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柴田 晃; 北岸 茂; 渡士 克己; 松井 義典; 近江 正男; 相沢 静男; 那珂 通裕
日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.290 - 297, 2016/07
材料試験炉ホットラボの排気筒は、気体廃棄設備の一部として1970年に設置された高さ40mの自立式排気筒である。2015年、ホットラボの建家屋根の補修中に排気筒基礎部アンカーボルトの1本に減肉が確認されたため、排気筒の状況調査を実施した。また、当該調査中に、フランジプレートとアンカーボルトナット間に隙間が確認された。これを受け、安全確保のため排気筒円筒鋼板部(33m)を撤去したところ、最終的にアンカーボルト全数に減肉が確認された。原子力機構は再発防止を図るため、当該事象の原因調査を実施し、その結果、アンカーボルトの減肉は長期間に渡る水の浸入により生じ、また、フランジプレートとアンカーボルトナット間の隙間は、アンカーボルトの減肉した部位に2011年の東北地方太平洋沖地震を主要因として伸びが生じたことにより発生した事を明らかにした。
瀬口 忠男*; 田村 清俊*; 渡士 克己; 鈴木 雅秀; 島田 明彦; 杉本 雅樹; 出崎 亮; 吉川 正人; 大島 武; 工藤 久明*
JAEA-Research 2012-029, 158 Pages, 2012/12
JAEA-Research-2012-029.pdf:9.4MB
原子力発電所用ケーブルの経年劣化研究として、ケーブル絶縁材料であるエチレンプロピレンゴム(EPR),架橋ポリエチレン(XLPE),ポリ塩化ビニル(PVC),シリコーンゴム(SiR)について、劣化メカニズムの研究を実施した。実用ケーブルと同等の配合試料(実用配合)及び特定の添加剤を配合したモデル配合の試料を用いて、放射線と熱の加速劣化を行い、実用物性の測定、重量の変化、高分子の架橋・切断の分析、酸化防止剤と酸化生成物の濃度分布の測定分析を行い、解析した。
渡士 克己
日本保全学会第6回学術講演会要旨集, p.337 - 341, 2009/08
米国石油協会規格API-581 Jに示される炉管のクリープ破断のしやすさの評価では時間消耗則が用いられている。本報は、当該評価方法の破断しやすさの評価方法を改良して、API評価体系の枠組みの中で使用できる方法を示している。APIの規格では8種類の破損モードの損傷係数の合計値を用いて破損発生のしやすさを評価するため、炉管のクリープ破断の損傷係数も整合性を保つために標準化している。
服部 修次*; 井上 文貴*; 倉地 宏晃*; 渡士 克己; 月森 和之; 橋本 貴司; 矢田 浩基
JAEA-Research 2008-080, 45 Pages, 2009/02
JAEA-Research-2008-080.pdf:2.86MB
液体金属中のキャビテーション壊食に関する研究は、ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉の安全性の確認、水銀を使用する核破砕中性子源ターゲット容器の問題を解決するうえで非常に重要であるが、極めて特殊なケースであるため水中に比べてほとんど研究が進展していない状況である。本研究では、まず低融点の液体金属中でキャビテーション試験を行うことができる試験装置の開発を行った。次いで、鉛・ビスマスの液体金属中とイオン交換水中で壊食試験を行い、両試験液中での壊食速度の違いについて検討し、壊食速度に及ぼす液体の影響、及び壊食速度の温度依存性について考察し、以下の成果を得た。試験温度を融点と沸点の間を百分率で定義した相対温度で壊食速度を整理したところ、相対温度が14
Cにおける鉛・ビスマス中の壊食速度はイオン交換水中に比べて約10倍、ナトリウム中では約2
5倍である。液体の相対温度が同一のとき、各種液体の壊食速度は、液体の密度及び音速を用いた評価式で整理できる。相対温度1430Cにおける壊食速度増加の温度依存性は、液体の飽和蒸気圧の増加によるものである。
榊原 安英; 磯村 和利; 山下 卓哉; 渡士 克己; 土井 基尾; 大草 享一; 田川 明広; 平原 謙司
