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報告書

福島第二原子力発電所2号機シュラウドサンプル(2F2-H3)に関する調査報告書(受託研究)

シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.

JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB

東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。

報告書

炉心シュラウドにおけるき裂進展解析による健全性評価に関する調査(受託研究)

鬼沢 邦雄; 堤 英明*; 鈴木 雅秀; 柴田 勝之; 上野 文義; 加治 芳行; 塚田 隆; 中島 甫*

JAERI-Tech 2003-073, 125 Pages, 2003/08

JAERI-Tech-2003-073.pdf:11.62MB

沸騰水型原子力発電所炉心シュラウドのひび割れに関し、原子力安全委員会による事業者による健全性評価報告書の妥当性確認に資するため、SCC進展評価線図の妥当性,き裂進展量の評価、及び健全性評価に関する調査を実施した。調査は、東京電力(株)柏崎刈羽原子力発電所3号機のシュラウド下部リング部及びサポートリング部、並びに福島第一原子力発電所4号機のシュラウド中間胴部の溶接部近傍に確認された応力腐食割れを対象とした。SCC進展評価線図に関しては、リング部の材料・環境条件に対するSCC進展評価線図のデータを分析し、日本機械学会維持規格の線図の保守性を確認した。き裂進展量の評価に関しては、き裂形状のモデル化を行い、最適な応力拡大係数算出式を採用してき裂進展解析を行った結果、リング部及び中間胴部ともに、事業者の評価結果が保守的であることを確認した。シュラウドにき裂が存在する場合について、剛性の低下に関する構造解析を実施した結果、剛性低下はわずかであり、地震荷重に対するき裂の影響は小さいことを確認した。シュラウドの健全性に関して、運転時及び地震時の荷重条件から必要残存面積及び許容き裂長さを算定し、き裂進展解析結果と比較を行った。この結果、リング部及び中間胴部ともに、実運転4年間後も健全性は確保されることを確認した。

論文

Evaluation of in-pile and out-of-pile stress relaxation in 316L stainless steel under uniaxial loading

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 菊地 正彦; 北 智士; 米川 実; 中野 純一; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.331 - 334, 2002/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.65(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射と高温水環境の同時作用効果によって生じる照射誘起応力腐食割れ(IASCC)が、軽水炉のみならず水冷却核融合炉の炉内構造材料の主要な関心事の1つとして指摘されている。応力がIASCCのキーファクターの一つであることから、照射条件下で詳細に応力を評価する必要がある。316Lステンレス鋼の引張型試験片を用いた応力緩和試験を288$$^{circ}C$$でJMTRにおいて行ってきている。この論文は、316Lステンレス鋼の引張型試験片の炉内及び炉外応力緩和試験結果についてのべ、おもに曲げ試験片を用いて得られたFosterらの文献データとの比較を行った結果についても述べる。さらに実験結果と永川モデルによる解析結果との比較も行った。

論文

Development of a filler metal for weldments of a Ni-Cr-W superalloy with high creep strength

倉田 有司; 斉藤 貞一郎*; 辻 宏和; 高津 玉男*; 新藤 雅美; 中島 甫

JSME International Journal, Series A, 45(1), p.104 - 109, 2002/01

クリープ強度の高いNi-Cr-W超合金は、1000$$^{circ}C$$付近の高温で使用可能な鍛造合金であるが、溶接割れ感受性が非常に高い。この合金を実用化するためには、溶接性の優れた溶加材を開発することが必須である。微量元素量の異なるNi-18.5Cr-21W合金の数多くのヒートを用いて、ビードオンプレート,肉盛溶接,曲げ試験などの溶接性試験を行った。Ti,Mgの適量添加は改善効果をもたらす一方、Zr,Y,Bのような元素は溶接割れ感受性を著しく高める。このような知見をもとに、Ni-Cr-W超合金用に溶接性の優れた溶加材を開発した。これらの溶接ワイヤを用いてTIG自動溶接により製作した溶接金属について、900~1050$$^{circ}C$$でクリープ特性を評価した。溶接金属は、1000$$^{circ}C$$,10万時間で10MPaのクリープ破断強度をもつ母材と同程度のクリープ破断強度を有すことがわかった。

