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鈴木 環輝*; 大川 鉄平*; Harjo, S.; 佐々木 敏彦*
日本機械学会論文集(インターネット), 87(894), p.20-00377_1 - 20-00377_15, 2021/02
The residual stress state inside the cruciform welded joints were measured using the pulsed neutron stress measurement method. The points of interest in this study are the weld toe and its interior. We also compared the cases with and without ultrasonic impact treatment (UIT), which is expected as a fatigue strength improvement technology. Furthermore, the case where tensile stress or compressive stress was applied after UIT treatment was also examined. The applied stresses at this time were 75% or 85% of the yield point, respectively. From the above, we considered the cause of the change in the residual stress on the surface after UIT treatment, which was clarified in the preliminary experiment, in the early stage of fatigue. As a result, the load after the UIT treatment caused plastic deformation in a part of the inside, which caused the redistribution of residual stress.
高橋 弘行*; 工藤 祐介; 土屋 勝彦; 木津 要; 安藤 俊就*; 松川 誠; 玉井 広史; 三浦 幸俊
Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1005 - 1011, 2006/02
被引用回数：2 パーセンタイル：17.14(Nuclear Science & Technology)JT-60定常高ベータ装置(トカマク国内重点化装置)のセンターソレノイドのケーブルインコンジット(CICC)は、矩形断面のSUS製のコンジットの中心に円形に超伝導線材を配置した構造であり、全長約2.2kmのコンジットを約10mごとに溶接して製作される。この溶接部の健全性を評価するためには、想定される最大溶接欠陥の応力拡大係数を求める必要がある。この応力拡大係数は、平板表面に半楕円亀裂を想定し、Newman-Rajuの式により計算することはできるが、実形状のCICCとの相違が評価に与える影響が明らかではなかった。そこで、この形状ファクタを求めるために、三次元有限要素法を用い実形状のCICCの想定欠陥について応力拡大係数を計算した。この結果、矩形断面のCICCの最大想定欠陥の最大応力拡大係数について三次元有限要素法で求めた値は、Newman-Rajuで求めた値よりも3%大きいだけであることがわかった。このことから、Newman-Rajuの式はこのような矩形断面のCICCに関する破壊靭性の評価に用いることが適用可能であることが判明した。本論文ではこの結果も含め欠陥形状,溶接開先のシニング形状をパラメータに多数有限要素法解析の値とNewman-Rajuの値と比較した結果についての詳細を述べる。
中平 昌隆
JAERI-Research 2005-030, 182 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-030.pdf:12.57MB
ITERの真空容器は供用中非破壊検査が困難なため、全く新しい安全確保の考え方を構築する必要がある。また、二重壁構造の閉止溶接の裏側へのアクセスが不可能であるため、従来の構造技術基準では対応できない。さらに高さ10m以上の大型構造体であるが
5mm以下の高精度で製作する必要があり、複雑形状で大型なため合理的な溶接変形予測手法を構築する必要がある。本研究では、微小な水リークによる核融合反応停止という性質に着目し、トカマク型の核融合装置が反応停止にかかわる固有の安全性を有することを証明した。これにより、安全性を損なわず供用中非破壊検査が不要とする大幅な合理化の提案ができた。また、二重壁構造を合理的に構築する部分溶込みT字溶接継手を提案し、継手強度並びにすきま腐食感受性を定量的に把握し受容性を確認した。さらに、合理的な溶接変形予測手法を提案するとともに、実大での溶接試験結果と比較してその有効性を確認し、大型の複雑形状を持つ溶接構造物の溶接変形を簡易的に、かつ十分な精度で評価できる手法を提案した。
中平 昌隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.687 - 694, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.75(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。新しい規格では、3次元有限要素解析法による設計,特殊な部分溶け込み継手の使用,現地溶接部に関して検査フリー溶接の適用を検討している。これらの裏付けデータ取得のため、最初のR&Dでは特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,すきま腐食感受性試験を実施した。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。