日本保全学会第3回学術講演会要旨集, p.283 - 286, 2006/06
原子力発電所の高経年化対策の充実を図るために、原子力学会の高経年化に関するロードマップに沿って、調査研究を、長期運転プラントや研究機関等が集積化する福井県下で実施した。
服部 修次*; 伊藤 隆基*; 渡士 克己; 橋本 貴司
JNC TY4400 2005-003, 82 Pages, 2005/09
疲労については、1820年代にドイツの鉱山技師W.A.J.Albertによって初めて試験が行われてから今日まで数多くの試験・研究が実施され、多くの知見が得られてきた。その中の重要な知見の一つは、多くの鉄鋼材料において10
10
サイクル程度の応力繰返しで応力-寿命曲線(S-N曲線)に明瞭な疲労限度が現れることである。
飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司
JNC TY4400 2004-001, 90 Pages, 2004/03
JNC-TY4400-2004-001.pdf:10.67MB
本研究では平成12年度の同名研究で得られた成果をもとに、平成13-15年度の3年間の予定でFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に、評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発モデル化した亀甲状き裂の強度評価を行う場合に、軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と近似的に考えてよいことを破面調査により確認した。その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂K値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 仏国規格A16、JNC作成欠陥評価指針の比較を行った。その結果、現在提案されている簡易クリープ疲労き裂進展評価手法の基本的な考え方には大差がなく、K値を用いて断塑性破壊力学パラメータを推定し、これによりき裂進展評価を行うものであることが確認できた。この方向については今後とも変わることがないと考えられる。そこで昨今の計算機能力の飛躍的な向上を背景に、任意構造中のき裂に対するK値を容易に評価可能とする「目標K値精度を指定しうる三次元き裂進展評価手法の高度化を提案した。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、S55C,SUS304,HT60,SS400, 2.25Cr-1Mo, SUS316, SUS321, T91, Inconel718の低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。今回得られたデータをASME pressure vessel code Sec.XI, JSME軽水炉プラント維持規格中の疲労き裂進展評価線図と比較した結果、今回のデータはS55C,HT60を除きこの線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。またKmax増により⊿Kthが漸減する材料を予測する手法を提案し、その有用性を確認した。
飯井 俊行*; 渡士 克己; 土井 基尾; 橋本 貴司
JNC TY4400 2003-002, 63 Pages, 2003/03
JNC-TY4400-2003-002.pdf:3.95MB
今年度は昨年度に引き続きFBRプラントの維持規格立案に向け具体的展開を図るべく、クリープ域にて想定すべきき裂の健全性評価手法の調査・開発および熱応力下疲労き裂進展挙動の評価(特に評価不要欠陥選定の基礎となる低荷重域のき裂進展データ取得)を実施し、き裂進展評価手法の高度化を進めた。具体的な成果は次の通りである。(1)亀甲状欠陥の強度評価手法の開発 本年度はモデル化した亀甲状き裂が軸方向複数き裂、周方向複数き裂各々が独立に存在する場合と同じと考えてよいことを破面調査により確認し、その後現状にて解が存在しない周方向複数き裂の軸対称曲げ荷重条件下内表面環状き裂のK値解の簡易評価法を開発し、その妥当性を有限要素解析結果を用いて評価した数値解と比較することにより確認した。