論文

New in-pile water loop facility for IASCC studies at JMTR

塚田 隆; 小森 芳廣; 辻 宏和; 中島 甫; 伊藤 治彦

Proceedings of International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems 2002 (CD-ROM), 5 Pages, 2002/00

照射誘起応力腐食割れ(以下、IASCC)研究における試験データは、従来ほとんどすべてが照射後試験により得られて来た。その結果、IASCCに関して多くの知見が得られたことは事実である。しかし、IASCCは本来炉内で使用される構造材で問題となり、そこでは照射,化学環境(高温水)そして応力は同時に材料に作用している。これらの作用には照射後試験では再現不可能な現象があり、照射は高温水の放射線分解をもたらし、応力付加状態での照射損傷組織は無負荷状態のそれと異なることも知られている。近年、IASCC研究では炉内の照射下高温水中で材料試験を行い、上記の炉内複合環境におけるIASCC挙動を調べようとする機運が高まっている。既にハルデン炉では、照射下IASCC試験を開始しているが、チェコLVR-15炉,ベルギーBR-2炉においても照射下IASCC試験のための高温水ループを炉内に設置して試験の実施を目指している。本発表では、平成13年度にJMTRに設置されたIASCC研究用高温水ループについて、その設計の考え方と装置の仕様と特徴などを報告する。

論文

Development of a filler metal for weldments of a Ni-Cr-W superalloy with high creep strength

倉田 有司; 斉藤 貞一郎*; 辻 宏和; 高津 玉男*; 新藤 雅美; 中島 甫

Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.93 - 99, 2001/06

クリープ強度の高いNi-Cr-W超合金は、1000$$^{circ}C$$付近の高温で使用可能な鍛造合金であるが、溶接割れ感受性が非常に高い。この合金を実用化するためには、溶接性の優れた溶加材を開発することが必須である。微量元素量の異なるNi-18.5Cr-21W合金の数多くのヒートを用いて、ビードオンプレート、肉盛溶接、曲げ試験などの溶接性試験を行った。Ti,Mgの適量添加は改善効果をもたらす一方、Zr,Y,Bのような元素は溶接割れ感受性を著しく高める。このような知見をもとに、Ni-Cr-W超合金用に溶接性の優れた溶加材を開発した。これらの溶接ワイヤを用いて、TIG自動溶接により製作した溶接金属について、900~1050$$^{circ}C$$でクリープ特性を評価した。溶接金属、1000$$^{circ}C$$、10万時間で10MPaのクリープ破断強度をもつ母材と同程度のクリープ破断強度を有することがわかった。

論文

Status of JAERI material performance database (JMPD) and analysis of irradiation assistd stress corrosion cracking (IASCC) data

加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(11), p.949 - 958, 2000/11

これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Craking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、照射後試験結果及び透過電子顕微鏡(TEM)観察結果と併せて得られた知見として、IASCC感受性、機械的性質及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。

論文

クリープ強度の優れたNi-Cr-W超合金用溶加材の開発

倉田 有司; 斉藤 貞一郎*; 辻 宏和; 高津 玉男*; 新藤 雅美; 中島 甫

日本学術振興会原子炉材料第122委員会資料集, p.279 - 282, 2000/11

クリープ強度の優れたNi-Cr-W超合金は、1000$$^{circ}C$$付近の高温で使用可能な鍛造合金であるが、溶接割れ感受性が非常に高い。この合金を実用化するためには、溶接性の優れた溶加材を開発することが必須である。微量元素量の異なるNi-18.5Cr-21W合金の数多くのヒートを用いて、ビードオンプレート,肉盛溶接,曲げ試験などの溶接性試験を行った。Zr,Y,Bのような元素は溶接割れ感受性を著しく高めるが、Ti,Mgの適量添加は改善効果をもたらす。このような知見をもつに、Ni-Cr-W超合金用に溶接性の優れた溶加材を開発した。これらの溶接ワイヤを用いてTIG自動溶接により製作した溶接金属について、900~1050$$^{circ}C$$でクリープ特性を評価した。溶接金属は、1000$$^{circ}C$$,10万時間で10MPaのクリープ破断強度をもつ母材と同程度のクリープ破断強度を有することがわかった。