鈴木 隆之*; 宇佐美 三郎*; 木村 孝江*; 小泉 興一; 中平 昌隆; 高橋 弘行*
Proceedings of 55th Annual Assembly of International Institute of Welding (IIW2002), 16 Pages, 2002/06
二重壁構造の核融合装置真空容器の外壁とリブ間を溶接するために新しい溶接継手を開発した。本継手は、外壁の外側より電子ビーム溶接を行う板厚貫通電子ビーム溶接(TW-EBW; Through-Wall Electron Beam Welding)で製造される。単軸負荷下の1本ビード試験片と曲げ負荷下の2本ビード試験片において静的及び疲労試験を行い、実験結果は有限要素法により解析的に検討した。本継手は不溶着部を有するけれども、溶着部の応力が3軸引張状態となる塑性拘束効果により継手の降伏応力が上昇する。この3軸引張状態が平均塑性相当応力を低下させ、継手母材断面あたりの強度を完全溶接継手の強度に近づける。本継手の低サイクル破断寿命における疲労強度減少係数は4より幾分大きい。また、継手部き裂の最大主応力拡大係数とASME Code XIで与えられている疲労き裂進展抵抗値より計算した継手部の疲労き裂進展速度は、実験結果を保守側に評価する。
倉田 有司; 田辺 龍彦*; 武藤 功*; 辻 宏和; 平賀 啓二郎*; 新藤 雅美; 鈴木 富男
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(12), p.1160 - 1166, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.62(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉の中間熱交換器用に製造されたハステロイXRと同一化学成分の母材、溶接金属、溶接継手のクリープ試験を1次冷却材近似ヘリウム中で実施した。溶接金属及び溶接継手のクリープ破断時間は850及び900
で母材とほぼ同等あるいはそれより長い。しかしながら、950低応力及び1000では、溶接金属及び溶接継手のクリープ破断時間は母材より短くなる。溶接継手の破断位置は850及び900の母材部から、950及び1000の溶接金属部に遷移する。ハステロイXRの溶接金属の定常クリープ速度は850,900,950では母材より低い。この研究で得られたハステロイXRの母材、溶接金属、溶接継手のクリープ破断強度は、950以下で、材料強度基準の設計クリープ破断応力強さ(S
)を十分上回っていることが確かめられた。
石尾 光太郎*; 中嶋 秀夫; 布谷 嘉彦; 三浦 友史; 川崎 勉*; 辻 博史
Advances in Cryogenic Engineering Materials, 44, p.73 - 80, 1998/00
ITER・TFコイル構造材は、最大約400mmの厚さを持ち、さらに高強度、高靱性が要求される。それゆえ高強度、高靱性を有する極厚母材や溶接継手開発のR&Dが必要になる。我々は、TFコイルの構造材として、1200MPa以上の0.2%耐力と200MPa√m以上の破壊靱性値を持つ、JCS(JJ1、JK2及びJN1鋼)の開発に成功した。JCSの極厚材の製造性及び溶接性を証明するために、200mm厚以上の鍛造材及び、200mm厚板のTIG溶接の試作を行った。4KにおけるJCSの強度、靱性は、たとえ200mm厚溶接でも、NISTのラインより高い値が示された。溶接部は完全オーステナイトであるにもかかわらず、割れや有害なブローホールは観察されなかった。JJ1鋼では、500mm厚鍛造材の試作に成功し、十分に高強度、高靱性が得られ、500mm厚まで供給できることを証明した。
倉田 有司; 斉藤 貞一郎*; 辻 宏和; 高津 玉男*; 新藤 雅美; 中島 甫
JAERI-Research 97-032, 20 Pages, 1997/05
JAERI-Research-97-032.pdf:1.78MB
Ni-Cr-W系超耐熱合金を実用化する上で、残された課題である溶接用溶加材を開発するため、微量添加元素の量を調整して溶接割れ感受性を低下させ、手動TIG溶接により試作した3種類の溶接継手F,P5,P6の900~1050
Cにおけるクリープ破断特性の評価を行った。試作継手のクリープ破断時間は、母材(1000C,10万時間のクリープ破断強度10.8MPa)と同程度かわずかに短く、高温で使用する溶接継手としてはかなり優れたクリープ破断強度を示した。溶接継手の破断位置は900Cでは母材、1000C,1050Cと高温になるに従い、溶接金属となった。ボイド、クラックは、母材あるいは溶接金属の結晶粒界に形成した。今後、自動TIG溶接用の溶接ワイヤの開発を行い、溶接性、クリープ特性、耐食性等に優れたNi-Cr-W系超耐熱合金用の溶加材を開発していく予定である。
中平 昌隆; 岡 潔; 田口 浩*; 伊藤 彰*; 深津 誠一*; 小田 泰嗣*; 梶浦 宗次*; 山崎 誠一郎*; 青山 和夫*
プラズマ・核融合学会誌, 73(1), p.54 - 68, 1997/01
核融合炉炉内機器の遠隔保守では、ブランケット・モジュール及びダイバータ・カセットの保守・交換に伴い、厚板及び冷却配管の溶接、切断及び溶接部検査、炉内機器及び遠隔機器輸送時の放射化物飛散を防止するための二重シール扉などが要求され、遠隔操作に対応したこれらのツール/機器の開発が急務である。本件は、国際熱核融合実験炉(ITER)におけるダイバータ及びブランケット等の炉内機器の保守に関して、主に日本ホームチームが分担して設計・開発を進めてきたこれらの遠隔保守ツール/機器の現状と今後の計画について述べる。
