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論文

Proposal of simplified J-integral evaluation method for a through wall crack in SFR pipe made of Mod.9Cr-1Mo steel

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。

論文

Metallurgical investigations on creep rupture mechanisms of dissimilar welded joints between Gr.91 and 304SS

山下 拓哉; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 山本 賢二*

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

A dissimilar welded joint was adopted to achieve higher thermal efficiency and economy levels in nuclear and thermal power plants. 2 types of dissimilar welded joints which were different heat input during welding to the ferrite steels were manufactured. The dissimilar welded joints were made of following materials; the modified 9Cr-1Mo steel (Gr. 91) for the ferritic steels, the 304 stainless steel for the austenitic steels and the Inconel 600 for the filler metals, Welding methods for the modified 9Cr-1Mo steel were used Plasma Arc Welding and Gas Tungsten Arc Welding (GTAW), respectively. Creep tests were conducted. Specimens by GTAW failed in base metal part and interface between the modified 9Cr-1Mo steel and Inconel 600. Interface failure mechanisms were analyzed from a perspective of metallurgy which were precipitation and growth of type I carbide and formation of oxide layer.

論文

A Study for proposal of welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo steel for Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)

若井 隆純; 鬼澤 高志; 加藤 猛彦*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*

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

This paper proposes provisional welded joint strength reduction factors (WJSRF) of Modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural designing of "Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)". JSME published a revised version of the elevated temperature design code in last year. Modified 9Cr-1Mo steel was officially registered in the code as a new structural material for sodium cooled fast reactors. The creep strength curve for the base metal of the steel was standardized by employing stress range partitioning method, same as for the welded joint. However, second order equation of logarithm stress was applied in the analysis for the base metal. In addition, the creep rupture data obtained at 700 degree Celsius were included in the database and data ruptured in very short term, i.e. smaller than 100 hours, were excluded from the analysis. Thus, there are some differences between the procedures to determine the creep strength curves for base metal and welded joint made of Modified 9Cr-1Mo steel. This paper discusses the most feasible procedure to determine the creep strength curve of the welded joint of the steel by performing some case studies to focus on physical adequacy and usability. Then, the strength reduction factors are provisionally proposed based on the design creep rupture stress intensities. In addition, the design of JSFR pipes were reviewed taking the proposed WJSRF into account.

論文

Development of 2012 edition of JSME code for design and construction of fast reactors, 6; Design margin assessment for the new materials to the rules

安藤 勝訓; 渡邊 壮太*; 菊地 浩一*; 大谷 知未*; 佐藤 健一郎*; 月森 和之; 浅山 泰

Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 11 Pages, 2013/07

日本機械学会 発電用設備規格 設計・建設規格 第II編 高速炉規格の2012年版では新たに316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼が新材料として登録された。本件ではこれらの新材料を高速炉規格で定められている各種規程に適用した場合の設計裕度について評価した結果をまとめたものである。

論文

Effect of ratchet strain on fatigue and creep-fatigue strength of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 247, p.66 - 75, 2012/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:64.33(Nuclear Science & Technology)

改良9Cr-1Mo鋼について、累積ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に与える影響について調査するため、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験を実施した。種々の試験パラメータと寿命の関係について検討したが、一連の試験の範囲では疲労及びクリープ疲労寿命ともに累積ひずみの影響は確認できなかった。これは改良9Cr-1Mo鋼が繰返し軟化材料であり、累積ひずみを加えても繰返し負荷中の平均応力が発生しない、もしくは発生しても繰返し軟化により相殺され、寿命中期では平均応力がほとんど発生しないためと考えられた。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす予ひずみ及び進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

材料, 61(4), p.377 - 384, 2012/04

改良9Cr-1Mo鋼について、累積ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に与える影響について調査するため、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験を実施した。種々の試験パラメータと寿命の関係について検討したが、一連の試験の範囲では疲労及びクリープ疲労寿命ともに累積ひずみの影響は確認できなかった。これは改良9Cr-1Mo鋼が繰り返し軟化材料であり、累積ひずみを加えても繰り返し負荷中の平均応力が発生しない、もしくは発生しても軟化挙動により相殺され寿命中期では、平均寿命がほとんど発生しないためと考えられた。

論文

高速実験炉「常陽」照射試験用金属燃料要素の製造

中村 勤也*; 尾形 孝成*; 菊地 啓修; 岩井 孝; 中島 邦久; 加藤 徹也*; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 10(4), p.245 - 256, 2011/12

「常陽」での照射試験を目的として、金属ウラン,ウラン-プルトニウム合金及び金属ジルコニウムを原料に、U-20Pu-10Zr燃料スラグを射出鋳造法により製造した。いずれの燃料スラグも表面は滑らかであり、合金組成,密度,長さ,直径,不純物濃度も製造仕様を満足した。製造した燃料スラグを、熱ボンド材,熱遮へい体及び要素反射体とともに下部端栓付被覆管に充填してTIG溶接を行い、ナトリウムボンド型金属燃料要素6本を組み立てた。これらの燃料要素は、今後B型照射燃料集合体に組み立てられた後、「常陽」に装荷されて国内で初めてとなる金属燃料の照射試験が実施される予定である。

