Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
高見澤 悠; 西山 裕孝; 平野 隆*
Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08
原子炉圧力容器(RPV)は中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度(DBTT)に基づき中性子照射による材料劣化を予測した上で構造健全性評価が行われている。シャルピー衝撃試験で得られるDBTTには試験に依存した様々な不確かさが含まれる。本研究では、原子力機構がこれまでに取得したRPV鋼の未照射材・中性子照射材データを用いて、ベイズ統計に基づく解析モデルを構築し、試験片の採取位置のばらつき、試験片の数、試験温度を考慮した上でDBTTの不確かさを評価可能な手法を整備した。上記の手法を用いて国内RPV鋼に対する評価を行い、試験数や試験温度がDBTTの不確かさに及ぼす影響を定量的に明らかにした。
若井 栄一; 松川 真吾; 山本 敏雄*; 加藤 佳明; 高田 文樹; 杉本 昌義; 實川 資朗
Materials Transactions, 45(8), p.2641 - 2643, 2004/08
被引用回数：6 パーセンタイル：41.09(Materials Science, Multidisciplinary)JMTR炉で300
C, 2.3dpaまで中性子照射したF82H鋼の引張り特性に関する破断と硬化の挙動に及ぼすHeの効果を調べた。本研究では材料中にHeを生成させるためにアイソトープ調整したボロンを添加させ、中性子照射中にHe量を約5から330appmまで発生させた。照射後、室温にて引張り試験を行い、破断面をSEMで観察した。その結果、He生成量の増加に伴って硬化量がやや増加したが、絞りは減少傾向にあった。この絞りと破断時の強度から近似的に算出した破断応力は材料中に生成したHe量の増加に伴って減少することがわかった。他方、ボロンと窒素を微量添加したF82H鋼(Fe-8Cr-2W-0.1C-0.3V-0.04Ta)の引張り特性とシャルピー衝撃特性の試験片サイズ効果を調べた。引張り試験には標準的サイズのJIS 14A(平行部径6mm,平行部長さ33mm)と小型サイズのSS-J3(平行部1.2mm
0.77mm,平行部長さ5mm)を用い、シャルピー衝撃試験には標準の1/2t-CVNと小型の1/2t-1/3CVNを用いて評価した。その結果、引張り特性に関しては試験片の小型化による影響はほとんどなかったが、衝撃特性では試験片の小型化によって、破断面の単位面積あたりの吸収エネルギーが低下しただけでなく、DBTT(延性脆性遷移温度)が約12C低下することがわかった。
大岡 紀一*; 石井 敏満
非破壊検査, 52(5), p.235 - 239, 2003/05
国内の原子力発電プラントの使用期間延長が計画されている中で、長期間運転に伴う原子炉圧力容器の照射脆化の予測や評価に資する新たな手法の開発への取り組みが盛んに行われている。本稿は、原子炉圧力容器の供用期間中の健全性を評価するための現行の監視試験法について、また、運転期間の延長に伴う監視試験片数の不足への対応として、試験を終了した照射後試験片の一部を利用して新たな照射試験片を製作するための「監視試験片の再生技術」などの技術開発及び原子炉圧力容器の照射脆化を非破壊的に評価するための技術開発について紹介したものである。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
Effects of Radiation on Materials: 20th International Symposium (ASTM STP 1405), p.79 - 96, 2001/07
原子炉圧力容器の健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる遷移温度シフトが破壊靱性のシフトと等しいと仮定して、照射後の破壊靱性を評価している。そこで本研究では、予き裂シャルピー破壊靱性(PCCy)試験片を用いて求めた破壊磁性シフトとシャルピー遷移温度シフトとの比較を行った。4種類の国産圧力容器用ASTM A533B-1鋼を用い、中性子照射試験はJMTRにおいて、最高1310
(n/cm
,E
1MeV)まで実施した。また、照射後焼鈍による脆化の回復挙動についても、双方のシフトを比較した。焼鈍条件は、350
及び450で100時間である。破壊靱性シフトは、最弱リンク理論に基づくマスターカーブ法を適用して求めた。ばらつきは大きいものの、破壊靱性遷移温度のシフトは、シャルピー試験から求まる遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。
O
