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論文

Corrosion fatigue crack growth behavior of a structurally gradient steel for high-speed railway axles

Ao, N.*; Zhang, H.*; Xu, H. H.*; Wu, S. C.*; Liu, D.*; 徐 平光; Su, Y. H.; Kang, Q. H.*; Kang, G. Z.*

Engineering Fracture Mechanics, 281, p.109166_1 - 109166_14, 2023/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:87.64(Mechanics)

Considering the complex service environments that high-speed railway axles are subjected to, the fatigue crack growth (FCG) behavior of a structurally gradient axle steel with different pre-crack depths both in air and corrosive medium was investigated at a frequency of 5 Hz. The results indicated that in the high $$Delta$$$$K$$ region, FCG rate was dramatically accelerated by corrosion, but the gap narrows as $$Delta$$$$K$$ decreased. The accelerated corrosion FCG rate was a comprehensive result of the acceleration effect of the anodic dissolution, hydrogen-enhanced localized plasticity and the retardation effect of corrosion-induced crack-tip blunting. Despite the fact that the corrosion resistance gradually decreased as the pre-crack depth increased, the FCG rate in the corrosive medium gradually decreased. This was because fatigue loading played a more important role than corrosion in accelerating the corrosion FCG rate.

論文

インターネットを利用した原子力材料総合データベースの整備

横山 憲夫

RIST News, 00(22), p.3 - 49, 1996/00

急速に普及しつつあるインターネットの概要、特にWorld Wide Webの情報検索の仕組み、機能および活用の仕方について述べた。また、従来から整備を行っている原子力施設に用いられる材料についての材料特性(疲労き裂成長、引張、クリープ等)のデータを格納した原子力材料総合データベースをインターネット上で利用できるように整備した。データベースのデータを容易に検索できるように、各データ毎に特有の検索パターンを提供し、これを実行すれば、その検索条件に該当する検索結果が表示されるとともに図形出力ができることを紹介した。

論文

Development of comprehensive material performance database for nuclear applications

辻 宏和; 横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(12), p.1234 - 1242, 1993/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.1(Nuclear Science & Technology)

原研で、原子力施設用材料の特性データ効率的に利用することを目的として開発・整備を進めてきた原子力材料総合データベース(JMPD)の概要及びその利用例を紹介する。JMPDは、大型計算機のリレーショナルデータベースであるPLANNERを用いて、データの入力と管理を行い、これを中核として、検索支援システムの充実が図られている。必要なデータを容易に検索できるようにするために、利用者がデータ構造やデータ内容に精通していなくても、メニュー選択方式で目的とする検索が可能なシステムを新たに作成した。JMPDの利用例に関しては、以下の2種類のデータ解析について述べる。(1)試験研究炉用アルミニウム合金の設計降伏点(Sy)及び設計引張強さ(Su)の検討、(2)原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度のばらつき/再現性と$$Delta$$K増加型あるいは$$Delta$$K一定型といった試験モードの差との関係に関する統計解析。

報告書

Development of JAERI material performance database(JMPD) and examples of its utilization

辻 宏和; 横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

JAERI-M 93-204, 24 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-204.pdf:0.79MB

原子力施設用材料の特性データを効率的に利用することを目的として開発・整備を進めてきた原子力材料総合データベース(JMPD)の概要及びその利用例を紹介する。JMPDは、大型計算機のリレーショナルデータベースであるPLANNERを用いて、データの入力と管理を行い、これを中核として、検索支援システムの充実が図られている。必要なデータを容易に検索できるように、利用者がデータ構造やデータ内容に精通していなくても、メニュー選択方式で目的とする検索が可能なシステムを新たに作成した。JMPDの利用例に関しては、以下の3種類について述べる。(1)試験研究炉用Al合金の設計降伏点及び設計引張強さの検討,(2)原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度のばらつきと$$Delta$$K制御モードの差との関係に関する統計解析,(3)クリープ曲線データから最小クリープ速度及び3次クリープ開始点を客観的に決める方法の提案。

報告書

Statistical analyses of variability/reproducibility of environmentally assisted cyclic crack growth rate data utilizing JAERI Material Performance Database(JMPD)

辻 宏和; 横山 憲夫*; 中島 甫; 近藤 達男

JAERI-M 93-078, 42 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-078.pdf:0.84MB

