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論文

Applicability of miniature compact tension specimens for fracture toughness evaluation of highly neutron irradiated reactor pressure vessel steels

河 侑成; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 140(5), p.051402_1 - 051402_6, 2018/10

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

The applicability of miniature compact tension (Mini-C(T)) specimens to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels was investigated. Three types of RPV steels neutron-irradiated to a high-fluence region were prepared and manufactured as Mini-C(T) specimens according to Japan Electric Association Code (JEAC) 4216-2015. Through careful selection of the test temperature by considering previously obtained mechanical properties data, valid fracture toughness, and reference temperature T$$_{o}$$ was obtained with a relatively small number of specimens. Comparing the fracture toughness and T$$_{o}$$ values determined using other larger specimens with those determined using the Mini-C(T) specimens, T$$_{o}$$ values of both unirradiated and irradiated Mini-C(T) specimens were found to be the acceptable margin of error. The scatter of 1T-equivalent fracture toughness values of both unirradiated and irradiated materials obtained using Mini-C(T) specimens did not differ significantly from the values obtained using larger specimens. The correlation between the Charpy 41J transition temperature (T$$_{41J}$$) and the T$$_{o}$$ values agreed very well with that of the data in the literature, regardless of specimen size and fracture toughness of the materials before irradiation. Based on these findings, it was concluded that Mini-C(T) specimens can be applied to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated materials without significant specimen size dependence.

報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

論文

Fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel steels by master curve method using miniature compact tension specimens

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.64(Engineering, Mechanical)

ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度($$T_{o}$$)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いて$$T_{o}$$を評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。

論文

Finite element analysis on the application of Mini-C(T) test specimens for fracture toughness evaluation

高見澤 悠; 飛田 徹; 大津 拓与; 勝山 仁哉; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

使用済み監視試験片から採取可能なミニチュアコンパクトテンション(CT)試験片を用いたマスターカーブ法による破壊靭性評価が提案されている。CT試験片及び、予亀裂付シャルピー試験片の寸法や形状の違いによる亀裂先端の拘束効果への影響について有限要素解析を行った。ミニチュアCT試験片における拘束効果を拘束の程度を示すパラメータであるT応力,Qパラメータを用いて評価したところ、他のCT試験片とで大きな違いは見られなかった。ミニチュアCT試験片の予亀裂導入条件についても解析を行い、既往規定より短い予亀裂長さとしても破壊靭性試験に影響しないことを明らかにした。また、ミニチュアCT試験片を用いたマスターカーブ法に基づく破壊靭性評価で得られる参照温度が他の試験片から得られる結果と相違ないことを示した。

論文

Fracture toughness evaluation of reactor pressure vessel steels by master curve method using Mini-CT specimens

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07

不純物含有量,靱性レベルが異なる5種類のA533B class1鋼について、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて、マスターカーブ法による破壊靱性試験を行った。0.16T-CTは監視試験片の破断片から8個まで採取することができる超小型の試験片である。すべての材料について、0.16TCTを用いても1TCTその他板厚の試験片と同等の破壊靱性参照温度Toを評価することができた。また負荷速度が速いとToが高くなる傾向が見られたが、規格の負荷速度上限及び下限におけるToの差は10度程度であった。

口頭

原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の監視試験片省略に関する検討,5; 中性子照射脆化感受性の評価

飛田 徹; 勝山 仁哉; 富施 正治; 大津 拓与*; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)に対する監視試験片の必要性判断に資するため、不純物元素等の含有率を調整した圧力容器鋼の母材とHAZ再現熱処理材について、JRR-3で中性子照射試験を行った。ミニシャルピー遷移温度、破壊靱性等の機械的性質について、不純物元素含有率や金属組織等の影響に関するデータを取得し、HAZと母材との中性子照射脆化感受性に関する比較評価を行った。その結果、HAZの照射脆化にかかわる機械的性質について、未照射状態では母材とほぼ同等以上の靭性を示し、照射による硬化及び脆化もおおむね同等であった。しかしながら、局所的に母材より大きな脆化を示す組織・部位が存在する可能性のあることが示された。

口頭

マスターカーブ法による原子炉圧力容器鋼の破壊靱性評価,破壊靭性に及ぼす試験片寸法の影響

飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

不純物含有量が異なる5種類の原子炉圧力容器鋼について、0.16インチ厚さCT試験片(0.16TCT)と、0.4TCT及び1TCT型試験片を用いて、マスターカーブ法により破壊靭性試験を行った。すべての材料について、最小寸法の0.16TCT試験片でも有効なマスターカーブが得られ、より大きな0.4TCT及び1TCTとおおむね等しい破壊靱性参照温度(To)を評価することができた。傾向としては、試験片寸法が小さくなるほど低いToを示したが、その差は材料によって異なっていた。0.16TCTから求めたマスターカーブと4TCTを用いて求めた平面ひずみ破壊靱性を比較すると、0.16TCTのデータ点の下限はおおむね1%信頼限界曲線で包絡することができたが、平面ひずみ破壊靱性の下限は0.1%信頼限界曲線付近に位置していた。

口頭

ホットラボにおける微小試験片を用いた破壊靭性試験技術の開発

大津 拓与; 飛田 徹; 富施 正治; 八巻 賢一; 寺門 宙; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器の照射脆化評価手法の高度化として、破断後の監視試験片から微小試験片(0.16インチ厚CT試験片)を採取し、マスターカーブ法と呼ばれる手法により破壊靭性を評価する手法が検討されている。国内では未照射材を用いたラウンドロビン試験が進められており、微小試験片により大型試験片と同等の破壊靭性を評価可能であることが確認されている。国内規格への反映のためには、照射材にも同様の手法が適用可能か確認する必要がある。そのため、遠隔操作による微小試験片を用いた破壊靭性試験を行うための試験技術を開発する必要がある。マニピュレータによる遠隔操作においては、10mm角未満である微小試験片の取り扱いには困難が伴う。すなわち、試験片のハンドリングの難しさに加え、ホットセル内でのガラス越しの作業においては、視野に制限があり、奥行き方向の感覚が掴みづらい等のことから精密作業は困難となる。本報では、遠隔操作による試験作業の容易化を目的とした、試験治具の開発、開口変位計の改良等の試験技術開発について報告する。

口頭

Fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel steels using miniature C(T) specimens

飛田 徹; 大津 拓与; 西山 裕孝

no journal, , 

4mm厚のミニチュアC(T)試験片を用いて、最大1$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$までの中性子照射を受けた原子炉圧力容器鋼の破壊靭性値を評価した。破壊靭性値のばらつきやシャルピー遷移温度との相関について報告する。

口頭

原子炉圧力容器鋼のき裂伝播停止破壊靭性に関する評価

飛田 徹; 大津 拓与*; 高見澤 悠; 西山 裕孝

no journal, , 

加圧熱衝撃事象において、原子炉圧力容器の内面に想定した欠陥から非延性き裂が発生しても、き裂が容器の板厚を貫通するまでに停止する可能性がある。本報告では、機械的特性の異なる3種の原子炉圧力容器鋼を用いたき裂伝播停止破壊靭性(K$$_{Ia}$$)試験を行い、K$$_{Ia}$$の温度依存性が静的破壊靭性と同様にマスターカーブに従うことを確認した。さらに、き裂伝播停止破壊靭性と計装シャルピー試験におけるき裂進展停止時衝撃力との相関について検討を行った。

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