報告書

線形誘導加速器に用いる強磁性体の評価

橋本 大; 森本 巌; Zheng, X.; 前原 直; 中島 充夫*; 堀岡 一彦*; 河野 俊之*; 志甫 諒

JAERI-Research 2000-018, p.66 - 0, 2000/03

JAERI-Research-2000-018.pdf:2.19MB

線形誘導加速器では、磁化率の関数として強磁性体コア材のB-H曲線を得ることが重要である。インダクションモジュールのコスト評価のために、薄片の強磁性体、ケイ素鋼板、ファインメットを含むアモルファスを10[T/$$mu$$s]までの磁化率において、高磁化率におけるコア損失の観点からファインメット材が最も優れていることの結論に達した。またコア材のエネルギー損失や熱伝導の評価からファインメットコアでは、1kHzまでの繰返し運転が可能である結論を得た。

論文

Status of JAERI material performance database (JMPD) and its use for analyses of aqueous environmentally assisted cracking data

加治 芳行; 塚田 隆; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 中島 甫

Environmentally Assisted Crarking (ASTM STP 1401), p.191 - 209, 2000/00

これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉心構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、照射後試験結果及び透過電子顕微鏡(TEM)観察結果と併せて得られた知見として、IASCC感受性及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。

報告書

Ni-Cr-W系超耐熱合金用溶加材の開発研究(共同研究)

斉藤 貞一郎*; 倉田 有司; 高津 玉男*; 辻 宏和; 新藤 雅美; 中島 甫

JAERI-Research 99-036, 99 Pages, 1999/05

JAERI-Research-99-036.pdf:29.53MB

1000$$^{circ}$$Cでの使用を目指した高温ガス炉用Ni-Cr-W合金の開発研究では、溶接用溶加材の開発が残された重要な課題である。Ni-18.5Cr-21Wを基本組成とした合金について溶加材の開発を行い、以下の結果を得た。(1)Ni-Cr-W合金では微量元素の量や熱処理条件が溶接割れ感受性に大きな影響を及ぼし、母材と同じ組成の合金では安定して良好な溶接性が得られない。(2)脱酸効果や脱硫効果のある元素の量を増加させても、耐溶接割れの改善効果はあまり認められないが、Ti,Mgの適量添加により若干の改善効果が得られる。(3)Zr,Y,Bなどの元素が溶接割れ感受性を著しく高めていることがわかり、これらの元素の量を低く抑えることにより良好な溶接性を持った溶加材を開発することができる。

論文

Post irradiation mechanical properties of type 304 stainless steel

辻 宏和; 倉田 有司; 三輪 幸夫; 板橋 行夫; 雨沢 博男*; 島川 聡司; 三村 英明; 北 智士; 鈴木 富男; 塚田 隆; et al.

Advances in Science and Technology, 24, p.483 - 490, 1999/00

高速増殖炉「もんじゅ」の構造材である304ステンレス鋼を対象として、中性子照射による弾き出し損傷量を約2dpa一定に保ちながら、核変換ヘリウム生成量を1,3及び16appmの3水準に変えることにより、中性子照射材の機械的性質に及ぼすヘリウム生成量の影響を分離抽出することを目的として、熱中性子炉JMTR用の特殊照射キャプセルを開発した。この特殊照射キャプセルを用いてJMTRにおいて400及び550$$^{circ}$$Cで304ステンレス鋼の中性子照射を行い、照射材の引張、破壊靱性、クリープ、疲労の諸試験及びTEMによる組織観察を行うとともに照射前の基本特性試験を行う体系的な研究プログラムを進めてきた。本報告では、計画の全体概要について述べるとともに特殊照射キャプセルの特徴、これまでに得た照射前の基本特性試験結果及び照射後試験結果について述べる。

