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光原 昌寿*; 栗野 晃一*; 矢野 康英; 大塚 智史; 外山 健*; 大沼 正人*; 中島 英治*
鉄と鋼, 109(3), p.189 - 200, 2023/03
被引用回数:0 パーセンタイル:0(Metallurgy & Metallurgical Engineering)本研究では、高速炉通常運転時におけるODS鋼被覆管の使用環境に近い700または750Cのクリープ試験と、事故時を模擬した900から1350Cでの時効処理または高温引張試験での酸化物の成長挙動を確認した。9Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織では、初期状態と比較し、酸化物の成長や数密度の低下が無く、酸化物の分散強化がクリープ変形中に有効に機能していることが分かった。12Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織においては、亜粒界のような転位下部構造の発達はほとんど観察されず、粒内に可動転位が均一に観察された。転位密度は応力の増加とともに増える傾向であった。9Cr-ODS鋼の引張延性は、900から1100Cまで温度上昇とともに低下したが、1200Cで上昇し、1250Cで劇的に低下し、1300Cで再び増加する傾向を示した。12Cr-ODS鋼では、温度の上昇とともに減少する傾向を示した。9Cr-ODS鋼の1200から1300Cにおける複雑な引張特性の変化にはデルタフェライト相の形成が影響していると推察される。なお、本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業JPMXD0219214482の助成を受けたものである。
矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二
JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01
安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。
中山 雄太*; 小川 文男*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*
ISIJ International, 61(8), p.2299 - 2304, 2021/08
被引用回数:3 パーセンタイル:35.36(Metallurgy & Metallurgical Engineering)高温において多軸負荷を受ける改良9Cr-1Mo鋼のクリープ疲労強度について述べる。中空円筒試験片を用いて、さまざまなひずみ波形での低サイクル疲労試験を実施した。低サイクル疲労試験は、軸ひずみを固定した比例負荷と、軸ひずみとせん断ひずみの位相差が90度の非比例負荷の下で実施した。応力緩和とひずみ保持が破壊寿命に及ぼす影響を検討するために、さまざまなひずみ速度での低サイクル疲労試験とさまざまな保持時間でのクリープ疲労試験も実施した。2種類の多軸クリープ疲労寿命評価方法を提案した。第一の方法は、非比例負荷係数とクリープ損傷を考慮したマンソンのユニバーサルスロープ法を使用してひずみ範囲を計算する。第二の方法は、線形損傷則を用いて非比例負荷係数を考慮して疲労損傷を計算し、修正延性損耗則からクリープ損傷を計算する。第二の方法は精度が優れ、第一の方法はそれより精度は劣るが、実用性が高い。
鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08
Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。
町田 秀夫*; 小泉 悠*; 若井 隆純; 高橋 宏治*
日本機械学会M&M2019材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.OS1307_1 - OS1307_5, 2019/11
本研究では、変位制御荷重を受ける管の破壊試験と破壊解析を実施した。ナトリウム冷却原子炉配管における破断前漏洩(LBB)の実現可能性を評価する上で重要な周方向貫通亀裂を有する管の破壊挙動を把握するため、直管とエルボの間の溶接線に周方向貫通亀裂を有する管に対する破壊試験をで実施した。その結果、180度の大きな周方向貫通亀裂があっても、変位制御荷重条件において不安定破壊が生じないことがわかった。材料の引張試験結果に基づいて設定されたGursonのパラメータを使用して、管の破壊解析を実施したところ、解析結果と試験結果とよく一致し、ナトリウム冷却原子炉配管の破壊挙動を予測することが可能であることが分かった。
敦賀総合研究開発センター
JAEA-Technology 2019-007, 159 Pages, 2019/07
1968年の研究開発着手から約半世紀にわたる高速増殖原型炉もんじゅ(「もんじゅ」)の歴史と技術成果を取りまとめた。高速実験炉「常陽」に続く原型炉として、「もんじゅ」は、半世紀にわたる設計, 建設, 運転, 保守等を通じて、数多くの成果を生んできた。本報告書は、「開発経緯と実績」,「設計と建設」,「試運転」,「原子炉安全」,「炉心技術」,「燃料・材料」,「原子炉設備」,「ナトリウム技術」,「構造・材料」,「運転・保守」,「事故・トラブル経験」の計11章に分けて、特徴や成果を概括している。
