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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

Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel, 1; Test model design and experimental results

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 275, p.408 - 421, 2014/08

AA2013-0395.pdf:2.65MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.23(Nuclear Science & Technology)

JSFRの蒸気発生器のために設計された球形管板の破損形態を明らかにするために、管板試験体を用いた繰返し熱過渡強度試験を実施した。管板構造試験体はJSFRの冷却系機器配管で採用予定の改良9Cr-1Mo鋼である。試験は原子力機構の有する大型ナトリウムループを利用して実施した。600$$^{circ}$$C及び250$$^{circ}$$Cのナトリウムを試験体に交互に流しこんで熱過渡を発生させた。また600$$^{circ}$$Cのナトリウム流入後には2時間、250$$^{circ}$$Cのナトリウム流入後には1時間の定温ナトリウム流入時間を設けた。1873サイクルの試験後に液体探傷試験、破面観察、硬さ試験を実施した。また計測された温度分布履歴の妥当性を検証するために熱流動解析を実施した。これらの結果により球形管板の破損形態についてまとめた。

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a tubesheet structure made of Mod.9Cr-1Mo steel, 2; Creep-fatigue strength evaluation

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 275, p.422 - 432, 2014/08

AA2013-0396.pdf:1.44MB

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.36(Nuclear Science & Technology)

JSFRの蒸気発生器のために設計された球形管板の破損様式を明らかにするために実施された管板構造試験体のナトリウム中繰返し熱過渡強度試験の結果ついて、試験中に得られたナトリウム温度分布およびその履歴と、試験体表面温度分布およびその履歴をもとに熱伝導解析を実施し、試験体の温度分布履歴を算定した。この結果を用いて応力解析を実施し、応力発生状況とき裂発生状況の比較、破損機構の検証、強度評価結果とき裂の関係調査などを実施した。非弾性解析結果に基づく評価では2.59mmのき裂に対してファクター3で寿命を予測できた。

論文

改良9Cr-1Mo鋼構造物の繰返し熱過渡強度試験とクリープ疲労強度評価

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

日本機械学会M&M2013材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.OS1510_1 - OS1510_3, 2013/10

日本原子力研究開発機構で実施した改良9Cr-1Mo鋼の構造物熱過渡強度試験結果を、高速炉規格2012年版で新たに登録された改良9Cr-1Mo鋼の材料特性値を用いてクリープ疲労評価を実施した。高速炉規格に準じた設計裕度を含むクリープ疲労損傷評価の結果、表面き裂1mmを破損のクライテリアとして仮定した場合には繰返し数で約300倍の裕度を有することが確認された。

論文

Thermal fatigue crack growth tests and analyses of thick wall cylinder made of Mod.9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 井上 修*; 安藤 勝訓; 小林 澄男

Transactions of 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 9 Pages, 2013/08

In Japan, the basic designing works for a demonstration plant of Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR) are now conducted. JSFR is an advanced loop type reactor concept. To enhance the safety and the economic competitiveness, JSFR employs modified 9% chromium - 1% molybdenum (Mod.9Cr-1Mo) steel as a material for coolant pipes and components, because the steel has both excellent high temperature strength and thermal properties. The steel has been standardized as a nuclear material in Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) code in 2012. In JSFR pipes, demonstration of Leak Before Break (LBB) aspect is strongly expected because the safety assessment may be performed on the premise of leak rate where the LBB aspect is assured. Although the authors have already performed a series of thermal fatigue crack growth tests of austenitic stainless steel cylinders, crack growth behavior in the structures made of Mod.9Cr-1Mo steel has not been investigated yet. Especially for the welded joints of Mod.9Cr-1Mo steel, "Type-IV" cracking may occur at Heat Affected Zone (HAZ). Therefore, this study performed a series of thermal fatigue crack growth tests of thick wall cylinders made of Mod.9Cr-1Mo steel including welds, to obtain the crack growth data under cyclic thermal transients. The test results were compared to the analytical results obtained from JAEA's simplified methods.

