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古賀 紀光*; 梅澤 修*; 山本 正之*; 山本 卓*; 山下 享介; 諸岡 聡; 川崎 卓郎; Harjo, S.
Metallurgical and Materials Transactions A, 52(3), p.897 - 901, 2021/03
被引用回数：3 パーセンタイル：23.95(Materials Science, Multidisciplinary)Small ball rebound hardness tests demonstrated characteristic hardening at 700 K in the ultra-low carbon and pearlitic steels. The equilibrium phase diagram of Fe-C binary alloy calculated using Thermo-Calc exhibited dissolving of cementite above 700 K. Moreover, in-situ heating neutron diffraction measurement demonstrated the increase of lattice parameter by dissolving of cementite above 700 K. Therefore, it can be concluded that the characteristic hardening above 700 K can be attributed to the solid solute carbon.
磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00
一般的に、疲労もしくはクリープ疲労損傷による破損は、局所的な高ひずみ領域からのき裂発生と進展によるものであることから、構造不連続部における局所ひずみの評価は高速炉における高温構造設計で重要な技術となる。このため局所の応力とひずみを高精度で評価することを目的に応力再配分軌跡(SRL)法が提案されてきた。本研究では構造不連続部を持つ試験片による実験結果との対比を通して、このSRL法についての議論を実施した。具体的には、円弧状の切り欠き試験片に対して高温疲労試験を実施し、ひずみゲージで計測した局所のひずみとSRL法による予測ひずみを比較するとともに、試験の結果や解析検討の結果を通してその適用性について議論した。
磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.567 - 574, 2011/04
応力再配分軌跡法(SRL法)により構造不連続部のひずみ集中を評価する手法についてその適用性に関して試験により検証した。試験は種々のひずみ集中係数を有する316FR鋼の環状切り欠き試験片により実施し、ひずみ集中部の局所ひずみをストレインペッカーにより計測した。この結果とSRL法による局所ひずみ予測及び高温保持によるクリープ緩和特性の予測を対比しその特徴を論じた。
岡島 智史; 磯部 展宏*; 川崎 信史; 祐川 正之*
日本機械学会2009年度年次大会講演論文集, Vol.1, p.125 - 126, 2009/09
高速炉の炉心上部においては、燃料集合体から温度差のあるナトリウム流が合流する。炉心上部構造はこの合流によって生じる不規則な温度変化を受けることで、高サイクル疲労によるき裂が生じる、いわゆるサーマルストライピング現象が想定される。熱荷重の設定に関するガイドラインでは本現象の防止のため、
回強度を疲労限として、これに対応する判定温度差
を求め、これに基づく評価法を与えている。本研究では、上記手法を現在開発検討中の高速実用炉(JSFR)の設計に適用するため、高速実用炉に使用されうる316FR鋼及びインコネル718について、高サイクル疲労データを調査し、疲労曲線の適切な高サイクル方向への外挿方法を検討したうえで、判定温度差
T
を求めた。結果として、316FR鋼の判定温度差はSUS304とほぼ等しく、オーステナイト系ステンレス鋼で共通の判定温度差が利用できると考えられる。その一方でインコネル718は耐力が大きいため、発生しうる最大限の平均応力の効果を考えると、判定温度差が約1/3となる。現実的な設計を考えると、現実的な平均応力評価を含む評価手順が求められると考えられる。
安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 川崎 信史; 祐川 正之*; 笠原 直人*
Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/07
In Japanese elevated temperature standard, creep considering design is required for all ferrite steels applied over 375
C and all austenitic stainless steels applied over 425C regardless of the operating time. On the other hands, ASME Sec.III Subsection NH, RCC-MR and R5 provide the additional rules to determine the negligible creep range. In this paper, we recall the backgrounds of the negligible creep criterion which have already been proposed. Then the negligible creep criterion and relating property in each standard were compared. Sensitivities to the difference of criteria and material properties were discussed and concluded that negligible creep curve is strongly dependent on the combination of criteria and material properties. Some evaluations proved that the negligible creep curves in FDS are moderately conservative and practicable.
谷 正之; 中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 松原 仁; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 羽間 収; 近藤 誠; 川崎 幸三
Proceedings of Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computations and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA 2007) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/04
The quakeproof analysis for an assembly structure such as a nuclear power plant should not be calculated as a piece of structure as existed structural analyses as do so, because of heterogeneity of each part in the functionality, which relates to the boundary condition. As well known that nuclear power plant consists of over ten million detailed parts, it takes lots of computational resources such as memory, disk space, and computational power to carry out its analysis. In order to achieve the assembly structure analysis, it is to give an efficient performance method, a treatable data handling method, and taking account the heterogeneity of each part in the functionality. The proposed method is to treat a power plant size assembly with its components. The components are handled by one by one to reduce the size of data at a operation, and to concern heterogeneity of each part.
