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報告書

SUS316及びSUS321の材料試験データ集,1

橋立 竜太; 加藤 章一; 栗原 成計

JAEA-Data/Code 2019-005, 117 Pages, 2019/07

JAEA-Data-Code-2019-005.pdf:2.54MB

SUS316及びSUS321は、高温強度特性等に優れていることから、高速炉の構造材料に使用されている。本報告書は、これまで材料試験において取得された両鋼に関する機械的強度特性データを取りまとめたものである。長時間試験やナトリウム環境下での試験など多くの貴重な試験データを有するものであり、高速炉の構造材料研究に役立つものである。

論文

Ultra-high temperature creep rupture and transient burst strength of ODS steel claddings

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

 パーセンタイル:100(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1000$$^{circ}$$C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。1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度は、650から850$$^{circ}$$C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$$alpha$$から$$gamma$$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。

論文

Model calculation of Cr dissolution behavior of ODS ferritic steel in high-temperature flowing sodium environment

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 加藤 章一; 古川 智弘; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Materials, 505, p.44 - 53, 2018/07

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

高温流動Na中での燃料被覆管からのCr溶出挙動に及ぼす各種試験パラメータ(Na中溶存Cr濃度、試験温度、軸方向温度勾配、Na流速)の影響を系統的に把握するための計算モデルを構築し、数値計算を行った。Cr溶出挙動が液体Na中の溶存Cr濃度の微量の変化に大きく影響される計算結果を得た。Na中のCr濃度は、Na冷却高速炉(SFR)内における燃料被覆管からのCr溶出挙動の予測・制御のため、注目すべき重要なパラメータであると考えられる。Na中溶存Cr濃度を0.07wtppmmとした場合の本モデル計算で得たODS鋼被覆管肉厚方向のCr濃度プロファイルは、BOR-60照射試験データとよく一致した。

論文

Thermal fatigue test on dissimilar welded joint between Gr.91 and 304SS

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。

論文

Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 井上 利彦; 加藤 章一; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:4.24(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。

論文

Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の高温強度に及ぼす繰返し軟化の影響

鬼澤 高志; 永江 勇二; 加藤 章一; 若井 隆純

材料, 66(2), p.122 - 129, 2017/02

次世代ナトリウム冷却高速炉では、配管の短縮化などによる物量削減を図り、優れた経済性を達成するために、高温強度と熱的特性に優れる改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に適用することを検討している。改良9Cr-1Mo鋼は、繰返し負荷に伴い軟化挙動を示す材料であり、繰返し軟化により引張特性やクリープ特性に影響があることが報告されている。しかしながら、繰返し軟化条件をパラメータとして、系統的に高温材料特性への影響を検討した例はない。このため、改良9Cr-1Mo鋼について、繰返し軟化条件をパラメータとした繰返し軟化材を製作し、それらの引張試験およびクリープ試験を実施し、繰返し軟化条件と高温材料特性が受ける影響の関係を評価した。加えて、それら評価に基づき、高速炉設計における繰返し軟化効果の取扱いについて検討を実施した。

論文

Creep-fatigue tests of double-end notched bar made of Mod.9Cr-1Mo steel

下村 健太; 加藤 章一; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 廣瀬 祐一*; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05

本研究は、SFR機器の設計基準が考えうるすべての破損様式をカバーしていることを確認するための実験的・解析的研究である。現行の設計基準におけるクリープ疲労損傷評価法は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼(例えばSUS304)の実験や数値解析に基づいて構築されている。改良9Cr-1Mo鋼の材料特性はオーステナイト系ステンレス鋼のそれらとはかなり異なるので、現行の設計基準の改良9Cr-1Mo鋼製機器への適用性を確認する必要がある。両側切欠きを有する改良9Cr-1Mo鋼試験片に対する30分のひずみ保持を伴う単軸クリープ疲労試験を実施した。キリカキ底の半径は、1.6mm, 11.2mmと40.0mm。1.6mmと11.2mmの切欠き試験片は切欠き底から破損したが、40.0mmの切欠き試験片は明らかに内部から破損した。また、保持時間は合計わずか2,000時間程度であるにもかかわらず、多くのクリープボイドと、粒状界き裂成長が観察された。このような特異な破損様式の原因を究明するため、いくつかの追加実験と数値解析を実施した。それらの結果から、このような特異な破損様式の原因を絞り込むことができた。最大の要因をはっきりさせるための将来の計画も提案した。