論文

Microstructures of type 316 model alloys neutron-irradiated at 513 K to 1 dpa

三輪 幸夫; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.316 - 320, 1999/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:40.72(Materials Science, Multidisciplinary)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の発生機構を解明する目的で、IASCC感受性に影響を及ぼす照射誘起マイクロストラクチャーや照射誘起偏析のうち、照射誘起マイクロストラクチャーに及ぼす添加元素の効果を調べた。供試材はSUS316系の高純度合金と、それに炭素、チタン、シリコン、リン、硫黄を単独又は複合して添加した合金の溶体化処理材である。これらをJRR-3で、514Kにて約1dpaまで中性子照射した後、透過型電子顕微鏡でマイクロストラクチャーの観察を行った。その結果、Moの添加によりフランクループの数密度と平均直径が低下した。また、炭素の添加により、フランクループの数密度が増大し、平均直径が低下した。Siの添加は、Moの添加と同様にフランクループの数密度及び平均直径の低下を起こした。他の元素、チタン、リン、硫黄の影響は、C及びSiの影響に隠された。

論文

Development of comprehensive material performance database (JMPD) and analyses of irradiation assisted stress corrosion cracking data

加治 芳行; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫

Proceedings of 9th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, p.987 - 995, 1999/00

これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、その結果得られた知見として、IASCC感受性及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。

論文

日本原子力研究所東海研究所における材料研究

勝田 博司; 中島 甫

まてりあ, 37(11), P. 960, 1998/11

原研、東海研究所における材料研究のこれまでの経緯と、これからの展開予定についての概要の記述である。平成10年に、東海研究所の材料研究の中心的役割を果たしてきた材料研究部と燃料研究部を再編して、物質科学研究部とエネルギーシステム研究部を発足させた。前者では、原子力エネルギー利用で遭遇する種々の放射線場において、水素からアクチニドまでの化合物を対象に、その物理的及び科学的特性を原子核からマクロスケールに亘って研究し、原子力環境に優れた新素材及び材料の開発に貢献する。一方、後者では、多様なエネルギー戦略のシナリオに柔軟に対応できる将来型原子力システムの構築を材料の面から支える研究を展開する。

論文

Effect of irradiation temperature on irradiation assisted stress corrosion cracking of model austenitic stainless steels

塚田 隆; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1669 - 1674, 1998/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:31.9(Materials Science, Multidisciplinary)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、ステンレス鋼等が中性子照射をある程度以上受けたときに高温水中で応力腐食割れ(SCC)を起こすようになる現象である。IASCCは、おもに軽水炉の炉内構造物の損傷要因として研究が行われているが、核融合炉の水冷却構造物の設計においても検討課題である。本研究では、添加元素を調整したモデルステンレス鋼をJRR-3Mにおいて中性子照射した試料及びJMTRにて低温(323K)で照射した試料について、高温水中においてSCC感受性を調べた結果を報告する。JRR-3M(513K)照射材の試験結果から各種添加元素の効果及び冷間加工の効果について検討した。また、JMTR照射材との比較から照射温度の効果について検討した。323K照射した試料は、高温水中SCC試験で歪速度が通常の試験より小さい場合に、高いSCC感受性を示す可能性のあることが明らかになった。

報告書

Ni-Cr-W系超耐熱合金試作溶接継手の大気中クリープ破断特性

倉田 有司; 斉藤 貞一郎*; 辻 宏和; 高津 玉男*; 新藤 雅美; 中島 甫

JAERI-Research 97-032, 20 Pages, 1997/05

JAERI-Research-97-032.pdf:1.78MB

Ni-Cr-W系超耐熱合金を実用化する上で、残された課題である溶接用溶加材を開発するため、微量添加元素の量を調整して溶接割れ感受性を低下させ、手動TIG溶接により試作した3種類の溶接継手F,P5,P6の900~1050$$^{circ}$$Cにおけるクリープ破断特性の評価を行った。試作継手のクリープ破断時間は、母材(1000$$^{circ}$$C,10万時間のクリープ破断強度10.8MPa)と同程度かわずかに短く、高温で使用する溶接継手としてはかなり優れたクリープ破断強度を示した。溶接継手の破断位置は900$$^{circ}$$Cでは母材、1000$$^{circ}$$C,1050$$^{circ}$$Cと高温になるに従い、溶接金属となった。ボイド、クラックは、母材あるいは溶接金属の結晶粒界に形成した。今後、自動TIG溶接用の溶接ワイヤの開発を行い、溶接性、クリープ特性、耐食性等に優れたNi-Cr-W系超耐熱合金用の溶加材を開発していく予定である。

