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報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

論文

Specimen size effect on fracture toughness of reactor pressure vessel steel following warm pre-stressing

岩田 景子; 飛田 徹; 高見澤 悠; 知見 康弘; 吉本 賢太郎*; 西山 裕孝

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/07

原子炉圧力容器の破壊靱性に対する高温予荷重効果について評価を行った。1T-CT試験片を用いて様々な熱力学的荷重負荷条件でWPS試験を実施した。得られた結果は4つのWPS工学モデルによる予測値と比較した。また1T-, 0.4T-, 0.16T-CT試験片を用いて予荷重負荷-除荷-冷却-低温再負荷条件で試験片寸法依存性について調査した。試験片寸法による塑性域分布や残留応力分布の違いを解析により明らかにした。

論文

Development of probabilistic evaluation models of fracture toughness K$$_{Ic}$$ and K$$_{Ia}$$ for Japanese RPV steels

勝山 仁哉; 勝又 源七郎; 鬼沢 邦雄; 小坂部 和也*; 吉本 賢太郎*

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 9 Pages, 2015/07

確率論的破壊力学(PFM)解析を国内の原子炉圧力容器(RPV)の健全性評価に適用するため、PFM解析コードPASCAL3の開発を進めている。本研究では、健全性評価に関連する影響因子の中で最も大きなばらつきを有する破壊靭性K$$_{Ic}$$とK$$_{Ia}$$について、国内RPV鋼材のデータベースに基づく確率論的評価モデルについて述べる。K$$_{Ic}$$及びK$$_{Ia}$$の確率論的評価モデルを構築するにあたっては、収集したデータの有効性を確認して、それらのデータベース化を行った後、それぞれワイブル分布及び対数正規分布に基づきモデル化した。構築したモデルの有用性を確認するため、国内規格における下限包絡曲線及び米国のモデルとの比較を行った。その結果、本研究で構築したモデルの5%下限が国内規格の下限包絡曲線に相当していることが示された。また、米国のモデルと比較して、K$$_{Ic}$$については本モデルが高く、逆にK$$_{Ia}$$は低いことが示された。

論文

International round robin test on Master Curve reference temperature evaluation utilizing Miniature C(T) specimen

山本 真人*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 馬渕 靖宏*; Valo, M.*; Lambrecht, M.*; Viehrig, H.-W.*; 三浦 直樹*; 曽根田 直樹*

Small Specimen Test Techniques; 6th Volume (ASTM STP 1576), p.53 - 69, 2015/05

4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(微小C(T))によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、日本の原子炉圧力容器鋼から採取した破壊靭性試験片を用いて、国内外の研究機関や産業界の参加を得てラウンドロビン試験を実施した。ASTM E1921規格に従って試験を行い、得られた破壊靭性参照温度$$T$$$$_{0}$$の比較から、微小C(T)から得られる参照温度のばらつきは規格に示されている不確実さの範囲とほぼ同等であり、微小試験片に対するマスターカーブ法の有効性を確認した。また、本報では各機関が行った試験結果を取りまとめて統計処理を行い、参照温度$$T$$$$_{0}$$には大きな相違はなく、標準サイズの試験片との寸法効果も認められないことが確認できた。

論文

A Round robin propgram of master curve evaluation using miniature C(T) specimens, 3; Comparison of $$T_{0}$$ under various selections of temperature conditions

山本 真人*; 木村 晃彦*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 馬渕 靖宏*; Viehrig, H.-W.*; 三浦 直樹*; 曽根田 直樹*

Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 7 Pages, 2014/07

破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(微小C(T))によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界、産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を進め、微小C(T)の有効性を確認した。本報ではブラインド試験により試験温度の選択を各研究機関が独自に行った結果を取りまとめ、試験温度依存性を比較した。その結果、得られた参照温度$$T_{0}$$には大きな相違はなく、破壊靭性評価にあたって試験温度の選択は大きな影響を及ぼさないことが確認できた。

論文

A Round robin program of master curve evaluation using miniature C(T) specimens, 2; Fracture toughness comparison in specified loading rate condition

山本 真人*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 馬渕 靖宏*; 三浦 直樹*

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

破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(ミニCT)によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界,産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を開始した。試験機の影響及び試験手順を検討した第1報に引き続き、本報では試験データを拡充するとともに、負荷速度の影響を評価した。得られた結果に基づき、塑性変形を考慮した負荷速度の定義や結果の相違を検討した結果、ミニCTによる破壊靭性参照温度$$T_{rm 0}$$には負荷速度は大きな影響を及ぼさないことが確認された。

論文

A Round robin program of master curve evaluation using miniature C(T) specimens; First round robin test on uniform specimens of reactor pressure vessel materials

山本 真人*; 木村 晃彦*; 鬼沢 邦雄; 吉本 賢太郎*; 小川 琢矢*; 千葉 篤志*; 平野 隆*; 杉原 卓司*; 杉山 正成*; 三浦 直樹*; et al.

Proceedings of 2012 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2012) (DVD-ROM), 7 Pages, 2012/07

破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(ミニCT)によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界,産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を開始した。この試験では、ミニCTデータの信頼性と堅牢性を検証するために、実際に適用する前に解決すべき詳細な調査項目を取り出すことを目標とした。この試験の第1ステップとして、4つの機関がミニCT試験片により、共通した試験実施要領でマスターカーブ法試験を実施した。この結果、すべての機関で有効な参照温度T$$_{0}$$を得られることが確認できた。ただし、T$$_{0}$$値は、機関間で最大34度の差があった。この差の原因に関して、参照温度T$$_{0}$$と試験機関間で設定した負荷速度の差との強い相関が示唆された。

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