論文

Thermal transient test and strength evaluation of a thick cylinder model made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人*; 豊吉 晃*; 大前 隆広*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 255, p.296 - 309, 2013/02

 被引用回数:16 パーセンタイル:15.31(Nuclear Science & Technology)

改良9Cr-1Mo鋼大型構造物の熱過渡における破損様式を確認するため、厚肉円筒試験体に対してナトリウムループを用いて1873サイクルの熱過渡強度試験を実施した。試験は600$$^{circ}$$Cと250$$^{circ}$$Cの流動ナトリウムにより実施し、それぞれ2時間及び1時間の過渡後保持時間を設けた。試験後に浸透探傷試験、走査電子顕微鏡による観察等を実施した。また有限要素法解析を実施し、クリープ疲労損傷値と観察されたき裂状況の比較検証を行った。

論文

Spectra thermal fatigue tests under frequency controlled fluid temperature variation; Superposed sinusoidal temperature fluctuations tests

川崎 信史; 高正 英樹*; 小林 澄男; 長谷部 慎一; 笠原 直人

Proceedings of 2008 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2008) (CD-ROM), 9 Pages, 2008/07

温度ゆらぎの疲労強度に対する周波数効果(周波数に依存する温度伝達及び応力変換割合減衰効果)を明らかにするために、正弦波温度ゆらぎを重畳させた熱疲労試験が実施された。温度振幅200度0.05Hzと温度振幅60度0.5Hzの正弦波を組合せた2重畳波の温度ゆらぎと温度振幅150度0.2Hz,温度振幅75度0.05Hz,温度振幅50度0.5Hzの正弦波を組合せた3重畳波の温度ゆらぎが試験温度条件である。20秒の基本周期に対し2重畳波の試験では73,810サイクルの3重畳波の試験では116,640サイクルの試験が実施された。熱疲労き裂発生位置は、両試験において、試験体入口部から400から600mmの位置であった。き裂発生位置における疲労寿命をパワースペクトラム密度関数と周波数伝達関数を用いて評価したところ、ファクター3の精度をもって試験寿命を評価できた。周波数効果を考慮せずに、疲労寿命を評価する場合は、疲労寿命を本手法に対しワンオーダー保守的に評価することから、これらの関数を用い周波数効果を考慮することが、高精度の寿命評価には必要となることがわかった。

論文

Spectra thermal fatigue tests under frequency controlled fluid temperature variation; Strength tests

川崎 信史; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 笠原 直人

Proceedings of 2007 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference/8th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (PVP 2007/CREEP-8) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/07

熱疲労試験設備SPECTRAを用いて、正弦波状の流体温度変動を与える熱疲労試験が実施された。流体温度変動の周波数は、0.05, 0.2, 0.5Hzが用いられている。所定の熱疲労サイクル数の疲労試験ののち、円筒試験体の内表面にき裂発生を確認した。0.05Hzの温度変動にて発生したき裂は、0.5Hzの温度変動のき裂と比較し、同一温度振幅,同一試験サイクル条件で、発生き裂個数が多く、き裂深さもより深いものであった。また、0.05Hz条件でのき裂発生領域は、0.5Hz条件のものよりも大きかった。周波数応答関数法を用い、疲労寿命の評価を実施し、試験結果と比較した。試験結果には、疲労寿命に対する周波数依存性が観察され、周波数応答関数法は、この依存性を評価できていた。試験結果は、周波数応答関数法に基づく疲労評価が妥当であることを示している。

論文

Spectra thermal fatigue tests under frequency controlled fluid temperature variation; Transient temperature measurement tests

川崎 信史; 小林 澄男; 長谷部 慎一; 笠原 直人

Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006)/International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/07

これまで、サーマルストライピング現象による破損を防止するために、サーマルストライピング評価法が検討されてきた。周波数応答関数を用いることで、流体温度履歴から構造物の温度と応力の応答を計算することができるため、周波数応答関数を用いた手法は、優れた評価手法であると考えられている。流体から構造物への温度応答を計測し、応答の周波数特性を確認するために、温度計測試験が実施された。温度計測試験においては、0.05, 0.2, 0.5Hzという3種類の異なる周期の正弦波状の流体温度履歴が周波数制御流体温度変動熱疲労試験装置(SPECTRA)を用いて与えられ、構造物内表面及び外表面の温度応答が試験体軸方向に沿って計測された。その結果、流体から構造物への温度伝達(減衰)プロセスにおける周波数効果が試験により計測・確認されるとともに、周波数応答関数評価法において採用されている有効熱伝達関数(周波数応答関数)の妥当性が示された。

