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論文

Development of creep property equations of 316FR stainless steel and Mod.9Cr-1Mo steel for sodium-cooled fast reactor to achieve 60-year design life

鬼澤 高志; 橋立 竜太

Mechanical Engineering Journal (Internet), 6(1), p.18-00477_1 - 18-00477_15, 2019/02

316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼はナトリウム冷却高速炉(SFR)の構造材料への適用が検討されている。日本原子力研究開発機構は、経済性の向上と放射性廃棄物の削減を目的として、いくつかの革新的技術を提案しており、その中でも最も有効な手段の一つとして60年設計を採用することが挙げられている。60年設計を可能とするためには、日本機械学会規格に規定されている材料強度基準等を30時間から50万時間に延長しなければならないが、これには外挿性に優れたクリープ破断関係式及びクリープひずみ式が不可欠である。本論文では、長時間クリープ特性評価に基づいて、316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の高温・長時間におけるクリープメカニズムの変化を考慮したクリープ特性式の開発について述べる。開発したクリープ特性式は、現行の日本機械学会規格のクリープ特性式よりも、より正確な長時間クリープ特性評価が可能である。

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

The Welded joint strength reduction factors of modified 9Cr-1Mo Steel for the advanced loop-type sodium cooled fast reactor

山下 拓哉; 若井 隆純; 鬼澤 高志; 佐藤 健一郎*; 山本 賢二*

Journal of Pressure Vessel Technology, 138(6), p.061407_1 - 061407_6, 2016/12

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

Modified 9Cr-1Mo steel (ASME Gr.91) is widely used in fossil power plants. In the advanced loop type sodium cooled fast reactor, modified 9Cr-1Mo steel is going to be adopted as a structural material. In welded joints of enhanced creep-strength ferritic steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may markedly degrade, especially in the long-term region. This phenomenon is known as Type-IV damage. Therefore, considering strength degradation due to Type-IV damage is necessary. In this study, we propose a creep strength curve and a welded joint strength-reduction factor (WJSRF). The creep strength curve of welded joints was proposed by employing a second-order polynomial equation with LMP using the stress range partitioning method. WJSRF was proposed on the basis of design creep rupture stress intensities. The resulting allowable stress was conservative compared with that prescribed in the ASME code. In addition, the design of the hot-leg pipe in the advanced loop type sodium cooled fast reactor was reviewed considering WJSRF.

論文

高クロム鋼の長時間材料特性に及ぼす微量タングステン添加量の影響

鬼澤 高志; 永江 勇二; 菊地 賢司*

鉄と鋼, 100(8), p.999 - 1005, 2014/08

 パーセンタイル:100(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

既存高Cr鋼の高温強度は、多くの元素を添加することで得られる強化機構により達成されているが、それらの強化機構の高速炉温度域(550$$^{circ}$$C)における長時間有効性・安定性は、明らかにされていない。高速炉使用環境における固溶強化機構の高温長時間での安定性・有効性を明らかにし、安定した強度を有すると共に長時間でも優れた延性および靱性を有する高Cr鋼を開発することを目標に、W添加量を無添加から0.35wt.%と低めに調整した高Cr鋼に対して、時効後衝撃試験に加え、引張試験、長時間クリープ試験および組織観察・分析を実施し、高速炉使用条件(最高使用温度550$$^{circ}$$Cで約50万時間)における長時間材料特性とW添加量の関係を明らかにする。特にLaves相に着目した組織観察・分析により靱性およびクリープ特性と金属組織の関係を明らかとし、高速炉構造用高Cr鋼に最適なW添加量を提示する。

論文

Development of structural codes for JSFR based on the system based code concept

浅山 泰; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 永江 勇二; 高屋 茂; 鬼澤 高志; 月森 和之; 森下 正樹

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 6 Pages, 2014/07

本報は、JSFRの構造規格基準開発に係る活動を概観したものである。ナトリウム冷却型高速炉の特徴を最大限に生かすために、設計$$sim$$維持において必要となる一連の規格、すなわち、溶接規格、維持規格、破断前漏えい(LBB)評価規格、静的機器構造信頼性評価ガイドラインをシステム化規格概念に基づき体系的に開発している。これらの規格を日本機械学会規格として2016年を目途に発刊することを目指している。

