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口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,5; 微小試験片による未照射材料の強度試験

加藤 章一; 若井 栄一; 吉田 英一; 土岐沢 耕一*; 福島 文欧*

no journal, , 

高速炉の構造材料について、研究炉「JRR-3」及び高速炉「常陽」による組合せ照射試験が行われており、炉内照射された材料(照射材料)はクリープ試験等の各種強度試験に用いられる。限定された時間と照射スペースの中で数多くの強度試験データの取得を可能とするために、照射材料には微小試験片形状が採用される。本試験研究では、照射材料の強度試験に先立ち、微小試験片によるクリープ試験技術を開発し、比較評価用データの構築を図ることを目的に未照射材料のクリープ試験を実施した。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,1; プロジェクトの目的と計画概要

青砥 紀身; 長谷川 晃*; 阿部 弘亨*; 土岐沢 耕一*; 若井 栄一

no journal, , 

炉容器や炉内構造物等比較的低放射線環境に長時間継続的に曝され、かつ寿命中交換が困難な鉄鋼材料構造物に関する、設計評価,プラント稼動後の経年評価,保全管理に至るまで統一的に適用可能な照射損傷評価指標の確立、並びに提案指標に基づく損傷進行監視技術を開発するプロジェクト(期間: H18$$sim$$H20)の目的、概要を報告する。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発; 照射損傷指標と損傷進行監視技術の研究開発

若井 栄一; 高田 文樹; 高屋 茂; 加藤 章一; 北澤 真一; 大久保 成彰; 鈴土 知明; 藤井 貴美夫; 吉武 庸光; 加治 芳行; et al.

no journal, , 

次世代炉設計の自由度を上げるために新しい評価指標として照射損傷パラメータを検討し、長寿命プラント炉の候補構造材料(SUS304, 316FR, 12Cr(P122)鋼)を対象に照射損傷管理技術を開発することを目的とした。材料強度特性に関する既存データと取得データ,微細組織観察結果及び計算科学による結果を解析したところ、材料強度特性は弾き出し損傷量(dpa)に強く依存して変化するとともに、He量やHe/dpa比にも依存して変化する傾向があることがわかった。また、照射損傷指標の評価に必要な微小試験片用のクリープ試験及びクリープ疲労試験装置の開発を行うとともに、照射損傷進行を適切に把握するための非破壊評価として磁気応答特性の変化及び表面弾性波応答変化を調べ、その有効性を示すことができた。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,1; プロジェクトの概要

青砥 紀身; 長谷川 晃*; 阿部 弘亨*; 土岐沢 耕一*

no journal, , 

炉容器や炉内構造物等比較的低放射線環境に長時間継続的に曝され、かつ寿命中交換が困難な鉄鋼材料構造物に関する、設計評価,プラント稼働後の経年評価,保全管理に至るまで統一的に適用可能な照射損傷評価指標の確立、並びに提案指標に基づく損傷進行監視技術を開発するプロジェクトの概要を報告する。

口頭

長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発,4; 遠隔操作型クリープ試験装置による組合せ照射材の照射後試験

高田 文樹; 加藤 佳明; 近江 正男; 若井 栄一; 山内 一男*; 福島 文欧*; 土岐沢 耕一*

no journal, , 

「長寿命プラント照射損傷管理技術に関する研究開発」の一環として、原子炉構造材の照射損傷による長時間機械的特性の劣化を把握し、劣化の進行と照射損傷指標との相関関係を明らかにするため、JRR-3及び常陽において組合せ照射した試料等について、大洗JMTRホットラボ施設内に新たに整備した遠隔操作型クリープ試験装置により照射後試験を実施した。試験に供した試験片材質はSUS316FR, SUS316FR-B(10ppm), SUS316FR-B(23ppm)の3材質であり、いずれも微小試験片(平行部長7.62mm,幅1.524mm,厚さ0.76mm及び平行部長5.0mm,幅1.2mm,厚さ0.35mmの2種類)である。試験時の応力については、クリープ破断時間が300時間程度になる条件並びに1000時間を越える条件で設定した。試験の結果、照射した試料は、非照射の試料と比べて短時間で破断することがわかった。これらの結果から、JRR-3及び常陽の単独照射並びに組合せ照射したいずれの条件においても非照射材に比べて大幅に低下し、弾き出し損傷に強く依存する傾向を持つことがわかった。

口頭

オーステナイトステンレス鋼とフェライト鋼の照射損傷組織と強度特性に及ぼすDPAとHe生成量の効果

若井 栄一; 高屋 茂; 永江 勇二; 鈴土 知明; 平出 哲也; 松井 義典; 野上 修平*; 長谷川 晃*; 阿部 弘亨*; 岩井 岳夫*; et al.

no journal, , 

オーステナイト鋼やフェライト鋼は様々な原子力材料や加速器ターゲット材料等に使用されている。これらの材料は照射によって微細組織や強度特性が変化し、DPAやHe生成量による影響を受けることが知られている。本研究は様々な照射手法を用いDPAとHe生成量に関する引張、クリープ特性等の変化を明らかにすることを目的とした。本研究の供用材には、316鋼, ボロン添加した316鋼, 304鋼、及びHCM12A鋼を用いた。500$$^{circ}$$Cから600$$^{circ}$$Cの温度領域で原子炉照射にJOYOとJRR-3Mの照射、東北大学サイクロトロンによるHe注入、東京大学HITイオン照射などを実施した。DPAの増加に伴って照射硬化量が増加し、He生成量の増加に伴い、その割合が増える傾向にあった。He量の増加に伴い、その寿命が低下すると共に、DPA増加によってもその低下が大きくなることが分かった。He生成量が増えた材料の破面では粒界割れの発生が見られた。一方、照射組織に関してはサイクロトロンでHe注入したこれらの鋼で空孔型クラスターに対するミクロ組織と陽電子寿命測定の結果では、フェライト鋼の方がより大きなクラスターが存在する正の相関を示す結果を得た。

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