図をひずみ0.15程度までよく再現できることを明らかにした。また、本手法を低放射化フェライト鋼F82Hの電子ビーム溶接材に適用することによって、従来評価することが困難だった母材,溶融部,熱影響細粒域,熱影響粗粒域,焼戻し熱影響部の引張特性を推定することが可能になった。
中田 隼矢; 谷川 博康
no journal, ,
核融合炉などの中性子の重照射環境では、その構造材料には照射脆化が生じる。これにより、一様変形以降のわずかな局所変形によってき裂が発生し、それを起点として破壊に至る。これらは、既存の引張試験などで評価することは難しい。そこで本研究では、これらの基礎検討として、微小引張試験片の平行部中に孔、あるいはノッチを作成することによって局所変形を誘起し、その変形挙動を画像解析法の一つであるデジタル画像相関法(DIC)によって評価することを試みた。DICによって評価された、SS-J3型のダブルノッチ試験片では、ノッチを端とする楕円状のひずみが生じていることを確認した。一方で、オフセットダブルノッチ試験片では、ノッチの対角線上にひずみが集中することを確認し、これらの挙動は有限要素解析でも発生することを確認した。したがって、DICは、従来の引張試験では評価することができなかった、局所的な変形挙動の評価に有効であることが示唆され、今後の原型炉の構造設計に寄与することが期待される。
駒崎 慎一*; 千田 真司*; 中田 隼矢; 幸野 豊*; 谷川 博康
no journal, ,
核融合原型炉では、構造材料に対するクリープ損傷がブランケットの主損傷の一つになると想定される。したがって、ブランケットの長期運用のためには、構造材料のクリープ損傷を評価し、その余寿命を推定することが重要となる。そこで本研究では、微小試験片試験技術の一つであるスモールパンチ(SP)クリープ試験を用いて、低放射化フェライト鋼のクリープ損傷を評価し、そのクリープ余寿命の推定に資することを目的とした。その結果、クリープ損傷材をSPクリープ試験に供したところ、損傷量にしたがって、クリープ強度が低下していることを確認した。この結果をもとに、線形損傷則によって、クリープ余寿命の評価を行った。試験数が十分でないためか、クリープ寿命を過大に評価する結果も見受けられたが、多くの結果はクリープ余寿命を精度よく評価することができていた。これは、SPクリープ試験結果を利用した線形損傷則による損傷評価によって、低放射化フェライト鋼のクリープ余寿命を推定できる可能性があることを示唆するものである。
中田 隼矢; 谷川 博康
no journal, ,
溶接接合部では、母材,溶接金属、そして数種類の熱影響部が層状に存在し、各々強度特性も大きく異なり、強度特性が劣化した熱影響部を起点として、早期に破壊に至るケースが多い。しかし、これらの極めて狭い領域の強度特性を定量的に評価することは難しく、接合部の損傷挙動を把握することは容易ではない。そのため、実機構造物に溶接部が含まれる場合は、強度低下を考慮して、一定の安全率を適用して運用される。そこで本研究では、画像解析法の一つであるデジタル画像相関法を用いて、核融合炉用構造材料である低放射化フェライト鋼F82Hの電子ビーム溶接接合材の疲労試験中の各局所領域の変形挙動を評価し、溶接接合材の疲労損傷挙動を評価した。その結果、溶融部と熱影響粗粒域については、変形はわずかしか生じないものの、熱影響細粒域及び焼戻熱影響部については、試験の進行に伴ってひずみが集中し、両者の境界付近で破断が生じた。溶接接合材の破断サイクルは母材の6割程度まで低下していた。これは、相対的に強度の低い熱影響部に負荷が集中することによって、早期のき裂発生をまねき、疲労寿命を低下させたものの推察される。
中田 隼矢; 谷川 博康; 木村 一弘*
no journal, ,
Since nuclear fusion reactors, except the DEMO reactor, are steadily operated, creep or creep fatigue is the main damage in blanket structure materials. Welding is mostly used for producing blanket modules, which use F82H as a structural material. This is because an early fracture occurs because of the Type IV damage, in which cracks occur during welding in the softening region of the heat-affected zone. This study evaluates microstructure for the F82H TIG and EB welded joints creep rupture materials, and discusses the evaluated the conditions for the occurrence of the Type IV damage.
中田 隼矢; 谷川 博康
no journal, ,
In tensile and fatigue testing, the deformation behavior of local domains of tungsten inert gas (TIG) and electron beam (EB) welded joint specimens of F82H was evaluated by using digital image correlation. For the tensile test specimens, tensile strength declined in the TIG welded joint material and ductility declined in both the EB and TIG welded joint materials. Because axial strain increased in the tempered heat affected zone (THAZ) and led to fracture of the TIG welded joint material, strength was considered to deteriorate. In fatigue testing, the number of cycles to fracture for the welded joint material decreased to less than 40-60% that for the base metal. For both fracture specimens, shear strain exhibited the largest value approximately between the fine grain HAZ (FGHAZ) and the THAZ, leading to fracture. Cavities and macrocracks formed in the FGHAZ and THAZ in the fracture specimens cross section, and geometrical damage possibly resulted in deterioration of fatigue lifetime.