材料応用工学研究室で整備を進めている原子力材料総合データベース(JAERI Material Performance Database;JMPD)に格納されている原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データの統計解析を行い、$$Delta$$K(応力拡大係数範囲)増加型の疲労き裂成長試験で得た速度データと$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験で得た速度データのばらつき、再現性を比較した。その結果、データのばらつき、再現性といった観点からは、$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験の方が好ましいこと、またその傾向は、大気中のデータよりも軽水炉一次冷却水近似環境中のデータにおいて、より顕著であることが分かった。

論文

Statistical analyses of variability/reproducibility of environmentally-assisted cyclic crack growth rate data relative to $$Delta$$K control modes

辻 宏和; 横山 憲夫; 中島 甫; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 202, p.79 - 86, 1993/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.76(Materials Science, Multidisciplinary)

材料応用工学研究室で整備を進めている原子力材料総合データベースJMPDに格納されている原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データの統計解析を行い、$$Delta$$K(応力拡大係数範囲)増加型の疲労き裂成長試験で得た速度データと$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験で得た速度データのばらつき、再現性を比較した。その結果、データのばらつき、再現性といった観点からは、$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験の方が好ましいこと、またその傾向は、大気中のデータよりも軽水炉一次冷却水近似環境中のデータにおいて、より顕著であることがわかった。

論文

Reliability evaluation of nuclear structural materials through JAERI Material Performance Database(JMPD)

辻 宏和; 横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

Proc. of the 4th Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research (JAERI-CONF 1/JAERI-M 92-207), p.426 - 433, 1992/12

原研で整備を進めてきたJAERI Material Performance Database(JMPD)の現状及びJMPDを用いて原子炉構造材料の信頼性評価した例題を紹介する。JMPDは1986年以来、大型計算機を用いて材料データベースを構築しており、とくに日頃計算機を使用していない研究者でも容易にシステムを使いこなせるように配慮してある点に工夫をこらしている。JMPDに格納してあるデータを利用した原子炉構造材料の信頼性評価においては、(a)試験研究炉用アルミニウム合金の設計降伏点(Sy)及び設計引張強さ(Su)の検討結果、(b)軽水炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データのばらつきと試験方法及び試験雰囲気の影響についての報告を行う。

論文

Effect of $$Delta$$K control modes on variability/reproducibility of fatigue crack growth rate data

辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 189, p.65 - 71, 1992/00

 被引用回数:4 パーセンタイル:41.92(Materials Science, Multidisciplinary)

原子炉圧力容器用鋼材SA533B-1を供試材料として、コンパクト・テンション型試験片を用いた$$Delta$$K(応力拡大係数範囲)増加型及びカンチレバー・ビーム型試験片を用いた$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験を室温大気中で行い、両者のデータのばらつきの程度を統計的に評価するとともに、ばらつきの要因について考察した。その結果、標準化されたコンパクト・テンション型試験片を用いた$$Delta$$K増加型の疲労き裂成長試験は簡便に行えるが、$$Delta$$K一定型の試験に比べて本質的に測定値のばらつきが大きく、データのばらつき/再現性といった観点からは、$$Delta$$K一定型の試験法が好ましいという結論を得た。

論文

高温疲労・クリープ重畳条件下での高温疲労き裂成長速度に及ぼす損傷効果

横堀 寿光*; 加治 芳行; 栗山 卓*; 横堀 武夫*

日本機械学会論文集,A, 57(542), p.2349 - 2354, 1991/10

本研究では、高温疲労条件に応力一定保持時間が重畳された時のき裂成長速度特性とき裂先端近傍の損傷領域成長過程を調べ、これに及ぼす応力保持時間効果の力学的効果を検討し、繰返し速度効果と比較した。その結果、応力保持時間の効果は、損傷領域を相似的に大きくし、疲労の効果にクリープ効果を線形和的に加えるもので、疲労効果、クリープ効果をimplicitな形で同時に含む高温疲労条件の応力上昇過程、下降過程とは機械的に異なることがわかった。

報告書

原子力材料総合データベース/JMPDシステム概要

横山 憲夫*; 塚田 隆; 中島 甫

JAERI-M 90-237, 103 Pages, 1991/01

JAERI-M-90-237.pdf:2.3MB

原子力材料について、その特性データを収集し効率的に利用することを目的として、原子力材料総合データベース(JMPD)の整備を行っている。大型計算機のリレーショナルデータベース上に、原研が実施した原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長に関する国内共通材料試験及び米国電力研究所等で整備している軽水炉構造材料の腐食割れに関するデータベース(EDEAC)等からデータを収集し、疲労き裂成長試験、クリープ試験、応力腐食割れ試験及びSSRT試験のデータを投入した。検索コマンドによる検索のほか、メニュー選択で目的とする検索が可能なシステムを作成し、ユーザフレンドリネスを高めた。また、検索した後に容易に図形処理、解析処理が出来るシステムを検索システムに組み込んだ。