論文

Material strength evaluation for 60 years design in Japanese sodium fast reactor

永江 勇二; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 山下 拓哉

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07

316FR and Mod.9Cr-1Mo steels are candidates as structural materials for Japanese Sodium Fast Reactor, JSFR. The design life and operation temperature of JSFR is 60 years and 823K, respectively. Time-dependent allowable stress is essential. The evaluation of allowable stresses to 500,000 h is a considerable item. Long term strength is evaluated from a viewpoint of microstructural evaluation related to fracture mechanism. In addition, degradation after long term operation at elevated temperature is important. Aging is considered as one of the degradation. The effect of aging on short term property is analyzed. Material strength standard is also necessary for very thick tube sheets of forgings and small diameter thin walled seamless pipes, which are made of Mod.9Cr-1Mo steel in steam generators. This paper summarized currently available data and information on the above items, and shows path forward to the development of material strength standard for 60 years design in JSFR.

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, 3; Development of the material strength standard of modified 9Cr-1Mo steel

鬼澤 高志; 永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰

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

This paper describes the material strength standard of Modified 9Cr-1Mo (ASME Gr.91) steel in the design code for fast reactors of 2012 edition published by the Japan Society of Mechanical Engineers. Modified 9Cr-1Mo is to be used for primary and secondary coolant circuits, including intermediate heat exchangers and steam generators for the Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). Application of Modified 9Cr-1Mo to JSFR needs the material strength standard. Therefore, the authors developed the material strength standard. This paper describes the contents of the material strength standard.

論文

Development of 2012 edition of JSME code for design and construction of fast reactors, 2; Development of the material strength standard of 316FR stainless steel

鬼澤 高志; 永江 勇二; 高屋 茂; 浅山 泰

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

This paper describes the material strength standard of 316FR stainless steel in the design code for fast reactors of 2012 edition published by the Japan Society of Mechanical Engineers. 316FR stainless steel is to be used for a reactor vessel and internals for the Japan Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). Application of 316FR stainless steel to JSFR needs the material strength standard. Therefore, the authors developed the material strength standard. This paper describes the contents of the material strength standard.

論文

Development of high chromium steel for fast breeder reactors with high-temperature strength, ductility, and microstructural stabilit

鬼澤 高志; 浅山 泰; 菊地 賢司*

ISIJ International, 53(6), p.1081 - 1088, 2013/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.03(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

本研究は、V, Nb添加量を調整した高クロム鋼に対して、クリープ試験を実施し、FBR使用条件(最高使用温度550$$^{circ}$$Cで約50万時間)におけるクリープ特性とV, Nbそれぞれの関係を明らかにした。また、特にMX粒子やZ相に着目した組織観察・分析により長時間クリープで生じる強度低下の原因を考察し、FBR用高クロム鋼に最適なV, Nb添加量を提示した。

論文

Proposal of assessment of structural integrity on severe accidents for JSFR

廣瀬 悠一*; 安藤 勝訓; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 佐藤 健一郎*

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2013/04

JSFRのシビアアクシデント時において設計温度を超えた場合の構造健全性評価法について提案する。JSFRで想定するシビアアクシデント時の650度を超える超高温環境下において、ナトリウムバウンダリの健全性を担保することは、シビアアクシデントマネジメントの観点より重要となる。このため本件では冷却系設備の構造健全性評価法として、シビアアクシデント時のバウンダリ健全性評価手法とその評価に必要となる材料特性を得るための試験計画を提案する。

論文

ナトリウム冷却高速炉に用いる改良9Cr-1Mo鋼製品の製作性と強度特性,2; 長尺薄肉小径伝熱管

若井 隆純; 鬼澤 高志; 小原 智史; 中島 崇*; 横山 哲夫*; 伊勢田 敦朗*; 小雲 信哉*; 二神 敏*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.171 - 181, 2011/07