町田 秀夫*; 荒川 学*; 若井 隆純
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本研究は、Na冷却高速炉(SFR)の破断前漏えい(LBB)評価に適用可能な周方向貫通き裂の開口変位(COD)とJ積分評価に及ぼす局所塑性変形の影響について述べる。J積分とCOD評価法は一般に弾性成分と塑性成分の和として定式化され、これまでにこれら2つの成分に基づく評価式が数多く提案されている。しかしながら、厳密には、塑性成分は、局所塑性成分と大規模塑性成分とからなる。従来の評価方法の多くは、塑性成分として大規模塑性成分のみを考慮することが多い。その理由は、局所塑性成分の影響は、加工硬化の小さい材料を除いて、大規模塑性成分のそれよりはるかに小さいからである。ただ、SFR配管の候補材料の1つである改良9Cr-1Mo鋼のように、降伏応力が大きく加工硬化が小さい材料では、J積分およびCODに対する局所塑性成分の影響は無視できない。そこで、有限要素解析(FEA)結果に基づいて、J積分およびCODに対する局所塑性成分の影響を考慮した式を提案し、亀裂評価に適用しやすいようにした。計算式は、日本機械学会から発行されるSFR機器のLBB評価に関するガイドラインで採用される。
金山 英幸*; 旭吉 雅健*; 小川 文男*; 川畑 美絵*; 伊藤 隆基*; 若井 隆純
材料, 68(5), p.421 - 428, 2019/05
本論文では、厚さ0.76mmの薄板試験片を用いた改良9Cr-1Mo鋼のクリープ損傷評価法を検討した。まず、薄板試験片を用いたクリープ試験の妥当性確認のため、未損傷材から作製した未損傷試験片を用いてクリープ破断試験を既報に追加して行い、試験温度873K、応力160MPaの改良9Cr-1Mo鋼のクリープ破断試験では大気中・真空中の試験雰囲気によるクリープ破断時間の差は明瞭がないことを確認した。バルク試験片のクリープ破断時間よりもミニチュア試験片と薄板試験片のクリープ破断時間が1.3倍程度長かった。つぎに、線形損傷則に及ぼす予損傷試験片の加工の影響を検討するため、予損傷材から作製した予損傷試験片を用いて予損傷条件と同条件のクリープ破断試験を行い、クリープ破断時間が係数1.3程度のバラつき範囲に整理されることを確認した。これに加えて、加速条件のクリープ破断試験を未損傷試験片および予損傷試験片に行い、同結果から薄板試験片を用いた加速クリープ破断試験による損傷評価を行った。試験結果は寿命比則で整理すると係数1.3の範囲に整理された。さらに、加速クリープ破断試験、ビッカース硬さよびラス幅に注目した組織観察の各試験結果から、クリープ損傷量の予測を試み、比較した。加速クリープ破断試験の予測結果はビッカース硬さのそれより精度が高く、ラス幅の予測結果は加速クリープ試験とビッカース硬さの間の精度であった。加速クリープ試験およびビッカース硬さによる予測結果を相加平均で組み合わせる評価手法を提案し、少ない試料数で高精度な予測が可能になる可能性が示された。
矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.
Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04
被引用回数:13 パーセンタイル:85.03(Materials Science, Multidisciplinary)一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000Cでのクリープ強度は、650から850Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相がから相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*
日本機械学会2018年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2018/09
ナトリウム冷却高速炉(SFR)の維持規格によれば、破断前漏えい(LBB)が成立することを条件に、供用期間中検査としての体積試験を連続漏えい監視に置き換えることができるとされている。SFR機器では内圧は小さい。基本的に、検出可能亀裂長さおよび貫通時亀裂長さが不安定限界亀裂長さよりも十分に小さければ、LBBが成立すると結論付けることができる。われわれは、管の幾何学形状,疲労亀裂進展特性,荷重条件の関数として、管の周方向亀裂と軸方向亀裂の両方の貫通時き裂長さを計算する簡略化された方法を既に提案していた。しかし、日本機械学会の規格委員会による審議の過程で、この方法についていくつかの問題が指摘された。そこで、本研究では、貫通時の亀裂長さを計算するための、改良手法について説明する。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