報告書

軽水炉圧力容器用鋼材のき裂成長挙動に及ぼす高温高圧水環境の影響

鬼沢 邦雄; 渡辺 輝夫; 海老根 典也; 中島 伸也

JAERI-M 90-202, 33 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-202.pdf:1.15MB

軽水炉プラントの工学的寿命を決定する重要な機器の一つとして、圧力容器が挙げられる。圧力容器の寿命は、破裂力学に基づき、き裂の発生・成長挙動と、照射脆化による材質劣化挙動により評価される。本報告書は、経年変化現象の把握及び寿命評価手法の確立を目的とし、高温高圧の軽水炉冷却材がき裂成長挙動に及ぼす水の流動状況、溶存酸素濃度及び温度の環境因子、ならびに鋼材中硫黄含有量の複合的影響についてまとめたものである。低流速、高溶存酸素濃度において大きなき裂成長速度となることが確認され、また250$$^{circ}$$C以下の低温ではき裂の枝分かれ現象が観測された。これらの環境因子を考慮した定量的なモデル化の必要性が示唆された。

論文

Statistical analyses of variability/reproducibility of environmentally assisted cyclic crack growth rate data relative to $$Delta$$K control modes

辻 宏和; 横山 憲夫; 中島 甫; 近藤 達男

NUREG/CP-0112, p.231 - 251, 1990/00

材料応用工学研究室で整備を進めている原子力材料総合データベースJMPDに、米国EPRIのデータベースEDEACから入手した疲労き裂成長速度データを再評価して格納した。格納した原子炉圧力容器鋼の疲労き裂成長速度データの統計解析を行い、$$Delta$$K(応力拡大係数範囲)増加型の疲労き裂成長試験で得た速度データと$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験で得た速度データのばらつき、再現性を比較した。その結果、データのばらつき、再現性といった観点からは、$$Delta$$K一定型の疲労き裂成長試験の方が好ましいこと、またその傾向は、大気中のデータよりも軽水炉一次冷却水近似環境中のデータにおいて、より顕著あることがわかった。

報告書

疲労き裂成長速度測定値のばらつきと試験片形状について

辻 宏和; 中島 甫; 近藤 達男

JAERI-M 9969, 17 Pages, 1982/02

JAERI-M-9969.pdf:0.77MB

原子炉圧力容器用鋼材のSA533grade B class 1鋼を供試材として、K一定型のContoured Double Cantilever Beam型試験片ASTM E399準拠のCompact-Tension型試験片を用いて大気中疲労き裂成長試験を荷重制御で行ない、両者のデータのばらつきの程度を統計的に評価するとともに、ばらつきの要因について考察した。標準化されたCT型試験片は簡便ではあるが、K一定型試験片に比べて本質的に測定値のばらつきが多いと判断された。また、測定結果のばらつきが$$Delta$$K水準によって異なることもわかった。その結果、特に精度と再現性が問題となる疲労き裂成長速度の測定のためには、荷重繰返し数Nに対して、直線的なき裂成長挙動を示す$$Delta$$Kが一定の試験法が好ましいものと結論した。

論文

A New parameter for characterizing corrosion fatigue crack growth

高橋 秀明*; M.Suzuki*; 庄子 哲雄*; 近藤 達男

ASME J.Eng.Mater.Technol., 103(10), p.298 - 304, 1981/00

 被引用回数:31 パーセンタイル:89.56(Engineering, Mechanical)

原子炉圧力容器と配管は、平均応力水準が引張状態のいわゆる高応力比条件下で用いられる部分があり、高温高圧の一次系冷却水と接して腐食疲労効果により、き裂成長の促進が起ることを指摘するとともに、速度を定量的に推定する方法を提案した。き裂の先端におけるメカノケミカル反応を、き裂の力学的状態、ミクロ組織、き裂内化学環のそれぞれの実体に即してき裂先端における活性金属面の生成速度、再不動態化速度、き裂内腐食媒体の更新速度によって評価検討し、結局実験的な方法論として、機械的因子は$$Delta$$K、R、K(又は荷重付加速度)をもとに、き裂先端の反応を動力学的に記述することを試みた。その結果、新しいパラメタとして、環境の作用しない、純粋疲労におけるき裂成長速度(時間ベース)〔da/dt〕airを定義してこれをき裂先端の歪速度を代表するものとみなし、各種の破壊力学的因子の寄与とは独立に腐食疲労効果の予測が可能なことを示唆した。

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