論文

高温長時間保持による316FR鋼の繰返し硬化回復限界調査

岡島 智史; 川崎 信史*; 深堀 拓也*; 菊地 浩一*; 笠原 直人

第49回高温強度シンポジウム講演論文集, p.85 - 89, 2011/11

高速炉原子炉容器設計高度化のため、316FR鋼の繰返し硬化を考慮した構成モデルに基づく非弾性解析により、ラチェットひずみを評価する方策が考えられている。高速炉容器は高温環境下で長時間使用することから、高温保持中に軟化が生じ、繰返し硬化が緩和・回復する可能性は否定できない。したがって、高速炉容器の実用環境における繰返し硬化回復現象についての限界調査が望まれる。本研究では、単軸丸棒試験片による繰返し硬化挙動試験を実施し、高温保持による繰返し硬化回復現象の限界を調査した。この結果、高温保持を含む繰返し負荷によって生じた繰返し硬化は、長時間保持によっても明瞭な回復が見られないとの知見を得た。

論文

Elementary reaction analysis on sodium-water chemical reaction field

出口 祥啓*; 今仲 浩一*; 高田 孝*; 山口 彰*; 菊地 晋; 大島 宏之

Proceedings of 3rd Asian Symposium on Computational Heat Transfer and Fluid Flow (ASCHT 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/09

ナトリウム冷却高速炉では冷却材に伝熱特性に優れたナトリウムを用いている。一方、このナトリウムは水蒸気と反応すると化学的に極めて活性な性質を有している。ナトリウム冷却高速炉の設計基準事象の一つとして、蒸気発生器伝熱管の破損により液体ナトリウム中に水が噴出する事象がある。この事象はナトリウム冷却高速炉における伝熱設備に損傷を与えることとなるため、ナトリウム-水化学反応に関する研究は安全上極めて重要となっている。本研究では素反応解析によりナトリウム-水反応機構の解明を目的とした。解析の結果、気相反応においてNa+H$$_{2}$$O$$rightarrow$$NaOH+Hが主要な素反応であることが示された。

論文

Development of LBB assessment method for Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR) pipes, 4; Verification of crack opening displacement assessment method for thin wall pipes made of Mod.9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 川島 芙美子*; 菊地 浩一*; Xu, Y.*; 月森 和之

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/07

き裂開口変位評価法の改良と改良9Cr-1Mo鋼製薄肉管の高温4点曲げ破壊試験結果による妥当性検証について述べる。溶接継手を有しない管のき裂開口変位評価結果は、実験結果とよく一致したが、き裂が溶接金属又は溶接熱影響部にある場合には、き裂開口変位は過大評価された。この結果を踏まえ、LBB評価に適用する合理的な漏えい評価法が提案された。

論文

Development of LBB assessment method for Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR) pipes, 5; Crack growth assessment method for pipes made of Mod.9Cr-1Mo steel

若井 隆純; 町田 秀夫*; 吉田 伸司*; 時吉 巧*; 菊地 浩一*; Xu, Y.*; 月森 和之

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

仮想的初期き裂が成長して管厚を貫通するときの長さを見積もるマスターカーブを提案する。改良9Cr-1Mo鋼の疲労き裂及びクリープき裂進展特性を明らかにするため、CT試験片を用いた高温き裂進展試験を実施した。これらの実験データとき裂進展解析結果に基づき、貫通時き裂長さと膜・曲げ応力比の関係を示す、いわゆるマスターカーブを提案した。ここでは、半径と板厚の比に依存する改良9Cr-1Mo鋼管のマスターカーブを提案した。

論文

改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ強度特性評価

若井 隆純; 永江 勇二; 高屋 茂; 小原 智史; 伊達 新吾*; 山本 賢二*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.147 - 159, 2011/07

FBR温度領域におけるType-IV損傷の顕在化について検討することを目的として改良9Cr鋼溶接継手長時間クリープ試験,クリープ疲労試験,破断後の溶接継手試験片の観察・分析等の強度データ取得及び破壊形態調査を実施した。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

第48回高温強度シンポジウム前刷集, p.110 - 114, 2010/12

次世代高速炉の冷却系機器に採用予定の改良9Cr-1Mo鋼に対して、進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に及ぼす影響を調査した。単軸丸棒試験片に対して定ひずみ範囲に加えて、進行性ひずみとして各サイクルで非弾性ひずみを与えながら疲労及びクリープ疲労試験を実施した。累積非弾性ひずみ量などをパラメータとして試験を実施し、高速炉で規定される非弾性ひずみの制限の範囲内では進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に有意な影響を与えないことを明らかにした。

論文

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,4; ラチェットひずみの316FRクリープ疲労強度への影響

川崎 信史; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人

日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.535 - 536, 2009/07

ラチェットひずみが316FR鋼のクリープ疲労強度に与える影響をラチェットクリープ疲労試験により検討した。試験は試験温度600$$^{circ}$$C,ひずみ範囲0.5%及び0.7%,保持時間1時間の条件で、累積非弾性ひずみ量を0$$sim$$5%に変化させ実施した。その結果、累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。試験中、最大平均応力の上昇は観察されなかった。そのため累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は、疲労寿命に対する影響より小さくなったものと考えられる。