論文

Current status of the technology development on lithium safety handling under IFMIF/EVEDA

古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一; 飯島 稔; 大高 雅彦; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 若井 栄一

Fusion Engineering and Design, 89(12), p.2902 - 2909, 2014/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:36.56(Nuclear Science & Technology)

核融合炉-DEMOで適用が計画されている候補材料の照射試験のために、幅広いアプローチ活動の下で、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学設計・工学実証活動(EVEDA)が進められている。IFMIFターゲット施設の日本側の主要な活動は、世界最大級のリチウムループである「EVEDAリチウム試験ループ(ELTL)」を用いた工学実証である。このELTLの設計・制作と並行して、リチウム安全取扱いに関する技術確立に向けた研究が、IFMIF-EVEDAの下で関連技術の一つとして2008年より開始された。この研究では、リチウムの化学反応に関する実験、リチウム燃焼に関する実験、リチウム中不純物の化学分析技術の確立及び先進型リチウム漏えい検出器の開発を行った。本報告では、これら研究成果の現状について述べる。

論文

Corrosion of austenitic steel in leakage lithium

古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一

Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2502 - 2505, 2013/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.81(Nuclear Science & Technology)

IFMIFで使用されるリチウムはが大気中の酸素,窒素及び湿分と反応した場合、酸化物や水酸化物及び窒化物を形成することが知られている。本研究では、これらリチウム漏えいにより形成する種々のリチウム化合物中でのオーステナイト系ステンレス鋼の腐食挙動を調べた。実験では、アルミナタンマン管にリチウム化合物とステンレス試料を充てんし、850$$^{circ}$$Cまで加熱処理を行った。その後、アルコールによる洗浄を行い、ステンレス試料の重量変化と近相観察を実施した。その結果、リチウム過酸化物を含有する環境下においてステンレス試料の激しい腐食が観察された。リチウム酸化物中では、熱力学考察のとおり、腐食は確認されなかった。リチウム水酸化物や窒化物中では、ステンレス試料はわずかに腐食を生じていた。

報告書

高酸素濃度ナトリウム環境下におけるFBR構造材料の腐食及び疲労特性

吉田 英一; 加藤 章一; 古川 智弘

JAEA-Research 2012-034, 68 Pages, 2013/01

JAEA-Research-2012-034.pdf:11.75MB

ナトリウム中の酸素濃度は材料腐食の支配的な因子であり、酸素の影響については十分な評価が必要である。本研究では、高酸素濃度のナトリウム環境下におけるFBR構造材料の腐食及び低サイクル疲労特性を把握するために試験を実施した。試験には、異なる組織構造を有する材料として、高速炉構造用316ステンレス鋼(316FR鋼)及びMod.9Cr-1Mo鋼を供した。腐食試験は、初期酸素濃度3レベル(1、10$$^{3}$$及び10$$^{4}$$ppm)の650$$^{circ}$$Cのナトリウム中で500時間を実施するとともに、腐食試験後の腐食材を用いて650$$^{circ}$$Cの大気中にて低サイクル疲労試験を実施し、これらの特性に及ぼす酸素濃度の影響を検討した。