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR)の蒸気発生器に適用予定の密着型2重伝熱管の製作性見通しを得ることを目的として、過去に製造実績のない改良9Cr-1Mo鋼製薄肉小径伝熱管の製作性見通しを、国内メーカーの有する既存の工業規模製造設備を用いた試作によって得るとともに、試作管に対する機械的試験や金属組織観察を通じて、所要の性能が具備されていることを確認した。また、試作管を用いて密着2重伝熱管を試作し、長さ15mまでの製作性見通しを得た。さらに、密着2重伝熱管に求められる内外管間の空隙幅,面圧及び等価熱伝導率を測定し、種々の製作パラメータについて検討するとともに、今後の課題を抽出した。

論文

Creep strength evaluation of welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel for Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR)

若井 隆純; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 小原 智史; Xu, Y.*; 大谷 知未*; 伊達 新吾*; 浅山 泰

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07

This paper describes a proposal of provisional allowable stress for the welded joints made of modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural design of Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). In the welded joints of ferritic heat resistant steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may obviously degrade especially in long-term region. This phenomenon is known as "Type-IV" damage. Though obvious strength degradation has not observed at 550$$^{circ}$$C yet for the welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel, it is proper to suppose strength degradation must take place in very long-term creep. Therefore, taking strength degradation due to "Type-IV" damage into account, the allowable stress applicable to JSFR pipe design was proposed based on creep rupture test data obtained in temperature acceleration conditions. Available creep rupture test data were analyzed by region partition method. For conservativeness, allowable stress was proposed provisionally considering design factor for each region. Present design of JSFR hot leg pipe of primary circuit was evaluated using the proposed allowable stress. As a result, it was successfully demonstrated that the compact pipe design was assured.

論文

Development of a material strength standard for Japanese demonstration fast breeder reactor

鬼澤 高志; 永江 勇二; 若井 隆純; 浅山 泰

Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 8 Pages, 2009/07

本論文では、2025年頃の運転開始を予定している実証炉構造材料に適用予定の新材料の基準化におけるJAEAの方針について検討を実施した。実証炉構造材料には、炉容器及び炉内構造物に316FRを、冷却系全般に改良9Cr-1Mo鋼を採用予定である。316FRは、JISのSUS316の規格成分範囲内で開発したオーステナイト系ステンレス鋼であり、日本の規格に規格化されていない。改良9Cr-1Mo鋼はORNLで開発されたASME Gr.91材であり、ASMEやASTMに規格化されているものの、日本の規格には規格化されていない。そのため、高速炉構造材料に採用するためには材料の規格化が必要である。これらのことから、実証炉用材料強度基準開発における課題と開発方針を検討した。

論文

Influence of normalising temperature on MX precipitation behaviour in high-chromium steel

小原 智史; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 浅山 泰

Proceedings of Workshop on Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS), p.115 - 126, 2008/07

本研究は、ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼におけるMX炭窒化物の析出挙動と機械的性質に及ぼす焼ならし温度の影響について検討したものである。一般に、高クロム鋼においてV及びNb添加量を加えると強度が大きく増加する。これは、高クロム鋼にVやNbを添加すると、焼戻し処理中に数十nmレベルの微細なMX型炭窒化物が高密度分散析出することで析出強化機構が向上することに起因する。しかしながら、MXはV及びNb添加量だけではなく、熱処理条件によっても析出挙動が異なる。したがって、V及びNbが添加された高クロム鋼においては、MXの析出挙動を把握するためV及びNbの添加量だけではなく、熱処理条件についても検討しなければならない。本発表では、MXの分散組織並びに優れた機械的性質を得るための最適な熱処理条件を探索した結果を報告する。

論文

高クロム鋼におけるMX析出強化の長時間安定性・有効性の検討

鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 若井 隆純; 浅山 泰; 加藤 章一

鉄と鋼, 94(3), p.91 - 98, 2008/03

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.36(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