報告書

高サイクル熱疲労特性に関する試験研究; 第3報 周期20秒における正弦波温度変動試験結果

長谷部 慎一; 小林 澄男; 田中 宏*; 茨城 幸一*; 深作 博*

JNC-TN9400 2004-034, 73 Pages, 2004/03

JNC-TN9400-2004-034.pdf:6.02MB

原子カプラントにおいて温度が異なる流体が合流する領域では、流体の混合に伴って温度変動が発生するため、繰返し熱応力による構造材の疲労破損に注意する必要がある。本研究では、温度変動の周波数効果を取り入れた高サイクル熱疲労評価法の検証データを取得することを目的として、高サイクル熱疲労試験装置(SPECTRA)を用いて周期20秒の正弦波温度変動試験を実施した。試験体には円筒状のSUS304鋼を使用し、管内のNa流量を30リットル/minに保持しながら、Na温度を平均425度-C、振幅200度-Cで正弦波状に制御した。得られた結果は以下の通りである。(1)SPECTRAにより周期20秒の温度変動を試験体に与えて、評価法の検証に有効な 強度データを得ることができた。き裂は約157,150サイクルで試験体を貫通した。(2)試験体上流部の内面には、軸方向に沿ったき裂が多く観察された。大気中疲労試験 により試験体の軸方向と周方向に強度差があることを確認し、高サイクル側では異方 性の影響が現れ易いために、き裂が軸方向に分布したことを明らかにした。(3)き裂発生境界は、き裂(個数、深さ)と軸方向距離の相関から求めた近似曲線により、試験体上流部テーパー端から約430mm下流の位置にあると推測した。(4)内面から発生したき裂は、1$$sim$$2mm深さまで粒内を進展するが、その後は粒界に沿って進展する。粒内破面の一部にはストライエーションが形成されたが、粒界破面では観察されなかった。今後は、周期2秒、5秒、10秒、40秒の正弦波温度変動試験を実施し、周波数応答性が構造材のき裂発生と進展挙動に与える影響を確認する予定である。

報告書

高サイクル熱疲労特性に関する試験研究; 第2報 温度計測試験結果

小林 澄男; 長谷部 慎一; 田中 宏*; 茨城 幸一*; 深作 博*

JNC-TN9400 2004-033, 65 Pages, 2004/02

JNC-TN9400-2004-033.pdf:1.79MB

原子カプラントにおいて高温と低温の流体が合流する領域では,流体の不完全な混合に伴って温度変動が発生するため,接液する構造物の高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)による破損を防止する必要がある。そこで,サーマルストライピング現象による温度変動が構造物のき裂発生と進展挙動に及ぼす影響を解明するため,構造物熱過渡強度試験施設(TTS)を改造して,高サイクル熱疲労試験装置(SPECTRA)を開発した。 SPECTRAは,電磁ポンプにより600deg-Cと250deg-Cのナトリウムの混合割合を制御して内径66.9mm,肉厚11.1mm,全長1600mmの配管形状試験体内のナトリウム温度を正弦波状に変動することができる。この装置を用いてステンレス鋼における温度計測試験を実施し,以下の事項を確認した。(1)平均温度425deg-C,温度変動振幅200deg-Cにおいて,周期2秒$$sim$$40秒の範囲でナトリウム温度を正弦波状に変化させて,長期間,安定して試験を継続することができる。(2)温度変動振幅は,試験体軸方向に対して線形的に減衰する。(3)試験体板厚内の温度変動振幅の伝達特性は,既存の関係式と良く一致している。(4)短周期と長周期を重畳させた温度変動についても制御が可能である。今後は,本温度計測試験結果に基づいて,ステンレス鋼の試験体に対して正弦波温度変動試験を進める計画である。

論文

Spectra thermal fatigue tests under frequency controlled fluid temperature change; Development of test equipment and preliminary tests