報告書

ジルコニウム合金の高温ナトリウムとの共存性

古川 智弘; 加藤 章一; 前田 茂貴; 山本 雅也; 関根 隆; 伊藤 主税

JAEA-Research 2011-039, 20 Pages, 2012/02

JAEA-Research-2011-039.pdf:3.4MB

高速実験炉「常陽」では、炉心平均燃焼度のさらなる向上を目指して、ドライバー燃料領域の周囲に、ジルコニウム(Zr)合金製反射体を適用することが計画されている。本研究では、「常陽」の冷却材であるナトリウム(Na)中におけるZr合金の耐食性の評価を目的として、高温Na中における腐食特性及び機械的強度に及ぼすNa環境の影響を調べた。Na中浸漬試験は、2種類のZr合金を対象に、500$$^{circ}$$C及び650$$^{circ}$$Cの停留及び流動Na中にて実施し、腐食評価の指標となる重量変化量の測定及び金属組織観察を行った。また、同浸漬材料について、大気中でNa浸漬温度と同一温度条件下で引張試験を実施し、浸漬後の強度特性を調べた。

論文

Safety concept of the IFMIF/EVEDA lithium test loop

古川 智弘; 近藤 浩夫; 平川 康; 加藤 章一; 松下 出*; 井田 瑞穂; 中村 和幸

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2433 - 2436, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:30.67(Nuclear Science & Technology)

IFMIFリチウムターゲット系の工学実証データを取得するために、EVEDA活動の下でIFMIF/EVEDAリチウム試験ループの設計・製作が進められている。このループでは、2.5トンのリチウムを保有するが、リチウムは消防法に基づく危険物に指定されていることから、リチウム漏えいや種々の異常事象に対する設計対応が必要不可欠である。本発表では、本ループの詳細設計プロセスのもとで検討したリチウム試験ループの安全対策・思想について報告する。

論文

The Creep-fatigue evaluation method for intermediate hold conditions; Proposal and validation

岡島 智史; 川崎 信史*; 加藤 章一; 笠原 直人

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/07

In this paper, for the application to the Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR), the creep-fatigue damage evaluation method is improved to consider the intermediate holding condition. The improved method is validated through both of the uni-axial and the structure model creep-fatigue tests. In these validations, the target material is 316FR steel, which is planned to use for the reactor vessel. In the conventional method, in order to evaluate the creep damage conservatively, the maximum tensile value in the thermal stress transient cycle is used as the initial stress. The improved method evaluates the creep damage using the lower initial stress than the conventional method, while it has the rational margin.

論文

High temperature oxidation of FBR structural materials in carbon dioxide and in air

古川 智弘; 加藤 章一; 稲垣 嘉之; 有冨 正憲*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/05

高速炉への超臨界CO$$_{2}$$ガスタービンサイクルへの適用に向けた課題の一つに、高温超臨界CO$$_{2}$$中での構造材料の腐食が挙げられる。本研究では、0.2MPa及び1MPaに加圧したCO$$_{2}$$中及び大気中において構造材料の高温酸化試験を実施し、その酸化挙動を調べた。これまでに報告している10MPa及び20MPaの超臨界CO$$_{2}$$中での高温酸化挙動を含めて評価した結果、すべての供圧材においてCO$$_{2}$$圧力の影響はほとんど見られなかった。また、大気中における高温酸化は、CO$$_{2}$$中での結果に比べて非常に小さかった。

論文

Update on lithium safety handling work

古川 智弘; 平川 康; 加藤 章一; 近藤 浩夫; 中村 和幸

Proceedings of 3rd IFMIF/EVEDA Workshop (Internet), 4 Pages, 2010/09

本タスク"EVEDA LF-リチウム安全取扱技術の開発"の目的は、安全性及びLi処理にかかわる設計、及び不純物モニタリングに必要とされるデータを設計サイドに提供することにある。このタスクは、(a)リチウム燃焼に関する実験,(b)リチウム中の不純物の化学分析、及びリチウムの化学反応に関する実験、の3つから構成される。リチウム燃焼に関する実験は2009年度より着手し、またリチウム中の不純物分析及び化学反応に関する実験についても2009年度より予備実験に着手している。本書では、これらリチウム安全取扱タスクに関する現況について報告する。

