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論文

Development of the external pressure charts of 2 $$^{1}/_{4}$$Cr-1Mo and Mod.9Cr-1Mo steel at elevated temperature design

安藤 勝訓; 岡島 智史; 芋生 和道*

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 7 Pages, 2019/07

高温設計における座屈に対する必要な厚さの評価のため、2種類のフェライト鋼(2 $$^{1}/_{4}$$Cr-1MoおよびMod.9Cr-1Mo鋼)の外圧チャートを開発した。本提案においては、日本機械学会の高速炉規格で提供されている機械的および物理的特性を使用して、ASME BPVCに記載されているガイドラインに基づいて、各材料の外圧チャートを作成した。この外圧チャートの提案により、これまで実施されていた150$$^{circ}$$Cを上回る温度では、これらの鋼種について、代替的に他の材料の外圧チャートを使用して評価しなくてはならなかったことと、代替しても480$$^{circ}$$Cを超えた場合には外圧チャートによる評価ができないことの二つの問題が解決される。

報告書

詳細設計段階におけるもんじゅ2次系床ライナのひずみ評価について(研究報告)

芋生 和道; 大貫 康二; 菊池 裕彦; 森下 正樹; 井川 健一*; 西林 洋平; 池田 真輝典

JNC TN2400 2003-004, 78 Pages, 2004/03

JNC-TN2400-2003-004.pdf:4.74MB

もんじゅの2次系床ライナについて、漏えいナトリウムの燃焼による熱荷重条件に対する床ライナの機械的健全性を、大変形弾塑性クリープ解析及び部分構造模擬試験により評価した。 大変形弾塑性クリープ解析では、床ライナに発生する熱ひずみは床ライナに貫通性の損傷を発生させないためのひずみの目安値を下回ることを確認した。なお、温度上昇率、ライナ板板厚及び腐食減肉の有無による影響評価を行ったが、いずれのパラメータも最大ひずみに与える影響は小さかった。 部分構造模擬試験では、ひずみの目安値よりも過大なひずみを与えた場合でもライナ板に貫通性の損傷は発生しないことを実験的にも確認した。 なお、本報告書は、従来の研究報告書[1]の成果を踏まえて、評価条件を適切に見直す等して、詳細設計評価用にまとめ直したものである。

報告書

温度ゆらぎサーマルストライピング損傷度評価試験

祐川 正之*; 芋生 和道*; 川上 三雄*

JNC TJ9430 2001-002, 98 Pages, 2002/03

JNC-TJ9430-2001-002.pdf:2.68MB

本報告書は、日立製作所が所有する周波数制御Na中熱衝撃実験装置により与えられた温度ゆらぎサーマルストライピング損傷の度合いを、微小割れ発生寿命試験に基づき評価し、核燃料サイクル開発機構で開発中の周波数に着目したサーマルストライピング低ひずみ熱サイクル寿命及び高サイクル熱疲労評価手法の策定・検証に資するものである。主な成果は以下の通りである。(1)X線による残留応力測定の結果、損傷付与材及び未損傷材の表面残留応力に有意な差は見られなかったことから、温度ゆらぎサーマルストライピングによる残留応力への影響は無いと判断される。(2)ひずみゲージ法による残留応力測定の結果、試験片加工前後のひずみ変化は小さく、薄板曲げ疲労試験時の全ひずみ範囲と比較すると無視し得る大きさであることから、試験片加工がサーマルストライピング損傷部位に与える影響は小さいと判断される。(3)薄板曲げ疲労試験の結果、損傷付与材の疲労寿命は815000回、未損傷材の疲労寿命は618000回となった。一方、316FR鋼板材の室温における疲労寿命は、最適疲労損傷式より580000回である。 このことから、損傷付与材及び未損傷材の疲労寿命は、最適疲労破損式の疲労寿命に対して factor of 2 の範囲内にあり、データのばらつきの範囲内であると言える。

口頭

高温の$$2frac{1}{4}$$Cr-1Mo鋼および改良9Cr-1Mo鋼に適用可能な外圧チャートの作成

岡島 智史; 芋生 和道*

no journal, , 

原子力機器のうち、外圧を受ける容器及び配管の設計にあたっては、外圧による座屈発生を防止することが必要となる。日本機械学会材料規格では、高速炉機器での利用が考えられている2$$frac{1}{4}$$Cr-1Mo鋼および改良9Cr-1Mo鋼に適用可能な外圧チャートが与えられているが、その温度上限は150$$^{circ}$$Cとなっている。このため、高速炉機器の設計で想定される高温環境下で適用可能な、2$$frac{1}{4}$$Cr-1Mo鋼および改良9Cr-1Mo鋼についての外圧チャートの作成を行った。

口頭

改良9Cr-1Mo鋼の時効効果による強度への影響

金山 英幸; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 芋生 和道*

no journal, , 

改良9Cr-1Mo鋼に対して600$$^{circ}$$C大気中において、ラーソンミラーパラメータによる換算で550$$^{circ}$$C $$times$$10万, 20万および50万時間と等価となる時効ならびに、破断時間のおよそ10および20%のクリープ損傷を与える550$$^{circ}$$C$$times$$20万および50万時間相当の予損傷を行った。各試料から試験片を切出し、引張、疲労およびクリープ試験を行った。引張特性は未時効材に比べて、時効および予損傷処理を行うことで低下した。同鋼の組織は時効処理および予損傷処理によってLaves相が増加し、その増加量と引張特性の低下には相関関係があった。疲労特性はひずみ範囲で整理した場合、未時効材, 時効材および予損傷材で明確な差がなかった。これは疲労軟化によって応答応力の差が小さくなるためと考えられる。クリープ特性は未時効材が最も長寿命であり、次いで時効材となり、予損傷材が最も短寿命となった。Monkman-Grantの関係式が受入材、熱時効処理材およびクリープ損傷処理材に拘わらず一直線に整理できたことから、時効処理によるクリープ寿命の変化はクリープ変形抵抗の低下が原因であると考えられる。

口頭

「もんじゅ」におけるメンテナンス冷却系を活用したロバスト性向上方策,2; 予熱ヒータを対象とした地震応答解析

松井 一晃; 芋生 和道*; 光元 里香; 安藤 勝訓; 二神 敏

no journal, , 

「もんじゅ」の重大事故等発生時にメンテナンス冷却系(メ冷系)を活用する際、ナトリウム(Na)汲上げ等による原子炉容器(R/V)液位の確保及びメ冷系の運転がNa凍結によって阻害されないよう、凍結防止に必要な予熱ヒータの耐震性評価に資するため、地震応答解析を実施し、凍結リスクが相対的に高い小口径配管について予熱ヒータで想定すべき地震加速度(加速度)を明らかにした。

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