containing tungsten material谷口 正樹; 中村 和幸; 佐藤 和義; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 秋場 真人
Fusion Technology, 39(No.2 Part.2), p.890 - 893, 2001/03
ディスラプション等における高熱負荷に対するアーマ材料の損耗特性の把握は、機器の寿命を評価するうえで非常に重要である。本研究ではダイバータ用アーマ材の候補として有望な、ランタン酸化物含有タングステン材のディスラプション損耗特性を評価するために、電子ビーム照射装置を用いた熱衝撃試験を行った。熱衝撃後の試料表面を光学顕微鏡、SEMにより観察すると、純タングステンでは非常に滑らかな再凝固領域が見られるのに対し、ランタン含有タングステンでは激しい溶融・蒸発により、溶融層の飛散した痕跡が認められた。また、重量減少から評価した損耗量は、ランタン含有タングステンのほうが純タングステンに対し3倍程度大きいことがわかった。タングステンより融点の低いランタン酸化物成分の突沸が、激しい溶融層の飛散を引き起こし、損耗量の増加にとながっているものと考えられる。
新見 素二; 松井 義典; 實川 資朗; 星屋 泰二; 塚田 隆; 近江 正男; 三村 英明; 大岡 紀一; 秀 耕一郎*
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.92 - 96, 1999/00
被引用回数：5 パーセンタイル：40.62(Materials Science, Multidisciplinary)析出硬化型630ステンレス鋼の引張試験片、破壊靱性試験片及びシャルピー衝撃試験片をJMTRにおいて冷却水温度である325Kにて照射した。速中性子の照射量は最高で1.210
m
(E1MeV)である。試験温度は引張及び破壊靱性試験を293Kで、シャルピー衝撃試験は273~450Kの範囲で行った。引張強さは速中性子照射量710
m付近で1600MPaのピークを示し、それ以降は、1500MPa(1.210m-2)付近まで照射量とともに徐々に低下した。伸びは未照射材で12%程度、710mまでの照射で7%に低下した。破面観察結果は破壊が延性的であったことを示した。破壊靱性値は照射によって未照射材の約半分に低下した。破壊靱性試験片では、へき開破面が支配的であった。シャルピー衝撃試験によるDBTTは照射によって60K上昇した。
宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 河村 弘
Phys. Scr., T81, p.98 - 100, 1999/00
被引用回数：2 パーセンタイル：26.13(Physics, Multidisciplinary)核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.610
n/cm(照射温度283C)で照射した2次元CFC材に500MW/m40msの熱衝撃を与えた場合の損耗重量は、未照射材の約2倍になることが明らかとなった。本データは対向材の寿命や真空容器内のダスト生成量等を評価するための重要なデータとなる。
西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 中村 照美*; 貝原 正一郎*; 吉田 和夫*; 佐藤 彰*
JAERI-Tech 98-041, 30 Pages, 1998/10
本報告書は平成7,8年度に実施した照射試験片の再生技術の開発に関する原研・IHI共同研究の成果をまとめたものである。当該年度は、表面活性化接合法の高度化を図るために、接合面形状の変更を行い、接合制御パラメータとしてトルクを導入した。また、接合した試験片の非破壊検査、接合中の試験片の温度測定等を行うとともに、接合がシャルピー衝撃試験結果に与える影響等について詳細に検討した。さらに、中性子照射を受けても接合部の健全性が確保できることを示した。
宇田 実*; 石塚 悦男; 佐藤 和義; 秋場 真人; 山村 千明*; 竹林 修市*; 河村 弘
Fusion Technology 1998, 1, p.161 - 164, 1998/00
核融合炉のプラズマ対向材の候補である炭素繊維強化炭素複合材(CFC材)は、これまで熱衝撃試験の中性子照射データが取得されていない。このため、JMTRホットラボ内に設置したインセル加熱試験装置(OHBIS)を用いて、中性子照射したCFC材の熱衝撃試験を行った。試験の熱衝撃エネルギーは、ディスラプション時に対向材へ吸収される量に相当する20MJ/mである。試験の結果、損耗重量は中性子照射量の増加とともにほぼ直線的に増加し、5.610n/cm(照射温度283C)で照射した2次元CFC材に500MW/m40msの熱衝撃を与えた場合の損耗重量は、未照射材の約2倍になること、及び損耗深さは中性子照射量の増加とともに微増することが明らかとなった。これは中性子照射による熱伝導率の低下が試料の加熱部分を拡大させたことにより、損耗重量及び深さが増加したと考えられる。