河村 聖子; 横尾 哲也*; 神原 理; 宗像 孝司*; 梶本 亮一*; 中谷 健; 金子 耕士; 川北 至信; 高田 慎一; 中島 健次; et al.
no journal, ,
中性子実験施設のような大型施設において、試料環境は、質の高い研究成果を生み出すための重要な要素のひとつである。J-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)では、基礎研究から産業利用に至るまでの幅広い分野において、さまざまな中性子実験が行われており、申請課題の件数と多様さはJ-PARC再稼働後もさらに増えていくことが予想される。MLFの試料環境チームは、発足当時より、試料環境の標準化について議論してきた。これは、コストとマンパワーを抑え、装置間の互換性をもたせ、また機器や操作の技術を共有することで実験を効率化することが目的である。また最近では、機器のメンテナンスや冷凍機の予冷などを行う「試料環境エリア」の整備を開始した。試料環境チームではさらに、試料環境に関する利用者支援の体制などを含めた将来計画についても議論している。
中田 隼矢; 谷川 博康
no journal, ,
低放射化フェライト鋼はブランケットモジュールの構造材料として研究開発が進められている。ブランケットモジュールの製作にあたっては、溶接による各部材の接合が不可欠であるが、接合部近傍の金属組織は溶接時の入熱によって複雑に変化し、幅がわずか数mmの範囲に幾層もの異なる溶接熱影響部(HAZ)が生じる。HAZでは、強度特性の劣化が生じるため、破壊の起点となることが懸念される。一方で、照射脆化が生じた低放射化フェライト鋼は、延性、特に加工硬化能が低下し、一様変形以降に生じるわずかな局所変形によって破断に至る。いずれの場合も、ごく狭い領域の変形特性を把握することが肝要であるが、従来の伸び計やひずみゲージを用いた評価は難しく、これらを構造設計中に適切に反映させることは容易ではない。本研究では、画像解析法の一つであるデジタル画像相関法(DIC)を用いて、従来の評価手法では評価することができなかった局所ひずみを評価し、破壊機構との関連について検討した。
野澤 貴史; 中田 隼矢; 小沢 和巳; 谷川 博康
no journal, ,
SiC/SiC複合材料は核融合炉用先進ブランケットの有力な候補材料である。核融合環境下では、プラズマからの熱・中性子負荷のため、材料内に過度な熱勾配が生じ、熱膨張やスウェリングの違いに起因して残留ひずみが発生する。その際、複合材料固有の織物構造に起因した異方性のため、試験モードの中でも特に脆弱な層間剥離挙動の理解は構造安定性を議論するうえで極めて重要な課題となる。本研究は、層間剥離挙動の解明を主目標に、くさび型試験片を用いた圧縮負荷による層間剥離試験を行った。特に、瞬時的な破壊の過程を高速度ビデオカメラで観察すると同時に、デジタル画像相関法を併用することで材料表面の局所ひずみ分布の微視き裂の蓄積に伴う変化を可視化する手法について検討を行った。本講演では、層間剥離メカニズムの詳細について明らかにすると同時に、引張や径圧縮試験などの従来試験法で得られた知見との違いについても議論する。
谷川 博康*; 中島 基樹*; 酒瀬川 英雄; 安堂 正己*; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*; 加藤 雄大*; 中田 隼矢*
no journal, ,
Reduced activation ferritic/martensitic (RAFM) steels have been developed as the candidate structural material of fusion reactor breeding blanket system, since fast reactor (FBR) irradiation experiments on commercial heat-resistant ferritic steels, which showed high swelling resistance, opened up the possibility of their application in fusion reactors. Phase stability, which is the key to creep properties in heat-resistant ferritic steels by preventing dislocation glide, was considered to be a key property for achieving high defect absorption strength, which is the key to irradiation resistance. One of RAFM steels intensively developed in Japan is F82H (Fe-8Cr-2W-0.2V-0.04~0.10Ta-0.1C). The 5-ton F82H melted in 1994 and 1995, together with their welded materials, were subjected to round-robin tests under the international cooperation of the International Energy Agency (IEA). As a part of IEA collaboration, the creep test campaign for these F82H IEA heat was initiated around 1997, and the world's longest creep test on RAFM steel, over 20 years, was completed with creep fracture times of 176019.5 hours (20.1 years) at 226 MPa/500 degree Celsius and 213475.0 hours (24.4 years) at 26.5 MPa /650 degree Celsius. In this study, detailed microstructure analyses concerning phase stability, especially the stability of precipitates, were carried out on the gage and grip section of fractured specimens of F82H after long-term creep testing. The phase stability of crept F82H was compared with that observed in aged and irradiated F82H, and the correlation between the two was discussed.