報告書

HTTR実機用ハステロイXRの総合特性評価,6; 伝熱管母材および溶接継手の引張特性およびクリープ特性

渡辺 勝利; 新藤 雅美; 中島 甫; 小池上 一*; 樋口 洵*; 仲西 恒雄*; 佐平 健彰*; 丸七 香樹*; 竹入 俊樹*; 斉藤 貞一郎*; et al.

JAERI-Research 97-009, 62 Pages, 1997/02

JAERI-Research-97-009.pdf:4.82MB

HTTR実機用ハステロイXR伝熱管材および実機用溶加材を用いて、伝熱管母材および溶接継手の引張特性およびクリープ特性を検討し、次のような結果を得た。引張特性に関しては、時効後の室温における強度変化は母材および溶接継手材ともに比較的少なかったが、著しい延性低下が両者ともに観測された。一方、クリープ特性に関しては、母材と溶接継手材について、900$$^{circ}$$Cおよび950$$^{circ}$$Cのいずれの場合にも、クリープ破断強度に関する差異は比較的少なかった。他方、板材と伝熱管材のクリープ特性について見ると、母材および溶接継手材ともに、管材は低応力・長時間側で板材よりもクリープ破断時間が若干低下する傾向が見られたが、管材のクリープ破断時間は、ハステロイXR母材のマスターカーブと同等以上であり、設計破断応力強さ[S$$_{R}$$]よりも充分に長いことから、実用上は特に問題ないと判断される。

論文

Creep rupture properties of a Ni-Cr-W superalloy in air environment

倉田 有司; 辻 宏和; 新藤 雅美; 中島 甫

Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.196 - 205, 1997/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:77.48(Materials Science, Multidisciplinary)

1000$$^{circ}$$C付近の高温で使用することを目指して開発したNi-Cr-W超耐熱合金の棒材、板材、管材の900,1000,1050$$^{circ}$$Cにおける大気中クリープ破断特性を調べた。得られたクリープ破断データに対し、時間・温度パラメータ(TTP)を適用し、長時間クリープ破断強度を推定した。1000$$^{circ}$$Cで約10000時間を越える破断時間を示したクリープ曲線では、酸化強化による異常挙動が認められたため、それらのデータにはこれに対する補正を行った上でTTP法を適用した。適用したTTP法のうち、Larson-Miller法がOrr-Sherby-Dorn法より適合性に優れていた。ASTM No.2より大きな結晶粒の棒材及び板材のクリープ破断応力は、開発目標である1000$$^{circ}$$C,10万時間の破断応力9.8MPaを上回っていた。クリープ破断強度は、熱処理温度が高く、結晶粒径が大きくなるに従い、増加した。

論文

On the development of in-situ monitoring technique of corrosion rate of zircaloy in Japan material testing reactor

鈴木 元衛; 塚田 隆; 松井 義典; 新見 素二; 中島 甫

Proc. of 8th Int. Symp. on Environ. Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, 2, p.1013 - 1018, 1997/00

原子炉材料の腐食挙動をin-situ観測する技術を開発するために、高温水中のジルカロイの腐食速度をACインピーダンス法によって測定する実験を、JMTRのキャプセル及びコールド実験室のオートクレーブで行い、結果を分析した。試料電極は板状ジルカロイ-4を2枚並べて1対としたもので、白金リードをアルミナ製の気密プラグを通してMIケーブルの芯線につなぎ、外部回路に接続した。その結果、インピーダンスは少なくとも数百時間、計測に成功したが、その後気密プラグが高温水に侵食されて計測は不可能となった。データから算出された腐食速度は、酸化重力測定法から算出した速度より有意に低い。結論として、本インピーダンス法の適用性は、気密プラグの寿命延長と、測定データの分析法に依存する。

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