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礒崎 和則; 冨田 直樹
PNC TN9410 97-062, 169 Pages, 1997/05
高速原型炉「もんじゅ」のナトリウム漏えい事故は、ナトリウムの流れによって温度計ウェルの後流に発生する対称渦による流力振動に伴う高サイクル疲労破損が原因であった。したがって、「もんじゅ」と同様に、1次及び2次冷却系ナトリウム配管にナトリウム温度を測定するナトリウム中に突き出した温度計ウェルが多数設置されている「常陽」においても、これらについて流力振動評価を行った。温度計ウェルの流力振動評価においては、「常陽」の設工認における流力振動評価の実施状況調査、並びに温度計ウェルのうちナトリウム中に突き出した長さを片持ち梁とした固有振動数とASME Code Section III Appendix N-1300の揚力及び抗力方向のロックイン回避の判定基準(無次元流速Vr
1.0 )に基づく簡易流力振動評価を行った。さらに、簡易流力振動評価を満足しない2次主冷却系のうち12B配管に取り付けられた温度計ウェルについては、詳細な振動特性の把握と水流動試験を実施し、その構造健全性評価を行った。この結果、2次主冷却系12B配管用温度計ウェルは、熱電対が挿入されていない温度計ウェルを用いた水流動試験結果から、原子炉定格出力運転時の100 %流量運転状態で、ウェル先端変位振幅0.13mm(無次元変位振幅0.015)、ウェル細管付け根部発生ピーク応力2.9kg/mm2 となり、保守的に設定された設計疲労限である5.3kg/mm2 を十分満足していることを確認した。
野上 嘉能; 宮本 寛; 飛田 典幸; 小幡 真一; 上村 勝一郎; 山本 純太
PNC TN8410 93-228, 66 Pages, 1993/07
FBR用中空ペレット製造技術開発の一環として、成形用金型を試作した。本報告書は、今後実施される中空コアロッドの性能評価試験に供するため、金型の設計および強度、寿命についての予測解析を行い、試作結果についてまとめたものである。中空コアロッドの予備解析の内、座屈強度に関しては、超硬合金製では
1.50mm以上、SKH製では2.00mm以上のものが使用可能であった。しかし、中空コアロッドに働く軸圧縮力の計算条件に推定値が入っているため、それらの解析を待って、再解析する必要があると考える。疲労強度に関しては、超硬材製で1.50mm以上の場合49kg/mm2以上、SKH製で2.00mm以上の場合37kg/mm2以上の疲れ限度を有する材料であれば、使用可能と思われる。文献データから推定すると、SKH製で2.00mm以上の場合、疲労せず使用可能の見通しがある。超硬材製については、文献データからは推定できなかった。耐磨耗性については、超硬材のAF1が一番耐磨耗性が良かった。(以下、D2-G5-GH880R
SKH51-GH96Rの順)金型は、ウイズドロアル式プレス(Pu第1開発室R-125室既設)に取付けられるものであり、中空コアロッド、上・下パンチ、ダイスより構成される。試作金型は、予備解析及び使用実績等を基に各種超硬合金(4種類)及び高速度工具鋼(1種類)を用い、中空コアロッドのチップ径が1.00
2.50mm(0.5mmごと)のものを試作した。中空コアロッドは、チップ部の表面荒さを0.2S以内に抑え、目視上鏡面状態に仕上げた。取扱性は、チップ部が超硬合金の場合、WC-Coをベースにしているため、脆性破壊が予想されたにもかかわらず、指で3mm程度曲げたり、机の角部へ45cm上方から降り下ろしても破損せず、良好な状態であった。今後は、試作した金型を用いて、座屈強度、疲労強度、耐磨耗性の試験を行い金型の性能評価を実施する予定である。
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。
小峰 陲司; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 吉田 英一; 一宮 正和; 和田 雄作
PNC TN9410 92-089, 61 Pages, 1992/03
Mod.9Cr-1Mo鋼(NT)の許容ひずみ範囲は、平成元年度に材料強度基準等の高度化の中で、2・1/4Cr-1Mo鋼(NT)の値を代用して暫定値として与えてきた。これは、最適疲労破損式を定式化するためのMod.9Cr-1Mo鋼に対する疲労試験データが少なかったことと、2・1/4Cr-1Mo鋼(NT)の値を用いれば保守的に評価できるとの考え方からである。そこでMod.9Cr-1Mo鋼(NT)について、クリープ疲労評価法の高度化の一環として、低サイクル疲労試験ならびに低ひずみ速度疲労試験や高サイクル疲労試験を実施し、本鋼における最適疲労破損式の策定と許容ひずみ範囲