星屋 泰二; 近江 正男; 松井 義典; 西川 雅弘*
Journal of Nuclear Materials, 258-263(PT.B), p.2036 - 2040, 1998/00
被引用回数：13 パーセンタイル：70.9(Materials Science, Multidisciplinary)遠隔操作及び補修技術の観点から要素迅速交換技術として形状記憶合金を利用した応用技術が着目されている。しかしながら、同合金の照射挙動に関するデータは少なく、同合金を利用した継手の締結機能に及ぼす中性子照射効果には不明な点が多い。高速中性子照射量1.410
mまで照射したTi-Ni系形状記憶合金及び合金継手試料の照射後引張、衝撃試験、継手内径測定試験を実施した。323Kで照射した継手試料の加熱冷却時に生じる温度履歴は503Kで照射した同試料の履歴の1.5倍であり、これは照射による変態温度低下及び変態温度区間の拡大に起因する。二方向継手試料では、内径の可逆変化量は照射により減少したものの、未照射試料の変化量の7割を保持した。二方向付けのために同合金継手に導入された応力場は、照射により生ずる残留歪と密接に関連し、照射効果が低減したと予想される。
中村 照美*; 貝原 正一郎*; 吉田 和夫*; 佐藤 彰*; 鬼沢 邦雄; 西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀
石川島播磨技報, 36(2), p.91 - 97, 1996/03
試験済みの原子炉圧力容器監視片(シャルピー衝撃試験片)の未変形部分を利用し、シャルピー衝撃試験片を再生する方法として、材料を溶融させずに低温で接合可能な表面活性化接合法の適用を検討した。その結果、本手法が他の溶接による接合法と比較して、接合中の温度上昇や熱影響部幅を抑えるという試験片再生技術に求められる要件において、より優れた試験片再生手法であることを確認した。また、本手法により接合した継手のシャルピー衝撃特性は母材と同等であった。
西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 柴田 勝之; 貝原 正一郎*; 中村 照美*; 佐藤 彰*; 吉田 和夫*
JAERI-Tech 96-003, 30 Pages, 1996/02
原子炉圧力容器用ASTM A533B-1鋼を用いて、表面活性化接合法によるシャルピー衝撃試験片再生法について、実際の試験片寸法、再生手順を模擬した接合試験を実施し、接合条件等を確立した。今年度は、超高真空接合装置を新たに整備し、熱影響部幅が接合界面から片側約1mmとなる接合条件を見いだした。また、実際のシャルピー試験片101055mmと同じ断面寸法を有する角型試験片と丸型試験片(
16mm)の接合では、角型試験片に変形防止用サポートを接着することにより、1010mmの全面で接合が得られた。さらに、接合面の形状を凹凸にすることにより、熱影響部幅を均一に、しかも狭くした接合が可能となった。一方、放射化材を取り扱える遠隔操作型接合装置の基本仕様について検討し、接合機構、装置寸法の制約等を示すとともに、基本性能を定めた。
西 宏; 山田 猛*; 荒木 俊光*
原子力工業, 42(9), p.18 - 21, 1996/00
固相拡散結合法は溶接性の悪い材料の接合に利用されつつある。また母材を溶融することなく接合できるため材質の変化を伴わず、さらに変形量が少ないため複雑な形状の接合に使われ始めている。原子力機器の製造における接合法としての固相拡散接合法は実績は少なく、現在のところ接合条件と継手性能の関係を基礎的に調べる研究の段階である。そこで固相拡散接合法の原子力分野への適用拡大を図るため、固相拡散接合法の接合機構、接合方法、適用事例と継手性能について説明した。特に最近の研究事例として、核融合炉ブランケットへの適用が考えられている、316ステンレス鋼同志の接合及びアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の異材継手の性能試験結果について述べ、その有用性を説明した。
中村 照美*; 西山 裕孝
原子力工業, 42(9), p.26 - 29, 1996/00
使用済みの原子炉圧力容器監視試験片(シャルピー衝撃試験片)の未変形部分を利用してシャルピー衝撃試験片を再生する方法として、熱影響が小さい接合を可能とする表面活性化接合法を適用した。その結果、本方法が他の一般的な溶接による接合法と比較して、照射脆化の回復防止のために接合時の温度上昇を抑えるという試験片再生の技術的な要件において、より優れた方法であることを確認した。また、接合によるシャルピー衝撃特性への影響についても検討した。
宇賀地 弘和; 石山 新太郎; 衛藤 基邦
日本原子力学会誌, 36(2), p.138 - 145, 1994/02