長谷川 正義*; 川崎 正之; 藤村 理人
JAERI-M 5809, 39 Pages, 1974/07
日本における原子炉圧力容器鋼材は、原子炉の要求する品質を有している。本論文では、最近の超厚板の製造の現状をまとめたものである。本報告書は1974年10月にIAEAのワーキング・グループで紹介される。
安藤 良夫*; 三島 良績*; 都甲 泰正; 川崎 正之; 村主 進; 竹越 尹*
Proc.Fourth Int.Conf.Peaceful Uses Atomic Energy, 3, 3, p.279 - 295, 1972/00
本論文は国内における原子力発電プラントの安全性に関する研究をまとめたものである。原子炉構造の安全性研究については、圧力容器の応力解析、低サイクル疲労解析、熱処理および照射によるぜい性破壊の評価および非破壊検査の研究について述べている。JPDR圧力容器の安全性研究については、圧力容器の炉内検査、モデル容器などの低サイクル疲労試験、腐食と疲労の重疊効果研究およびNDTTのモニタリング試験について述べている。軽水炉燃料の安全性研究については、被覆管の冷却材喪失時の機械的性質、熱サイクルの被覆管欠陥に及ぼす影響およびジルコニウム中の水素化物に及ぼす影響などについて述べる。さらに原子力施設の確率論的安全評価解析を行った結果についても述べている。
川崎 正之; 佐藤 千之助*
原子力工業, 14(9), p.9 - 30, 1968/00
原子炉の圧力容器の性能は、炉の寿命に関するだけに慎重な検討が必要とされる。最近、とくに照射脆化の問題の解明がクローズアップされてきているが、本号では、海外の研究開発状況を中心に、問題点を探ってみた。
川崎 正之; 藤村 理人
Trans.Iron Steel Inst.Japan, 8, p.48 - 56, 1968/00
抄録なし
藤村 理人; 川崎 正之
Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 8, p.48 - 56, 1968/00
抄録なし
川崎 正之; 藤村 理人
日本金属学会会報, 4(2), p.77 - 89, 1965/00
原子炉における鉄鋼材料の主な用途は圧力容器、ダクト、熟交換器などのいわゆる高温高圧構造系である。これらの構造系は原子炉の安全性について最も重要な役割を果す部材であるので、品質の高い鉄鋼材料が使用され、それらの溶接部も主として無欠陥の溶接が要求されることが多い。また、鉄鋼材料の種類も各種の鋼種が使用され、炭素鋼、低合金鋼、ステンレス鋼、ステンレス・クラッド鋼などを多量使用する。これらの圧力容器および配管系は、設計、工作技術上の難点をかかえている上に、原子炉寿命中に速中性子照射を10
~10
n/cm
程度うけていわゆる照射脆化を生ずる。鉄鋼材料の照射脱化の程度は10n/cmの速中性子照射量を超えると加速度的に脆性破壊遷移温度の上昇を示すので、原子炉の安全上重要な問題点となっている。
川崎 正之; 藤村 理人; 中崎 長三郎; 生田目 宏
鉄と鋼, 51(13), p.2328 - 2335, 1965/00
動力用原子炉において鉄鋼材料は主として圧力容器および配管系構造などの高温、高圧部材として使用される。このような構造は、原子炉の安全性を確保するため、重要な役割を果すので、きわめて高品質な鋼材であることが要求される。さらにこれらの鋼材の溶接施工など成形にさいしても部材の安定性の高いことが強く要求されている。その上、圧力容器鋼材は原子炉運転中に速中性子照射をうけて、いわゆる照射脆化を生じて、圧力容器の寿命中にいちじるしく脆性破壊遷移温度が上昇することが、最近までの海外の研究で明らかになった。このため、海外の原子力先進国では精力的に照射脆性の研究が進められている。
川崎 正之; 野村 末雄; 伊丹 宏治; 近藤 達男; 近藤 靖子; 伊藤 昇; 圷 長
JAERI 1035, 42 Pages, 1963/03
50C
90Cの温度範囲における静止純水中99.99%Alの腐食に関する動力学的研究並びに腐食生成物としての表面被膜の構造解析が行われた。80C以下では、反応は三段階を経て進行し、反応速度は第一,第二段階では大きく、第三段階ではほとんど無視できるほど小さい。第一段階では、対数則に従って、boehmiteの薄い被膜が生長する。反応速度恒数は温度とともに減少し、これによって、反応の活性化エネルギーは、
=-4.1kcal/moleと計算された。boehmite被膜は二重構造をなしており、外側の被膜は通常のboehmite,被膜の大部分を占める擬boehmiteが内層として存在することが明らかとなった。第二段階ではこのboehmite被膜上にbayerite結晶が析出し、同じく対数則に従って膜状の発達をなし、ついには完全に表面を覆うに至る。同時に反応は、第三段階に移り、腐食反応はほとんど抑制される。90Cでは、第一段階におけるboehmite被膜は、均一構造を持ち、通常のboehmiteから構成されている。その成長は放物線則に従い、約100時間にわたって第一段階が継続する。第二段階において生成されるbayerite結晶は、三次元的な成長を行い、また初期に形成された結晶の成長が優先するために膜状の発達が抑えられ、200時間経過後もbayeriteが全面を覆うに至らなかった。
川崎 正之*; 長崎 隆吉*; M.Itagaki*; T.Takemura*
AEC-tr-4468, p.0 - 0, 1962/00
抄録なし
C近藤 達男; 圷 長; 川崎 正之
Trans.Jpn.Inst.Met., 3(2), p.110 - 118, 1962/00
抄録なし
川崎 正之; 野村 末雄; 近藤 達男
日本金属学会誌, 25(1), p.76 - 79, 1961/00
水冷却原子炉用材料として高温で純分名耐食性を持つAlの必要性からいままでに多くの研究がなされ、従来の耐食Alが純水には必ずしも適さず、とくに耐食的とされていた純Alが粒界腐食をうけ極めて劣性であることが判った。この腐食機構の特殊性については今日いまだ定説がない。しかるに大部分の研究が原子炉材料として要求に迫れら、実用上の試験を追う傾向にあるので本研究はなるべく単純化された条件で基本的な腐食支配因子の働きに重点をおいて観察した。実験で着目した因子は次のようなものである。(1)Alの純度、(2)Alの金属組織、(3)水の水素イオン濃度、(4)純水の溶存気体および雰囲気、(5)Al内の機械的歪。なお個々の元素の効果は後報に委ね、ここでは前記諸因子と粒界腐食の関係について述べる。とくに粒界腐食に着目するのは局部腐食が原子炉材として致命傷となる上に腐食機構解明に興味ある現象であるためである。