lの暫定値を新たに提案した。(1)最適疲労破損式の策定は、温度依存性やひずみ速度依存性を考慮するため、Mod.9Cr-1Mo鋼と類似鋼種である2・1/4Cr-1Mo鋼の疲労特性が有効であると判断し、同鋼の最適疲労破損式をベースに、汎用回帰解析により当てはめ性や温度・速度依存性の記述性等の検討を行った。その結果、高サイクル側に到るまでMod.9Cr-1Mo鋼の疲労特性を適切に評価する最適疲労破損式が得られた。(2)Mod.9Cr-1Mo鋼に対する許容ひずみ範囲A,B,C線図(暫定値)を、新しい最適疲労破損式によって提案した。(3)今回提案する375のMod.9Cr-1Mo鋼の許容ひずみ範囲に対し、従来暫定的に用いられてきた低合金鋼に対する通商産業省告示の設計基準線は非常に控え目で、Mod.9Cr-1Mo鋼の疲労特性はこの基準線を大きく上回っていることがわかった。また、Mod.9Cr-1Mo鋼の設計疲労線図を告示で新たに規定する場合には、現在の低合金鋼に対する許容値よりもかなり高い値(10の6乗サイクルひずみ範囲にして約2倍)に改定できるものと考える。
浅山 泰; 長谷部 慎一; 一宮 正和
PNC TN9410 92-148, 65 Pages, 1992/02
Mod.9Cr-1Mo鋼は高速実証炉の蒸気発生器の最有力候補材料として実用化が進められており,その重要課題の一つとして溶接継手強度評価法の開発が行われている。本溶接継手は,溶接時の熱影響により母材軟化部(以下「熱影響部」という)が生じるため,同部の挙動・強度が溶接継手全体の強度に影響を及ぼす可能性がある。このため,熱影響部が軟化せず,同部が溶接継手の強度に及ぼす影響を考慮する必要のなかったSUS304溶接継手の強度評価法をそのまま適用することはできない。本報告では,Mod.9Cr-1Mo鋼溶接継手の疲労強度評価法を開発することを目的とし,同継手のひずみ集中のメカニズムを,母材,熱影響部,溶接金属の動的応力ひずみ関係及び疲労寿命のみに基づくモデルを用いて,FEM解析により解明し,疲労破損との対応を明らかにした。この結果,寿命初期においては熱影響部にひずみ集中が生じるが,繰返しひずみ負荷に伴い,母材が軟化するのに対し,熱影響部はほとんど軟化せず,半寿命付近で両者の硬さがほぼ等しくなると考えられるため,半寿命付近以降ではもはや熱影響部にはひずみ集中は生じず,母材においてひずみ集中が生じることが明らかになった。さらに,このひずみ集中挙動に基づき本鋼溶接継手の累積疲労損傷を評価すると,本解析を行った条件下ではすべての場合において熱影響部の疲労損傷は継手の中で最大とはならず,熱影響部で破損は生じないことが明らかとなった。疲労破損は弾性域近傍以上のひずみ範囲ではひずみ集中挙動に支配され母材で生じ,弾性域近傍以下のひずみ範囲では疲労強度に支配され溶接金属で生じる可能性があることが明らかとなった。この結果は,疲労試験結果と一致した。本検討により,FEM解析に基づいて本溶接継手の疲労強度を評価することが可能であることが明らかとなった。この結果を応用することにより,実際の構造物の溶接継手の疲労強度も,FEM解析により合理的に評価できる。
浅山 泰*
PNC TN9410 90-093, 68 Pages, 1990/01
著者らは前報において、高温構造材料の多軸負荷下における疲労およびクリープ疲労挙動の把握と解明の第一段階として、550においてSUS304の軸力-ねじり重畳負荷による高温多軸疲労試験をおこない、(1)非比例負荷下では比例負荷に比較して疲労寿命が1/21/3程度に低下すること、(2)この寿命低下はひずみ経路を考慮したMises型の相当ひずみ範囲によりほぼ合理的に評価できることを明らかにした。本報ではこの第二段階として、比例および非比例負荷下でクリープ疲労試験を行い、次の知見を得た。(1)非比例クリープ疲労下でも比例クリープ疲労に比較してさらに1/21/5程度に寿命の低下が生じる。(2)非比例クリープ疲労においても応力緩は軸力0,せん断応力0の原点に向かって比例的に生じる。(3)非比例クリープ疲労寿命は、相当ひずみ範囲としてひずみ経路を考慮したMises型相当ひずみを用い、ひずみ保持中の応力緩和をMises型の相当応力で評価し、これらに基づき単軸疲労特性,単軸クリープひずみ特性及び単軸クリープ破断特性から疲労損傷,クリープ損傷を求め、これらを線型損傷則に用いることにより工学的にほぼ合理的な評価を行える。
古平 恒夫; 鈴木 道明*; 宇賀 丈雄
JAERI-M 6213, 43 Pages, 1975/08
原研における多目的高温ガス実験炉開発の一環として「多目的高温ガス実験炉高温構造設計指針」が、ワーキング・グループ(HWG-4)を中心にまとめられた。この指針において、高温部と圧力部に構造を分離していることが特徴として挙げられ、これに伴って、使用材料も前者はハステロイ-X、後者は2 1/4CR-1Mo鋼が採用されている。本報告は、今回の設計指針の作成に際して、2 1/4CR-1Mo鋼(焼なまし材)およびハステロイ-Xの設計応力強さの妥当性の評価、あるいは、設計応力強さ決定のために、国内外の文献、カタログ、技術資料等を調査し、検討した結果をまとめたものである。なお、これらの材料の設計応力強さは、ASME Section IIIおよびCode Case 1592の決定基準に準拠して求めている。
