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安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 高野 雅仁*
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(6), p.061505_1 - 061505_9, 2021/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Mechanical)本研究では、改良9Cr-1Mo鋼製の多孔板試験体の疲労及びクリープ疲労試験の行い、その結果を用いて種々の構造物の疲労およびクリープ疲労寿命の評価方法を比較・検証を行った。具体的には、多孔板試験体の試験では550
Cにおいて機械的繰り返し荷重を加え、孔の表面における亀裂の発生と伝播を観察するとともに、一連の有限要素解析に基づいて、種々の破損寿命評価方法により破損繰返し数を予測して、試験結果と予測結果の比較検証を行た。
安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*
Journal of Pressure Vessel Technology, 136(4), p.041406_1 - 041406_10, 2014/08
被引用回数：9 パーセンタイル：43.74(Engineering, Mechanical)構造不連続部のクリープ疲労評価法の比較評価のため、改良9Cr-1Mo鋼切り欠き試験体によるクリープ疲労試験を実施した。試験は単軸の引張り-圧縮試験及びインダクションコイルを用いた熱荷重による試験を行った。応力集中部の応力は切り欠き半径により調整した。種々のクリープ疲労評価法により寿命評価を行うために有限要素法解析を実施するとともに、その予測寿命と試験寿命の比較検証を行った。クリープ疲労評価法としては応力再配分軌跡法(SRL法),弾性追従法,高速炉規格による方法等を採用した。これらの比較によりすべての試験結果に対してSRL法が最も適切な予測寿命を与えることが確認された。高速炉規格については繰り返し数で70倍以上安全側の評価を与えることが確認された。
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。
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; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*
Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/07
To compare and evaluate these estimation methods, a series of creep-fatigue test was carried out with notched specimens. All the specimens were made of Mod.9Cr-1Mo steel. Deformation controlled creep-fatigue tests and temperature controlled creep-fatigue tests were performed and creep-fatigue lives, crack initiation and propagation processes were observed by digital micro-scope and replica method. A series of elastic Finite Element Analysis were carried out and number of cycles to failure was predicted by several creep-fatigue damage evaluation methods. Then these results were compared with test results. Four types of evaluation methods which are stress reduction locus method, simple elastic-follow up method, the method using conventional Neuber's rule and the methods described in JSME FBR design code were applied. In addition that, experimental based estimation were also compared.
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。
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。
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。