(2)クリープ疲労き裂進展評価手法の高度化 本年度は仏国規格A16(3RD DRAFT, 12/31/1995版)解説書を入手できたので、この全訳(ドラフト)を作成し、この内容をもとにA16とJNC作成欠陥評価指針(案)の比較を行った。(3)熱応力下疲労き裂進展挙動の評価 熱応力対策が十分に施されたFBRプラントを念頭におき、熱応力下疲労き裂進展挙動を精度よく推定するため、昨年度に引き続き低荷重域の疲労き裂進展データを取得した。き裂閉口が生じない結果、疲労き裂進展抵抗の上限値に近いデータが得られることを期待し、ASTM E467に準じKMAX=一定試験法により実験を行った。得られたデータをJSME軽水炉プラント維持規格の評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図(大気中)と比較した結果、今年度のデータも昨年度同様この線図の上限にほぼ対応していることが確認できた。ただしS55C,SS400材についてはデータを精査した結果、一部のデータがJSME評価線図を超える場合があることがわかった。JSME評価線図は元来原子力プラントに使用されている材料を対象としているために直ちに問題となることは無いが、この評価線図の安全裕度については今後検討していく必要があると考える。また本年度は時間を要する低荷重域疲労き裂進展データの取得を促進すべく、高温試験にも対応可能な大容量高速
田邉 宏暁; 土井 基尾; 渡士 克己
サイクル機構技報, (13), p.13 - 22, 2001/12
原子力プラントの安全且つ安定な運転を維持するために、機器の保全管理を目的とした補助的なシステムとして、プラント運転によって得られる温度等の計測値を用いて運用開始の初期から機器に発生する応力の履歴と、これによるクリープ疲労損傷を計算する「構造健全性診断システム」を高速増殖原型炉「もんじゅ」の主要機器を対象として開発した。
渡士 克己
JNC TN4410 2003-008, 62 Pages, 2001/04
JNC-TN4410-2003-008.pdf:2.65MB
国際技術センターでは、平成13年5月より、本社人材開発課と連携して、入社23年目の職員ならびに協力会社社員を対象にFBR基礎講座を実施し、FBRに係る基本的、一般的な事柄を教示してきた。このFBR基礎講座の成果を外部機関にも公開し、当該機関の機能の充実に資するべく、公開資料化しようという動きが出てきた。これを受けて、このほど、FBR基礎講座の一項目である「FBRの構造健全性」の内容を公開資料として纏め、総務省消防庁危険物保安室の職員に教示する。
加藤 章一; 青木 昌典; 吉田 英一; 宮本 藤男*; 鈴木 高一*; 矢口 勝己*; 渡士 克己
PNC TN9450 95-006, 175 Pages, 1995/04
本報告書は、高温構造材料設計 材料強度基準および高温強度特性評価法の高度化に供することを目的に、FBR大型炉用構造材料として適用が予定されている高速炉構造用316(略称316FR)について、研究開発計画に基づいた試験で取得したクリープ特性データをまとめたものである。 報告内容は、以下の通りである。 (1)材料 : 316FR(母材) 板材 8ヒート(B7、B8、JA、MC、MD,ME、MG,MI,ヒート) 管材 2ヒート(S6F、B10ヒート) (2)試験雰囲気 : 大気中、ナトリウム中 (3)試験温度 : 試験温度 : 500度C800度C (4)試験方法 : JISZ2271 「金属材料の引張クリープ試験方法」、JISZ2272「金属材料の引張クリープ破断試験方法」およびPNC N241 79-32 「FBR金属材料試験実施要領書」に準拠した。 (5)データ点数 : 211点 なお、これらの材料特性データは、「FBR構造材料データ処理システム SMAT」のデータ様式に従い作成したものである。
青木 昌典; 加藤 章一; 吉田 英一; 鈴木 高一*; 矢口 勝己*; 渡士 克己
PNC TN9450 95-003, 98 Pages, 1995/02
高温材料設計強度基準および高温強度材料評価法の高度化に供することを目的に収得した高速炉構造用316(略称316FR)の引張特性データについて報告する。本報は、前報(№B 01)の大気中材料性データに加え、ナトリウム環境効果試験で収得した引張特性データをも含めまとめたものである。
