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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
C 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.
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史
Journal of Pressure Vessel Technology, 134(6), p.061403_1 - 061403_12, 2012/12
被引用回数：5 パーセンタイル：28.5(Engineering, Mechanical)2種類の改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体の疲労試験を実施し、その試験結果と有限要素法解析に基づき評価されるひずみ範囲により算定される予測寿命を比較検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法,SEF法,ノイバー則及び日本の高速炉規格で適用されている手法を採用し、比較検討の結果に基づき種々のひずみ範囲予測法に関して、その適用性や保守性について検討した。ひずみ範囲評価法としてはSRL法が最も合理的な評価を与える。一方でSRL法を規格として採用するためには適用範囲についての検討が必要であることが明らかとなった。
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。
永江 勇二; 江沼 康弘*; 押切 正人*; 伊達 新吾*; 豊吉 晃*; 相澤 大器*; 小山 庸一*; 柳沢 祐介*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 52(2), p.161 - 169, 2011/07
実証施設の蒸気発生器管板に改良9Cr-1Mo鋼極厚鍛鋼品の適用が検討されているが、本鍛鋼品はこれまでに製造実績のない大きさ,形状となることから、実規模レベルの試作材を製造し、その製作性及び機械的特性の確認を行った。本試作は次の2点に留意して計画を行った。本試作体は偏析低減の観点から
1800mmESR(エレクトロスラグ溶解法)鋼塊より製造し、実機製造時にも同種の鋼塊の使用を計画している。試作体と実機で鋼塊重量が異なるものの、試作体では実機相当の鋼塊性状が得られるものと思われる。また、試作体の熱処理に対して実機管板とほぼ同一の板厚形状及び熱処理条件を適用することにより、実機で予想される熱処理起因の機械的性質の板厚方向分布を模擬することが可能となる。
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。
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。
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 伊達 新吾*; 渡邊 壮太*; 江沼 康弘*; 川崎 信史
Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/07
高温における構造物のひずみ範囲予測法の妥当性を検証するため、切り欠き試験片による低サイクル疲労試験を実施した。試験はJSFRの冷却系機器・配管材として採用される予定の改良9Cr-1Mo鋼により実施し、疲労試験中のき裂の発生及び進展状況を観察した。この試験結果と有限要素法解析に基づくひずみ範囲予測法であるSRL法,弾性追従による予測法,ノイバー則による予測法及び既往の高温構造設計方針における評価法を比較し、その適用性等について述べる。
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 550C 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.
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600C,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
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。
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600C及び500C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05%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。
若井 隆純; 祐川 正之*; 伊達 新吾*; 浅山 泰; 青砥 紀身; 久保 重信*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 85(6), p.352 - 359, 2008/06
被引用回数：5 パーセンタイル：44.12(Engineering, Multidisciplinary)ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼の化学成分仕様及び材料特性式を暫定するとともに、同鋼のクリープ疲労強度評価を行った。材料特性試験や金属組織の観察・分析の結果から、延性・靭性を改善するには、タングステンを減らすべきであることを示した。そして、ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼の暫定仕様を示し、繰返し応力ひずみ関係式やクリープひずみ式といった材料特性式も提示した。これらの材料特性式を用いて同鋼のクリープ疲労強度評価を行ったところ、かなり保守的な予測結果が得られた。これは、初期応力が過大に見積もられたことに起因するクリープ損傷の過大評価が原因であることがわかった。クリープ疲労強度評価法には、改良する余地があることがわかった。
若井 隆純; 青砥 紀身; 祐川 正之*; 伊達 新吾*; 柴本 宏
Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.399 - 407, 2008/02
被引用回数：5 パーセンタイル：35.07(Nuclear Science & Technology)本研究では、高速炉構造用高クロム鋼の仕様及び材料強度基準の暫定案を提示する。靭性及び延性の改善を目的として、タングステンとモリブデンの比率を変化させた幾つかの仕様の高クロム鋼に対する材料強度試験や金属組織観察を行った。さらに材料特性に及ぼす熱処理条件の影響についても検討した。それらの結果に基づいて、延性や靭性を向上させるにはタングステン量は減じたほうが良いこと、熱処理条件の変更では長時間の材料特性の改善は難しいことを明らかにした。また、高速炉構造用高クロム鋼の暫定仕様を提示し、その仕様について材料強度基準暫定案を提示した。この材料強度基準暫定案は、高速炉プラントの設計研究において活用される。
若井 隆純; 青砥 紀身; 井上 和彦; 祐川 正之*; 伊達 新吾*
第30回MPAセミナー, 28 Pages, 2004/10
実用化高速炉配管に適用可能な12%Cr鋼の仕様選定に係る研究報告。Mo当量を約1.5%一定としてWとMo量を調整した3種類の12%Cr鋼に対するクリープ試験,クリープ疲労試験および勤続組織観察等を実施し、それらの結果を総合的に考慮して高速炉配管用12%Cr鋼の化学成分を暫定的に提案した。また、熱処理による所要の性能達成は難しいことを示した。
若井 隆純; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 浅山 泰; 久保 重信*
no journal, ,
This paper describes the provisional material specifications of the high chromium (Cr) ferritic steel for the Sodium cooled Fast Reactor (SFR) and development of creep-fatigue assessment procedure for the welded joint made of the steel. Based on the results of mechanical tests and metallurgical examinations, provisional specifications of the high Cr steel for SFR pipes and tubes were proposed. Creep-fatigue strength assessment procedure for the welded joints made of the steels was also investigated. An assessment procedure using 2-element model was proposed and verified by comparing with some creep-fatigue test results. The creep-fatigue lives observed in the experiments were well predicted by the proposed assessment procedure, but the failure point could not be predicted by the model. For more precise creep-fatigue strength assessment, the characteristics of the HAZ must be accounted for.