論文

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,5; ラチェットひずみの316FR疲労強度への影響

岡島 智史; 伊達 新吾*; 川崎 信史; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人

日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.537 - 538, 2009/07

ラチェットひずみが316FR鋼の疲労強度に与える影響を、ラチェット疲労試験により検討した。試験は試験温度600$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$C未満、ひずみ範囲0.5%及び0.7%の条件で、累積非弾性ひずみ量を0$$sim$$5%に変化させ実施した。その結果、疲労強度の低下は修正Goodman線図の考え方を利用することで、蓄積した最大平均応力から予測可能であることが明らかになった。以上の関係と、累積非弾性ひずみ量に対する平均応力の蓄積傾向より、累積非弾性ひずみ量が2%以下であれば、疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。

報告書

HTTRにおける放射線監視システム

仲澤 隆; 菊地 寿樹; 安 和寿; 吉野 敏明; 足利谷 好信; 佐藤 浩一; 箕輪 雄資; 野村 俊文

JAERI-Tech 2001-010, 125 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-010.pdf:7.4MB

高温工学試験研究炉(HTTR)は、熱出力30MWの高温ガス試験研究炉として、1998年11月10日に初臨界に達し、現在、放射線監視システムを活用して出力上昇試験における放射線管理データの測定を行っているところである。本報告書は、出力上昇試験、定期自主検査などにおける放射線管理を実施するうえで役立つように関連するHTTRの施設の概要を含めてHTTR放射線監視システムの設計方針、放射線管理設備及び放射線管理計算機システム等についてまとめたものである。

論文

高温工学試験研究炉(HTTR)の放射線管理設備

箕輪 雄資; 仲澤 隆; 佐藤 浩一; 菊地 寿樹; 野村 俊文

KURRI-KR-30, p.42 - 47, 1998/00

日本で最初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR: High Temperature engineering Test Reactor)に設置された放射線管理設備は、高温ガス炉の特殊性を考慮し、ガスモニタリングに重点をおいてモニタリング設備を採用するとともに、作業者及び放射線管理担当者への迅速な情報の提供及び放射線管理業務の効率化を目的としてパソコンをベースにした計算機ネットワークシステムを構築した。排気中のトリチウムに対しては、膜分離型のモニタを採用し、希ガス等ほかの核種と分別して測定することが可能であり、C-14については、アミンにトラップする方法で、トリチウムと同時にサンプリングを行うようにした。また、モニタの異常時には緊急通報装置により自動的に通報し、その対策をとるための支援システムとして異常診断理装置を導入した。

口頭

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,2; 中間保持クリープ疲労評価法

川崎 信史; 加藤 章一; 山内 雅文*; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 笠原 直人

no journal, , 

中間保持クリープ評価法を提案するとともに、単軸中間保持クリープ疲労試験を実施し、その妥当性を検討した。保持位置をパラメータとした同一保持時間条件のクリープ疲労結果は、保持位置が低くなるほど破損サイクル数が長くなっており、保持位置の応力をベースとしたクリープ損傷評価を実施することにより、クリープ疲労破損サイクルは適切に評価可能である。本試験では、環境の影響は、疲労寿命にのみ観察され、保持に与える影響はなかった。低応力保持条件の中間保持クリープ疲労寿命予測には、クライテリアの不確定性から若干の予測精度の低下が見受けられる。この予測精度の低下は、低応力状態においても仮想的な定常応力の存在を想定することにより、設計上考慮することが可能である。

口頭

「常陽」照射試験用金属燃料の製造,4; 金属燃料要素の組立

中村 勤也*; 菊地 啓修; 尾形 孝成*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 魚住 浩一*; 土方 孝敏*; 小山 正史*; 板垣 亘; 曽我 知則

no journal, , 

高速実験炉「常陽」において金属燃料の照射試験を計画している。これまでの製造技術開発によって確立した鋳造技術,組立技術,分析・検査技術を適用して、国内初の金属燃料要素を製造した。本稿では、金属燃料要素の組立技術について報告する。PNC-FMS鋼被覆管に熱ボンド材(Na),要素反射体,熱遮蔽体及び燃料スラグを充填し、上部端栓を溶接した。燃料要素を加熱した状態で振動を加え、ナトリウムボンディング処理を行った。検査の結果、仕様を満たしていることを確認した。

口頭

ナトリウム-水化学反応場の素反応解析

出口 祥啓*; 今仲 浩一*; 高田 孝*; 山口 彰*; 菊地 晋; 大島 宏之

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器伝熱管破損時には、ナトリウムと水とが直接接触してナトリウム-水反応が発生する。このナトリウム-水反応現象を解明するために機構論的評価手法を開発しており、当該評価手法に適用する化学反応モデルの構築が開発課題のひとつになっている。本研究では、ナトリウム-水反応現象における支配的な総括反応を同定することを目的に気相におけるナトリウム-水反応系の素反応モデルを構築した。また、本素反応モデルを対向型ナトリウム-水蒸気反応場に適用し、主な反応経路の同定・評価を行った。

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