田中 信之; 若井 隆純; 石崎 公人; 菊池 政之; 渡士 克己; 永田 敬
PNC TN9410 93-220, 112 Pages, 1993/09
本報は、内面にナトリウムによる繰返し熱過渡を受ける9Cr系鋼製周溶接付き円筒型供試体の熱疲労き裂発生試験を対象とした実測温度データによる熱応力解析とクリープ疲労損傷計算の結果を示した報告書である。本報で評価対象とする供試体は、板厚20MM、15MM、および1-の3種の板厚の円筒母材部からなり、それぞれの円筒部には2本づつの周方向の溶接継手が含まれている。現在、このような供試体内部に 550
と 300のナトリウムをそれぞれ5分づつ交互に流入させる条件で、熱過渡サイクル数9000回を目標に繰返し熱過渡試験を実施中である。本報ではまず有限要素法による弾性熱応力解析を汎用非線形構造解析コードFINASを用いて行い、この結果に基づいて設計基準の有する安全係数を取り除いた正味ベースのクリープ疲労損傷計算を、オーステナイト系ステンレス鋼である(SUS304)に対して開発した寿命予測法(TTSDS)を用いて実施した。伝熱・応力解析および損傷計算の材料定数には暫定的に材料室が定めた定数を採用した。この結果、現在計画している試験熱過渡サイクル 000回において、板厚20MM、15MM、および10MMの一般円筒母材部でのクリープ疲労損傷値はそれぞれ、約 1.1、 0.5、0.15となり、厚肉部ではある程度のき裂進展が、中間板厚部では初生段階のき裂の存在が、薄肉部ではき裂発生に至っていないことがそれぞれ予測された。一方、溶接継手部のき裂発生寿命予測については現時点では充分なデータが得られていないのが現状であるが、従来のオーステナイト系ステンレス鋼の溶接継手の場合と同程度のひずみ集中係数が適用できるとすると、厚肉部および中間板厚部の溶接継手ではある程度のき裂進展が、薄肉部の溶接継手では初生段階のき裂の存在がそれぞれ予測された。
田中 信之; 若井 隆純; 石崎 公人; 菊池 政之; 渡士 克己; 永田 敬
PNC TN9410 93-209, 115 Pages, 1993/09
本報は、内面にナトリウムによる繰返し熱過渡を受ける高速炉構造用SUS316鋼製周溶接付き円筒型供試体の熱クリープ疲労き裂発生試験を対象とした熱応力解析とクリープ疲労損傷計算の結果を示した報告書である。本報で評価対象とした供試体は、内径53.5mm、板厚20mm、長さ350mmの円筒形状モデルであり、円筒中央部には周方向の溶接継手が含まれている。このような供試体内部に550と300のナトリウムをそれぞれ5時間と1時間づつ交互に流入させる条件で、熱過渡サイクル数1600回までの繰返し熱過渡試験を実施し、溶接部および一般母材部にき裂の発生を確認している。本報ではまず有限要素法による弾性熱応力解析を汎用非線形構造解析コードFINASを用いて行い、この結果に基づいて設計基準の有する安全係数を取り除いた正味ベースのクリープ疲労損傷計算を、同種のオーステナイト系ステンレス鋼であるSUS304に対して開発した寿命予測法(TTSDS)を用いて実施した。伝熱・応力解析および損傷計算の材料定数には暫定的に材料開発室が定めた定数を採用した。この結果、試験熱過渡サイクル1600回において、板厚20mmの一般円筒母材部でのクリープ疲労損傷値は約1.2となり、これまでのSUS304の実績からある程度のき裂進展が生じうることが推定される。一方溶接継手部のき裂発生寿命予測については現時点では充分なデータが得られていないのが現状であるが、従来のSUS304鋼の溶接継手の場合と同程度のひずみ集中係数が適用できるとすると、厚肉部の溶接継手でも同程度以上のき裂進展が推定される。これらの推定は実際に供試体に観察されたき裂の存在と矛盾しておらず、SUS304鋼で開発した手法の材料特性データをSUS316鋼のものに置き換えることにより、妥当な評価が行える見通しが得られたと考える。
渡士 克己; 青砥 紀身; 青木 昌典; 小峯 龍司; 伊藤 卓志; 長谷部 慎一; 加藤 章一; 小井 衛; 和田 雄作
PNC TN9410 93-142, 120 Pages, 1993/06