被引用回数：1 パーセンタイル：17.86(Nuclear Science & Technology)HTTRの炉心および炉心支持構造材として用いられるIG-11およびPGXの2銘柄の黒鉛材料について、ひずみ速度が最大100s
以上に致る速度域において衝撃引張り試験を実施し、これら黒鉛材料の変形ならびに破壊特性に関する測定を行った。その結果、IG-11黒鉛では100s、PGX黒鉛では1sのひずみ速度以上では急激な引張り強度の低下が見られた。また、ひずみ速度の増加に伴ない、試験片体積は増加し、ポアソン比は減少する傾向が見られた。両黒鉛材料の応力-ひずみ関係は100s以下のひずみ速度では顕著なひずみ速度依存性は示さないが、100s以上ではIG-11黒鉛の荷重方向のひずみが極端に増加した。
荒井 長利; M.Roeding*; 馬場 信一
Proc. of the 12th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. SD; SMiRT 12, p.267 - 272, 1993/00
C/Cコンポジット候補材料の熱機械的特性を研究するために新しい試験方法を開発した。この試験装置は、高周波誘導加熱により種々の程度の熱負荷を円板試験片に与え、その温度プロフィルと直径変化を観測できるようになっている。まず、3種のC/Cコンポと1種の等方性黒鉛についての熱的挙動の実験から、温度依存の熱膨張係数を決定した。また、直径50mmの円板の急速加熱の実験から、第一壁アーマ候補材料であるC/Cコンポ(2種)は内外径温度差が1320Kでも破壊しないことが分った。この様に、本実験結果は、非線型熱弾性解析と協同することにより異方性複合材料の熱的及び破壊挙動を定量的に評価するために有効である。
荒井 長利; 馬場 信一; 衛藤 基邦
Proc. of the Asian Pacific Conf. on Fracture and Strength 93; APCFS 93, p.695 - 700, 1993/00
等方性黒鉛の熱機械力学を新たな熱衝撃試験法と非線形熱弾性解析とを用いて研究した。実験ではIG-11黒鉛製中空円板に誘導加熱法により様々の大きさの熱負荷を与えた。試験片の温度分布と内外径変位の測定のため特別の計測を行った。この装置により熱応力破壊を発生させた。破壊開始時の限界温度条件から熱応力破壊強度を評価するため、解析的応力計算式を用いた。この結果、IG-11黒鉛円板の熱応力破壊強度は室温の単軸引張強さの約1.6倍であることが分った。この強度増加は物性値の非線形性と応力分布の非一様性によるものである。このことから、2次応力場の破壊基準が1次応力場に対するそれよりも緩やかであることが示唆できる。
姫野 嘉昭; 森川 智; 川田 耕嗣; Yorita, E.*; Fujiwara, T.*; Kaneshige, T.*; Irie, S.*
PNC TN9410 91-092, 11 Pages, 1991/01
None
中村 和幸; 山田 禮司; 西堂 雅博; 村上 義夫
Journal of Nuclear Materials, 111-112, p.852 - 855, 1982/00
被引用回数：15 パーセンタイル：80.73(Materials Science, Multidisciplinary)JT-60の第一壁材の候補として低原子番号の物質を被覆した材料が考えられている。しかし、もしプラズマが不安定となった場合、第一壁には衝撃的な熱負荷が加わることとなるため、これらの被覆材料の熱衝撃下での密着性を調べることが極めて重要である。熱衝撃試験に用いた試料は化学蒸着及び物理蒸着法によってTiC,TiNを被覆したモリブデン及びインコネル625である。照射は30keV/H,4X10
H/cmsec(2KW/cm)の水素ビームで、基板が解ける照射時間までパルス的に行なった。照射後、被膜の表面を走査型電子顕微鏡で観察し、モリブデン基板上及びインコネル625基板上各々の被膜について比較した。その結果、モリブデン基板では化学蒸着のTCのインコネル625基板では化学蒸着のTiNの密着性の高いことが判った。
三田村 久吉; 妹尾 宗明; 石崎 寛治郎*; 田代 晋吾; 加藤 修*; 馬場 恒孝; 木村 英雄; 降矢 喬*; 野村 正之; 荒木 邦夫
JAERI-M 9191, 18 Pages, 1980/11
高レベル廃棄物固化体の衝撃破壊特性を明らかにするため、直径5cmの模擬高レベル廃棄物ホウケイ酸ガラス固化体を用いて、最高9mからの落下衝撃試験を行った。さらに、落下衝撃を受けた試料について、100C、1hの浸出試験を行い、Cs、Na浸出量と表面積との関係を調べた。この結果、単位衝撃エネルギー当たりの増加表面積として、6.210
m/Eg・mという値が得られた。また、浸出については、破壊の小さい領域では、Cs、Na浸出量と表面積の間に比例関係があることが分った。