高速増殖炉の実用化に向けて、高Cr鋼を主要構造材料として採用することが検討されている。FBR構造材料には、最高使用温度約550$$^{circ}$$Cにおけるクリープ疲労強度が求められるほか、破断前漏洩成立の観点から靭性が要求され、また60年を超えるような長寿命プラントの寿命末期までそれら特性を安定に保つ必要がある。そのために、高Cr鋼をFBR構造材料に適用するにあたっては、添加元素や熱処理条件などを最適化することが望まれる。本研究は、FBR用高Cr鋼に最適なV, Nb添加量を提示するために、V, Nb添加量を調整した高Cr鋼に対して時効試験を実施し、時効に伴うMXを中心とした微細析出物の種類,化学組成,平均直径,形状等の変化を電子顕微鏡観察等により明らかにし、FBR使用環境を模擬した加速条件におけるMX析出強化機構の長時間安定性・有効性について検討を行った。限定された化学成分及び熱処理条件に対する結果であるが、Nb添加による析出強化機構の安定性は高くないものの、V単独添加による析出強化機構は、FBRプラントの寿命末期まで有効である可能性があることが明らかとなった。

論文

Effect of V and Nb on precipitation behavior and mechanical properties of high Cr steel

鬼澤 高志; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 青砥 紀身

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.408 - 416, 2008/02

 被引用回数:26 パーセンタイル:11.25(Nuclear Science & Technology)

バナジウム(以下、V)およびニオブ(以下、Nb)に着目し、MX析出強化機構の長時間有効性・安定性に関する検討を目的に、V・Nbの添加量の異なる高Cr鋼試作材を作製した。それらの受入材および600$$^{circ}$$C$$times$$6000h時効材について、各種材料強度試験および組織観察・分析を実施し、機械的性質および組織安定性に及ぼすこれらの添加量の影響について調べた。

論文

Effect of V and Nb contents on mechanical properties of high Cr steel

鬼澤 高志; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 青砥 紀身

Proceedings of Creep and Fracture in High Temperature Components-Design and Life Assessment Issues, 12 Pages, 2005/09

高速炉の実用化に向けて、高温強度と熱的特性がバランスよく優れる高クロム(Cr)鋼を主要構造材料として採用することが検討されている。バナジウム(以下、V)およびニオブ(以下、Nb)に着目し、MX析出強化機構の長時間有効性・安定性に関する検討を目的に、V・Nbの添加量の異なる高Cr鋼試作材を作製した。それら受入材および600$$^{circ}$$C$$times$$6000h時効材について、各種材料強度試験および組織観察・分析を実施し、機械的性質および組織安定性に及ぼすこれらの添加量の影響について調べた。

論文

Integrity assessment of aged and on-site welded joints in LMFR

若井 隆純; 鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 青砥 紀身; Martin, L.*

Proceedings of Creep and Fracture in High Temperature Components-design and life Assessment Issues (CD-ROM), 11 Pages, 2005/09

経済性向上のための有効な一方策であるプラント長寿命化を図るには、損傷を受けた機器を途中で交換しながらプラントを運転することが考えられ、この場合、現地溶接継手が発生する。現地溶接継手の健全性評価のために、金属組織学的な検討と、機械強度試験を行っている。本研究では、現地溶接継手と経年化溶接継手の組織の比較等を行い、現地溶接による入熱が経年化材に及ぼす影響について考察した。

報告書

熱過渡荷重履歴を受けた溶接構造物の材料損傷評価

長谷部 慎一; 鬼澤 高志

JNC-TN9400 2005-033, 66 Pages, 2005/03

JNC-TN9400-2005-033.pdf:6.54MB

高速炉プラントの長寿命化を図るためには、経年劣化を支配する損傷メカニズムに基づいて構造材料の材質変化を計測し、その余寿命を把握する評価技術が必要である。本報では、熱過渡試験によってクリープ疲労損傷を受けた溶接容器モデル供試体を用いて、母材の余寿命確認試験および溶接金属のミクロ損傷確認試験を行った。得られた結果は以下の通りである。(1)母材の余寿命確認試験 (2)溶接金属のミクロ損傷確認試験

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