笠原 直人; 長谷部 慎一; 小林 澄男; 安藤 昌教; 川崎 信史; 森田 博*

2004 ASME/JSME PVP Conference, P. 2986, 2004/00

Na温度変動に対する高サイクル熱疲労の現象解明とそれに基づく機構論的評価法の検証を目的として、温度変動の周波数特性を精密に制御できる熱疲労Na試験装置(SPECTRA)の開発を行った。 装置開発にあたっては次の性能達成を目標とした。目標性能(1):周波数をパラメータに正弦波状の温度変動を一定流量の条件下で制御できる。目標性能(2):荷重条件の不確定性を排除した制度の良い強度データを得るため、軸対称な温度変動を試験体に与えることができる。目標性能(3):1体の試験体でき裂の発生から進展までのデータを効率良く取得できる。また、実プラントで生じるようなランダム変動での特性を評価する一歩として、単一波だけではなく重畳波の温度変動を与えることを可能とする。

報告書

高サイクル熱疲労特性に関する試験研究; 高サイクル熱疲労試験装置の概要と試験計画

長谷部 慎一; 小林 澄男; 安藤 昌教; 笠原 直人

JNC-TN9400 2003-004, 110 Pages, 2003/01

JNC-TN9400-2003-004.pdf:4.23MB

原子力プラントにおいて高温と低温の流体が合流する領域では、流体の不完全な混合に伴って温度変動が発生するため、接液する構造物の高サイクル熱疲労(サーマルストライピング現象)による破損を防止する必要がある。本研究では、サーマルストライピング現象による温度変動が構造物のき裂発生と進展挙動に及ぼす影響を解明するため、構造物熱過渡強度試験施設(TTS)を改造して、高サイクル熱疲労試験装置を開発した。試験装置の特徴は以下の通りである。 (1)循環ポンプを用いた流量制御方式により、高温ナトリウムと低温ナトリウムの流量比を連続的に変化させて、種々の周期において正弦波状の温度変動を試験体に与えることができる。 (2)ミキシング構造を噴流混合方式にして、高温ナトリウムと低温ナトリウムの混合を促進させることで、軸対称性のある温度変動を発生させることができる。 (3)短周期と長周期を重畳させた温度変動についても制御が可能である。 (4)円筒状の試験体を用いるため、熱応力解析が容易で、き裂発生から進展までのデータを取得できる。 今後は、ステンレス鋼の試験体に対して正弦波温度変動試験、ランダム温度変動試験および溶接部強度試験を実施する計画である。

報告書

NaK総合流動伝熱試験装置の解体・洗浄

軍司 稔; 平川 康; 長谷部 慎一; 小林 澄男

JNC-TN9410 2001-023, 84 Pages, 2001/08

JNC-TN9410-2001-023.pdf:6.77MB

2001年1月から2月にかけて、 NaK(ナトリウムとカリウムの合金)を流体とする試験装置「NaK総合流動伝熱試験装置」の解体・撤去工事を実施したので、その経緯及び結果を報告する。NaKの融点が-12.6$$^{circ}C$$と低く常温で液体であること、カリウムが78wt%含まれているためにナトリウムに比べて科学的に活性であること、並びにNaKを流体とする試験装置の解体工事が大洗工学センターでは初めてであること等から、解体工事を行うに当たっては、作業前には多くの関係者の知見を活用して、作業に対する万全な安全方策をとった。その結果、NaK系の配管切断、機器解体及び洗浄作業を安全に終了させることができた。 以下に本解体・洗浄作業で得られた結果の要点を示す。(1)NaKの取扱い実験及び科学的検討によって以下の事項を確認した。1)大気にさらしたNaKは、空気中の酸素との発熱反応により超酸化物を生成するが、NaK及び受け皿等へ放熱できれば発火に到ることは希少である。2)NaKを低酸素ポテンシャルと高酸素ポテンシャルの環境下に繰り返しさらすと発火・燃焼に至る可能性が高い。3)NaK発火後の窒素ガスによる消化は、KNO3等の生成に伴う発熱反応を起こす可能性があり、即効性をもたない。(2)配管切断時に採用したビニールバッグ方式(取扱い部分をビニールバッグで覆いアルゴンガスで置換する)は、NaK系配管を切断する方法として有効であることを確認することができた。 (3)ナトリウムのように狭隘部が固着していないことから、ナトリウム機器では解体に手間がかかる加熱器や弁も比較的容易に買いたいすることができた。