本研究は、高速炉(SFR)配管のLBB評価に使用されるき裂開口変位(COD)評価法を確立するために実施した。SFR配管については、LBB成立を前提に定期検査における体積試験を連続漏えい監視に代えることが想定されている。SFR配管は改良9Cr-1Mo鋼製で、内圧が低く、薄肉大口径である。改良9Cr-1Mo鋼は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して高強度低延性である。LBB評価では、これらを考慮して貫通き裂からの冷却材漏えい率を適切に推定しなければならない。漏えい率はCODと強く関係するので、適切なCOD評価法を確立する必要があるが、薄肉大口径の高強度低延性材料製SFR配管に適用可能なCOD評価法は未だ提案されていない。そこで本研究では、改良9Cr-1Mo鋼の薄肉大口径管に適用可能なCOD評価法を提案した。すなわち、パラメトリックな有限要素解析(FEA)で計算したCODを弾性、小規模降伏と大規模降伏の各成分に分解し、それぞれ多項式近似して与えた。さらに、周方向貫通き裂を有する改良9Cr-1Mo鋼管を用いた4点曲げ試験の結果との比較により、その適用性について検討した。その結果、CODを過大評価する場合があることが分かった。LBB評価では小さめの漏えい率を想定する方が安全側であるため、ここではLBB評価にはCODの弾性成分のみを考慮することを推奨した。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 菊地 浩一*
Proceedings of ASME Symposium on Elevated Temperature Applications of Materials for Fossil, Nuclear, and Petrochemical Industries, 7 Pages, 2018/04
ナトリウム冷却高速炉(SFR)のLBB評価における不安定破壊評価に適用可能な簡易J積分評価法を提案した。改良9Cr-1Mo鋼は日本のSFR配管の候補材料であるが、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して、降伏強度が高く、破壊靭性は劣る。EPRIは全断面塑性解に基づく周方向貫通亀裂のJ積分評価法を提案しているが、SFR配管の形状および改良9Cr-1Mo鋼の材料特性は、この方法の適用範囲外である。したがって、周方向貫通亀裂を有する配管について一連の弾性、弾塑性および塑性有限要素解析(FEA)を実施し、SFR配管に適用可能なJ積分評価法を開発した。FEAから得られたJ積分を、弾性、小規模降伏および大規模降伏の各成分に分解し、それぞれを配管形状、亀裂寸法、材料特性などの関数として多項式近似することで、簡便なJ積分評価法を提案したことにより、破壊力学の知識がなくてもJ積分を用いて2パラメータ法による破壊評価を行うことを可能とした。
渡邊 壮太*; 久保 幸士*; 岡島 智史; 若井 隆純
日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.581 - 585, 2017/10
高速炉の高温構造設計規格では、内圧が低く、熱応力が大きい高速炉の荷重条件の特徴を考慮し、設計者が応力緩和時の弾性追従の程度を特に意識することなく評価できるよう弾性追従係数を一意にq=3と定めた長期一次応力が低い場合の規定がある。非弾性解析を用いてより現実的な弾性追従係数を算定すれば、より合理的な設計が可能となる。そこで、設計への適用性に配慮して非弾性解析による弾性追従係数の算定方法を具体化し、非弾性解析結果から直接求めたクリープ損傷値と、弾性追従係数を用いたクリープ損傷値を比較し、評価手法の適用性を確認した。
岡藤 孝史*; 三浦 一浩*; 佐郷 ひろみ*; 村上 久友*; 久保 幸士*; 佐藤 健一郎*; 若井 隆純; 下村 健太
日本機械学会M&M2017材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), p.591 - 595, 2017/10
次世代高速炉の容器は、容器径が増大し、相対的に薄肉化することに加え、近年の想定地震荷重の増大に対応するため水平免震化されることにより、長周期の水平地震荷重が負荷された状態で、相対的に大きな鉛直荷重を繰り返し受けることになる。加えて、容器材料として、従来のオーステナイト系ステンレス鋼のほか、高降伏応力かつ加工硬化係数の小さい改良9Cr-1Mo鋼の適用も見込まれる。高速炉高温構造設計規格で規定されている座屈評価法は、厚肉容器の塑性座屈を主対象としており、繰返し荷重の影響も考慮されていない。そこで、既往研究の知見も踏まえ、薄肉円筒容器構造の軸圧縮、曲げ、せん断の弾性座屈とそれらの相互作用、および鉛直荷重の繰返し負荷による座屈荷重低下を考慮でき、かつ改良9Cr-1Mo鋼製容器にも適用可能な新たな座屈評価式を提案し、改良9Cr-1Mo鋼製円筒容器に対する座屈試験と数値解析を実施し、当該座屈評価法の適用性と解析精度を検討した。
中島 邦久; 高井 俊秀; 古川 智弘; 逢坂 正彦
Journal of Nuclear Materials, 491, p.183 - 189, 2017/08