「高速炉構造用316」(略称316FR)は、クリープ疲労強度の向上を目指して、従来高速炉に用いられてきたSUS316の化学成分をベースに開発した高速炉の構造材料である。本報は、これまでに実施してきた研究開発結果を、316FRの材料強度基準(案)並びに特性の説明として取りまとめたものである。本報に示す材料強度基準(案)は、「高速原型炉高温構造設計指針材料強度基準等」に規定された全項目を含むとともに、書式についても整合性を有している。また、「高速原型炉第1種機器の高温構造設計指針」に規定される項目のうち、鋼種毎に定められる「1次及び2次応力に関する緩和クリープ損傷係数」並びに「ピーク応力に関する緩和クリープ損傷係数」も、本材料強度基準等(案)に含まれる。
梅田 寿雄; 田中 信之; 渡士 克己; 菊池 政之; 岩田 耕司
Nuclear Engineering and Design, 140, p.349 - 372, 1993/06
高速炉機器のいくつかの典型的な構造部位を模擬した,SUS304鋼製容器型構造供試体の熱過渡強度試験で得られたクリ-プ疲労破損デ-タを基に,形状不連続部および溶接継手部に対する非弾性解析の簡易適用法の検討,非弾性ひずみ集中係数の詳細分析,各種強度評価法の適用性検討ならびに破壊力学に基づくき裂進展解析を実施した結果について述べている。
渡士 克己; 野中 勇*; 金子 秀明*; 佐藤 恭*; 山下 満男*; 朝田 泰英*
Nuclear Engineering and Design, 139(3), p.293 - 298, 1993/03
被引用回数：2 パーセンタイル：29.79(Nuclear Science & Technology)平面上の表面き裂のクリープ疲労下での進展挙動を明らかにするために、一連の実験を行った。その結果、表面き裂の前縁形状を計測するためビーチマーク法と電気ポテンシャル法を併用することが有効であることがわかった。また、き裂前縁形状は、負荷モードに影響を受けることがわかった。き裂進展速度を整理するための破壊力学パラメータを簡易的に求める方法を提案し、その有効性を確認した。
渡士 克己; 高橋 浩之*; 土井 博昭*; 朝田 泰英*
Nuclear Engineering and Design, 139, 283 Pages, 1993/00
被引用回数：9 パーセンタイル：66.93(Nuclear Science & Technology)本発表は溶接協会に委託し原子力委員会FCCII小委員会において実施した研究成果の一部をとりまとめたものである。本論文で対象とした試験は以下の3ケースである。 1)4点曲げ荷重下の表面き裂付き配管 2)片持ち曲げ荷重下の表面き裂付き配管 3)曲げ荷重下の表面き裂付きエルボこれらの試験により表面き裂の計測方法が確立されると共に、アスペクト比の変化等、表面き裂の挙動の予測がなされた。
若井 隆純; 町田 秀夫; 渡士 克己; 木曽原 直之; 小井 衛
動燃技報, (84), p.41 - 44, 1992/12
確立論的構造信頼性評価法を開発し、2重管SG伝熱管の構造健全性評価への適用を試みている。この方法は、過去のSG破損事例に基づいて帰納的に機器の破損頻度を評価する統計的破損率推定法と、種々の破損モードに対する破損確立を、破損メカニズムを数字モデルに置き換えることによって演繹的に評価する確立論的構造健全性評価法からなる。本小論では後者の方法を用いて、2重管SG伝熱管のき裂発生確立を評価するとともに、クリープ疲労き裂進展過程を解析し、種々のパラメータが伝熱管の破損に及ぼす影響を調べた結果を示す。
町田 秀夫; 菊池 政之; 渡士 克己
PNC TN9410 92-308, 159 Pages, 1992/08
溶接容器型モデル構造材料の疲労およびクリープ強度の把握を目的とした疲労およびクリープ試験を実施した。試験材料は、供試体製作時に素材から予め採取しておいたSUS304鋼および高速炉構造用SUS316鋼を用いた。本試験で得られた疲労およびクリープ特性を材料開発室が材料強度基準策定用にまとめた疲労およびクリープ特性と比較した結果、従来材の平均的な傾向を示すことがわかった。本報告書は、熱過渡強度試験後の詳細な応力解析や強度評価に利用するために、試験データをとりまとめたものである。