報告書

高速炉構造用SUS316の高温高サイクル疲労特性

加藤 章一; 古川 智弘; 吉田 英一

JAEA-Research 2010-022, 37 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-022.pdf:7.57MB特願 2005-087548   公報

高速炉プラントの機器,配管において、温度が異なる冷却材の合流部では、高温と低温の流体混合に伴い不規則な温度ゆらぎ(サーマルストライピング)による繰返し熱応力が発生する。疲労損傷を引き起こす熱応力の繰返し数は、供用期間中に1億から10億サイクル程度に及ぶとされている。これまでに国内外でひずみ制御によるギガサイクルレベルまでの試験報告は皆無に等しく、この高サイクル域における疲労損傷機構や疲労寿命の評価を実験的に把握しておくことが重要である。本報告は、次期高速炉の構造材料である高速炉構造用SUS316(316FR)の高温高サイクル疲労線図の策定や破損機構の検討に資することを目的に取得した最大10億サイクルのひずみ制御型高サイクル疲労試験の結果についてとりまとめたものである。

論文

Experimental study on fire-extinguishing of lithium

古川 智弘; 加藤 章一; 平川 康; 近藤 浩夫; 中村 博雄

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05

国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の下で、中性子発生源となるリチウムターゲット系の工学実証データを取得するための液体リチウム試験ループの設計・製作が進められている。リチウムは、消防法で危険物第3類に指定されており、液体リチウム試験ループの建設にあたっては、リチウム漏えい燃焼事故を想定した対策が必要不可欠である。本研究では、燃焼リチウムに対する4種類の消火剤(乾燥砂,ひる石,化学消火薬剤(ナトレックスM及びL))の消火挙動を確認し、液体リチウム試験ループに適した消火剤を選定するとともに、当該消火剤の配備量の決定に向けた消火性能について実験的に評価した。

報告書

リチウムの消火に関する基礎実験

加藤 章一; 古川 智弘; 平川 康; 近藤 浩夫; 中村 博雄

JAEA-Technology 2009-059, 42 Pages, 2009/12

JAEA-Technology-2009-059.pdf:19.39MB

国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の下で、中性子発生源となるリチウムターゲット系の工学実証データを取得するための液体リチウム試験ループの設計・製作が進められている。リチウムは、消防法で危険物第3類に指定されており、液体リチウム試験ループの建設にあたっては、リチウム漏えい燃焼事故を想定した対策が必要不可欠である。本報告は、この燃焼リチウムの消火に関する基礎実験結果についてまとめたものである。実験では、燃焼リチウムに対する各種消火剤の消火挙動を確認し、液体リチウム試験ループに適した消火剤を選定するとともに、当該消火剤の配備量の決定に向けた消火性能について実験的に評価した。

論文

Compatibility of zirconium alloy with high temperature sodium

古川 智弘; 加藤 章一; 前田 茂貴

Proceedings of European Corrosion Congress 2009 (EUROCORR 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/09

高速実験炉「常陽」では炉心燃料周辺の反射体にジルコニウム合金を適用することが計画されている。本研究では、ジルコニウム合金の冷却材との共存性を明らかにするために、初期酸素濃度1ppmの650$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$Cの停留ナトリウム中で、ジルコニウム合金(棒)の1000時間の腐食試験を実施した。ナトリウム中での高温酸化に起因する重量増加がわずかに観察された。腐食試験片の金属組織は、試験前の組織と同様であり、ジルコニウム合金構成元素(Zr, Sn, Cr, Fe)のナトリウム中への溶出は観察されなかった。ナトリウム浸漬材の引張強さは、受入材のそれと同様であり、機械的強度特性に及ぼすナトリウムの影響は観察されなかった。

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