安藤 勝訓; 川崎 信史; 江沼 康弘*; 浦田 一宏*; 伊達 新吾*; 廣瀬 悠一*; 渡邊 壮太*
no journal, ,
JSFRの冷却系機器・配管では、高温特性に優れる高速炉構造用高クロム鋼が採用される。このため種々の改良9Cr-1Mo鋼構造物試験及び解析評価を実施し、高速炉構造用高クロム鋼の適用に向けた高温構造設計指針の整備を実施している。
安藤 勝訓; 金崎 宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*; 高正 英樹*; 月森 和之
no journal, ,
改良9Cr-1Mo鋼構造物試験体を用いて熱疲労試験を実施した。得られた結果について有限要素法解析をもとに寿命を評価し、有限要素法に基づく寿命評価法について検討した。温度制御のための短時間保持及び周方向の温度分布を適切に考慮することで改良9Cr-1Mo鋼構造物は提案された評価法により適切に評価できることが明らかとなった。
永江 勇二; 江沼 康弘; 伊達 新吾*; 相澤 大器*; 柳沢 祐介*
no journal, ,
次期高速炉の構造材料として改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に採用する計画であり、蒸気発生器管板部材としては肉厚約800mmの鍛鋼品が必要となる。これまで肉厚約800mmの改良9Cr-1Mo鋼を製作した実績はなく、蒸気発生器管板部材への鍛鋼品の採用見通しを得るためには、製作性を確認するとともに、材料強度特性を確認する必要がある。引張特性に及ぼす採取位置や鍛錬方向の影響については既に報告している。ここでは、肉厚約800mmの鍛鋼品素材の軸芯部・t/4(t:肉厚)位置から採取した試験片を用いた、破断時間が数千時間までのクリープ試験結果について報告する。
伊達 新吾*; 首藤 紳伍*; 菊地 浩一*; 永江 勇二; 廣瀬 悠一*
no journal, ,
高速炉(FBR)は熱伝達のよい液体ナトリウムを冷却材に使用し、500C以上の高温で長時間(50万時間)運転されるため、構造物には起動発停に伴う変位制御型の熱応力が発生するとともに長時間保持によるクリープ疲労が問題となる。本報告では、原子炉容器に使用が検討されている316FR鋼鍛鋼品を用いて疲労及びクリープ疲労試験を実施し、高温強度特性と組織(結晶粒度、炭素量)の関係及びクリープ疲労損傷評価について検討を行った。
山下 拓哉; 高屋 茂; 永江 勇二; 伊達 新吾*; 友部 真人*
no journal, ,
フェライト鋼/オーステナイト鋼異材溶接継手を高速炉プラントへ適用することが検討されている。フェライト鋼/オーステナイト鋼間はインコネルを用いて溶接する。実機プラント使用温度条件である550Cでは、フェライト鋼とインコネルの界面で破断が生じる研究結果が報告されている。これらの研究結果の報告はTIG溶接またはTIGバタリング溶接を用いて製作された溶接継手を用いている。異材溶接継手の界面破断メカニズムについては多数の研究が行われているが、解明に至っていない。主要な要因としては、異材界面に平行なType I炭化物が析出・成長し、粗大な(
1
m)Type I炭化物近傍にキャビティが発生することが挙げられている。また、その他にも要因として、異材界面に生じるせん断応力、界面に沿った酸化物による影響、クリープ変形量の違い、および異材間の線熱膨張差による界面での応力集中というもの等が挙げられている。本研究では、改良9Cr-1Mo鋼/インコネルバタリング部を用いて試験片を製作し、温度550Cのクリープ試験を実施し、界面破断要因として挙がられている、界面近傍のType I炭化物の形成および界面に沿って形成した酸化物による影響について検討を行なった。その結果、以下のことが明らかになった。(1)Type I炭化物の成長・析出によりキャビティが発生・連結することは、界面破断メカニズムの主要因ではない。(2)酸化被膜の形成が界面破断を促進する可能性がある。