報告書

構造要素熱過渡き裂進展試験-試験中き裂計測結果-

小林 澄男; 堀切 守人

JNC-TN9450 2001-001, 150 Pages, 2001/06

JNC-TN9450-2001-001.pdf:5.98MB

本データ集は、空気冷却熱過渡試験施設(AGS)で実施した構造要素熱過渡き裂進展試験のうち、円筒構造内面から進展させたき裂を非破壊検査手法によって計測した結果に関するものである。本試験では、全長1500mm,外径130mm,内径70mmのSUSF304型ステンレス鋼の内面に軸方向及び周方向の半楕円形状の初期切欠きを施工した試験体を使用し、その試験体を内外面より650$$^{circ}C$$に加熱した後、内面側を圧縮空気で一気に90秒間冷却することにより、板厚内に等二軸曲げ荷重の負荷を繰り返し、初期切欠きからき裂を進展させた。試験は数年間にわたって行われた。環状き裂と軸・周の表面き裂を進展させたCPTT-103試験は10,000サイクル、軸・周方向の異なる長さの表面き裂を進展させたCPTT-103試験は5,000サイクルの試験を実施した。これらの試験においては、試験途中のき裂進展状況を把握するため、超音波探傷法、直流電位差位法、表面観察法によるき裂の非破壊計測を実施した。超音波探傷法はパルス反射法を適用した。直流電位差位法は、一定の直流電流を局部的にき裂を跨いて流す方法を適用した。内表面観察は、試験途中における内表面のき裂発生状況をボアスコープにより写真撮影する方法を行った。これらの計測の結果、超音波探傷法は、き裂破面の開放後の計測結果と良く一致しており、き裂進展中の形状を計測できることが確認できた。直流電位差法は、き裂破面の計測結果を基準に校正した結果、き裂深さとのよい一致を示した。また、パソコン上でつなぎ合わせた内表面の写真により、亀甲状き裂と主き裂の接続状況が確認できた。

報告書

構造要素熱過渡き裂進展試験 - 表面き裂進展試験の試験後解体検査結果 -

小林 澄男; 堀切 守人

JNC-TN9450 2000-005, 220 Pages, 2000/06

JNC-TN9450-2000-005.pdf:13.1MB

本データ集は,空気冷却熱過渡試験施設(ATTF)で実施した構造要素熱過渡き裂進展試験のうち,円筒構造物内面からの表面き裂の進展に関するデータ集である。構造要素熱過渡き裂進展試験は,繰り返し過渡熱荷重による構造物のき裂進展挙動に関する基礎データを取得することを目的に実施した試験である。本試験で得られたデータは,これまで主として材料試験結果に基づいて開発されてきた破壊力学的手法に対し,実際的な熱応力下でのき裂進展挙動の予測に適用する方法を検討し,破壊力学パラメータ評価法,き裂進展評価法を開発するために資される。本試験は,外径130mm,内径70mmの円筒形状の内面に軸方向及び周方向の半楕円形状の初期切欠きを施工した試験体を使用し,その試験体を内外面より650$$^{circ}C$$に加熱した後,内面側を圧縮空気で一気に冷却することにより,板厚内に等二軸曲げ荷重を負荷するという試験を繰り返し行い,初期切欠きからき裂を進展させる試験である。試験は3体行い,最初の試験(CPTT-101)は3500サイクル,次の試験(CPTT-102)は10000サイクル,3回目の試験(CPTT-103)は5000サイクルの試験を実施した。CPTT-101では環状き裂,CPTT-102では環状き裂と軸・周の表面き裂,CPTT-103では軸・周方向の表面き裂を進展させた。本データ集は,CPTT-102の表面き裂とCPTT-103の表面き裂の進展試験によって得られた主要なデータを取りまとめたものである。

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