被引用回数:8 パーセンタイル:61.68(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉のシビアアクシデント時、ボロンの影響を考慮した熱力学平衡計算によれば、燃料から放出されるCsの気相中での主な化学形の一つとして、CsBO(g)が生成すると予想されている。しかし、核燃料や核分裂生成物などの熱力学データを収めた編纂物によれば、これまで報告されているCsBOの蒸気圧データの不確かさのために、この解析に使用されたCsBO(g)の熱力学データの信頼性は乏しいと評価されている。そのため、信頼性の高いCsBO(g)の熱力学データを得ることを目的に、高温質量分析法によるCsBOの平衡蒸気圧測定を試みた。その結果、CsBOの平衡蒸気圧測定データを用いて、第二法則,第三法則処理により評価した気体CsBOの標準生成エンタルピーH(CsBO,g)は、それぞれ、-700.710.7kJ/mol, -697.010.6kJ/molとなり、過去に報告されている蒸気圧データを用いて得られた第二法則,第三法則処理によるH(CsBO,g)の差異よりも小さくなったことから、これまでよりも信頼性の高い熱力学データを取得できたことが分かった。さらに、既存のH(CsBO,g)についても、本研究で得られたH(CsBO,g)の値と誤差の範囲で一致したことから、信頼性が高いことが分かった。
若井 隆純; 小林 澄男; 加藤 章一; 安藤 勝訓; 高正 英樹*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
異材溶接継手構造モデルに対する熱疲労試験について述べる。JSFR設計においては、IHXとSGにフェライト-オーステナイト異材溶接継手が発生する。JSFRの機器では、クリープ疲労が最も重要な破損様式であるが、異材溶接技手に対するクリープ疲労強度評価法は確立されていない。評価法を開発し検証するためには、構造物試験が必要である。そこで、周方向に改良9Cr-1Mo鋼-SUS304の異材溶接継手を有する厚肉円筒に対する熱疲労試験を行った。これらの鋼種の熱膨張係数は大きく異なることから、中間にNi基合金がバタリング溶接された。試験後の解体検査で、SUS304側熱影響部と改良9Cr-1Mo鋼側熱影響部に深いき裂が観察された。SUS304母材表面には亀甲状のき裂が多数見られた。有限要素解析に基づく疲労損傷評価の結果、最大の疲労損傷はSUS304側熱影響部に発生すると評価された。また、SUS304母材部の疲労損傷も大きく評価された。これらの評価結果は、実験結果とよく一致する。しかし、改良9Cr-1Mo鋼側熱影響は、比較的小さい疲労損傷と評価されたにもかかわらず、深いき裂が観察された。この原因を究明するため、数値解析と金属組織観察を実施した。
阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm107mm222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。
鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 柳原 星児*; 森尻 貢*; 大森 敦*; 若井 隆純
Procedia Materials Science, 12, p.24 - 29, 2016/00
被引用回数:2 パーセンタイル:74.48二つの亀裂を有するステンレス鋼管の構造健全性評価を単純化するため、引張と曲げを組み合わせた非対称な二つの切欠きを有する管の塑性崩壊応力を調べた。非対称の二つの切欠きを有する管の実験的塑性崩壊応力を、単一切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力と比較した。実験的塑性崩壊点は理論的崩壊限界曲線よりも大きかった。単一の切欠きを有する管の理論的塑性崩壊応力を使用して、引張と曲げを組み合わせた非対称の二つの亀裂を有するステンレス鋼管の健全性を簡単かつ控えめに評価することができることを示した。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 佐藤 健一郎*
日本機械学会M&M2015材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2015/11
ナトリウム冷却型高速炉の改良9Cr-1Mo鋼配管のLBB評価に適用する感通じき裂長さ評価法について述べる。実際の設計条件ではほとんどき裂は貫通しないけれども、LBB評価においては仮想的な貫通時き裂長さを求められる。一般に貫通時き裂長さは、膜・曲げ応力比で決まり、純曲げ応力の場合が最も長くなる。本研究では、軸方向および周方向の貫通時き裂長さを膜・曲げ応力比と材料特性の関数として簡易に求める方法を提案した。この方法によって、荷重条件と疲労き裂進展特性が分かれば、貫通時き裂長さを求めることができる。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 佐藤 健一郎*
日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2015/09
周方向き裂つき配管の不安定破壊評価に用いるJ積分評価法について述べる。JSFR配管では変位制御型負荷が支配的であるので、き裂の存在によって配管系の荷重バランスが変化する。また、薄肉大口径で、かつオーステナイト系ステンレス鋼に比べ非線形性の高い改良9Cr-1Mo鋼で製作される。J積分評価法としては、EPRIの方法があるが、JSFR配管の形状と材料特性は適用範囲から外れる。そこで、有限要素解析結果に基づいて、改良9Cr-1Mo鋼製薄肉大口径管に適用可能なJ積分評価法を開発した。