田辺 龍彦*; 倉田 有司; 武藤 功*; 辻 宏和; 平賀 啓二郎*; 新藤 雅美
Mater. Sci. Eng., A, 234-236, p.1087 - 1090, 1997/00
HTTR用ハステロイXRの溶接継手を対象に、1123-1273Kにおけるクリープ破断寿命とキャビテーション損傷の関係を検討した。溶接継手の破断寿命は1123-1173Kの低温側では母材とほぼ同じである。一方、前者の寿命は1123-1273Kの高温側では後者よりも短くなる。組織観察によれば、溶接金属のキャビテーションは低温側では母材より低く、それが母材部での破壊をもたらす。一方、前者のキャビテーションは高温側では後者より高くなり、溶接金属部での破壊をもたらす。高められたキャビテーションとその結果としての溶接継手の破断寿命の減少は、高温で溶接金属の再結晶が著しくなることに起因している。
稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*
Nuclear Technology, 104, p.106 - 117, 1993/10
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の開発を行い、その性能試験を実施した。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME基準を満足しており、さらに
0.5mmの貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であることを確認した。また、報告例の希な溶接継手部についても検出特性を明らかにし、多重周波数法により計測可能であることを確認した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッド内に据え付け、作動性能を確認するとともに、伝熱管内での検出器の移動挙動を解明した。
稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 中島 玉雄*; 上妻 強志*
日本原子力学会誌, 35(3), p.227 - 236, 1993/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査(ISI)は、渦流探傷法(ECT)により実施する計画である。ECT検出器の特性を確認するためにIHX伝熱管と同素材(ハステロイXR)、同寸法の試験片を用いて欠陥検出試験を実施した。人工欠陥は、IHXにとって安全側となるASME Code軽水炉の蒸気発生器伝熱管の欠陥指標を参考にした。試験の結果、伝熱管母材部ではASME Codeの基準を十分満足しており、更に0.5mmの貫通穴及び幅0.5mmの溝等の小さな欠陥も検出可能であることを確認した。溶接部では、伝熱管内面の溶接金属部がノイズの原因となるが、多重周波数法により、そのノイズを除去することが可能であった。しかし、検出性能は低下した。
稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 加藤 潔*; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*
JAERI-M 92-151, 49 Pages, 1992/10
HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の性能試験を行った。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME Code基準を満足しており、さらに0.5mm貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であった。伝熱管支持構造部や溶接継手部については、多重周期数法によりノイズの除去が可能であったが、検出性能は低下した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッダ内に安定して据え付けられ、支障なく検出器の挿入・引抜きが可能であった。伝熱管内における検出器の移動挙動については、ケーブルのたわみが移動速度のばらつきや検出器位置の測定誤差の原因になることを確認した。
石井 忠彦; 田中 勲
JAERI-M 7152, 31 Pages, 1977/07
ジルコニウム合金とステンレス鋼を摩擦圧接によって接合する方法を開発した。圧接は60トン摩擦圧接機によって行なった。供試材は直径15mm、長さ100mmのジルカロイ-4およびSUS304ステンレス鋼であった。この接合継手について、機械的および金属組織的な試験を実施し、さらに、JMTRの加圧水ループにおいて照射試験を実施した。その結果、この接合継手は中心温度測定を行なう軽水炉燃料ピンの端栓材として使用できることが判った。この報告書には、摩擦圧接の方法およひ各種試験の結果の詳細が述べられている。
田中 勲; 伊藤 治彦; 青山 芳夫*; 二松 敬治*
JAERI-M 6799, 37 Pages, 1976/11
アルミニウム外筒計器キャプセルを実用化するにあたって、アルミニウムとステンレス鋼の接合部の強度評価を行なった。今回の試験は、「アルミニウム外筒計器キャプセルの開発」(JAERI-M5899)に引き続くものである。A1100-0とSUS-304の摩擦圧接管の接合部に、原子炉内の状態を模擬した温度勾配を与え、50回の熱サイクル試験を実施した。温度勾配は接合管をガンマ発熱率約10w/gの原子炉内に装荷した時、管の自己発熱によって生ずる値を、管の内側に電気ヒ-タを装荷して与えた。熱サイクルを実施したサンプルについて寸法検査、ヘリウムリーク試験、引張試験、水圧バースト試験および金相試験を実施し、熱サイクル試験を 実施しないサンプルと比較した。その結果、両者で特に有意な差は見られなかった。本実験により、アルミニウムをJMTRの計測キャプセルの外筒に使用できるとの結論が得られた。本報告書は、この試験結果を纏めたものである。
