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藤村 理人; 宮園 昭八郎
JAERI-M 5879, 31 Pages, 1974/10
原子力プラントの大型化が今後さらに進むことが予想されるが、プラントを構成している圧力容器、配管ならびにその他の構造機器もこれに伴なって大型化し、設計および安全上重要な問題が生じている。従来構造物の設計および安全性の評価に当っては、小型試験片を用いて各種の試験を行い、これらの試験結果にもとずいて両者を関連づける作業がすすめられている。しかし、構造物の使用条件下における挙動を小型試験片による試験結果から推定する場合、両者の間に負荷条件、応力状態、寸法効果ならびに環境効果等の差があるために精度の高い関連づけはまだなされていない。本報告は当研究室ならびに国内外で現在までに実施した構造物試験と小型試検片試験の結果をもとにして、両者の関連性について検討し、さらに今後これらの問題を解明していくための研究課題を提起したものである。
藤村 理人; 宮園 昭八郎; 植田 脩三; 古平 恒夫; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 大場 敏弘; 川村 隆一; 松本 正勝; 生田目 宏; et al.
JAERI 1236, 96 Pages, 1974/09
昭和41年にJPDR圧力容器の上藍ステンレス銅クラッド部に発見されたヘア、クラックが、下部本体の高応力部(大に径ノズルコーナ)に発生しているとするとき、構造安全上どのような影響を与えるかが、一つの問題として提起された。このような微細なき裂が高応力部で、繰返し内圧荷重を受けるときの進展挙動については、十分な研究が行なわれていなかった。このため当研究所では、昭和42年より金属材料技術研究所の協力を得て、一連の研究を計画し、昭和47年3月に研究を完了した。本報告書はJPDR圧力容器の第1、第2(1/3スケール)および、第3(1/2スケール)号モデルについて5年間にわたって行なった実験結果とクラッド部についての静物試験、繰返し疲れ試験および治金等的試験結果をまとめたものである。
長谷川 正義*; 川崎 正之; 藤村 理人
JAERI-M 5809, 39 Pages, 1974/07
日本における原子炉圧力容器鋼材は、原子炉の要求する品質を有している。本論文では、最近の超厚板の製造の現状をまとめたものである。本報告書は1974年10月にIAEAのワーキング・グループで紹介される。
横井 信*; 門馬 義雄*; 藤村 理人; 菊山 紀彦; 伊丹 宏治
JAERI-M 5651, 27 Pages, 1974/03
OGL-1内壁管用ハステロイ-Xのクリープ破断試験を金材技研との共同研究で実施した。鍛造母材について800
C,900C,1000Cでまた電子ビーム溶接材およびTIG溶接材について900C,1000Cで破断時間最高10
時間までの試験を実施した。その結果得られたLarson-Millerパラメーターを用いたクリープマスターカーブは母材については6.2kg/mm
から1.0kg/mmの範囲で直線関係が得られ、また電子ビーム溶接材も母材と同等の破断寿命をもつことが認められたがTIG溶接材は1000Cで母材より短時間で破断した。破断後試験片の金相観察およびXMAを用いた析出物の元素分析を行った結果母材に発生するマイクロクラックは破断寿命に近ずいてから現れるのに対しTIG溶接材では比較的初期に溶着金属の中の析出物に沿ってマイクロクラックが発生伝播することがわかった。また母材に現れる析出物は短時間側ではMo化合物で、長時間側になるにつれCr-Moの複合化合物となって結晶粒界に粗大化する傾向が確認された。
村主 進; 藤村 理人
原子力工業, 19(12), p.53 - 58, 1973/12
原子炉1次冷却系統構造材について、構造材料の選択、構造設計法の変遷および品質保証について説明した。
藤村 理人; 古平 恒夫; 薄田 寛*; 安藤 智純*
JAERI-M 5297, 40 Pages, 1973/06
高温ガス実験炉の建設にあたって、圧力容器に使用する鋼材を選定することが重要な課題となっている。高温ガス炉心銅製圧力容器を採用するときは、軽水炉圧力容器より、設計温度が約100C高く、450~500Cであること、さらに構造安全を高めるために、高強度のA542鋼Cl1鋼の使用が考えられる。しかしながら、新鋼種を圧力部材として採用する場合は、十分な確性試験を必要とする。本研究はその第1次報告である。
横井 信*; 門馬 義雄*; 藤村 理人; 古平 恒夫
JAERI-M 5269, 35 Pages, 1973/05
動燃事業団が発足する以前、原研が高速炉開発計画を推進していたが、その当時、炉容器材料として、ステンレス鋼SUS316が考えられていた。そのため、原研は金属材料技術研究所と共同研究契約を結び、クリープ試験をすすめてきた。その成果は、JAERI-memo4097によって報告してあるが、クリープ試験は長時間を費すため、さらに、試験が続行され、最終的結果が得られたのでここに報告をまとめた。本試験結果は、原型炉「もんじゅ」の設計に役立つばかりでなく、高温ガスループOGL-1の構造設計に役立つであろう。
藤村 理人; 宮園 昭八郎
日本原子力学会誌, 15(5), p.322 - 327, 1973/05
1972年11月にオランダのデルフト工科大学のラツコ教授が来日した際行なった講演の要旨である。内容は、燃料電池、核融合、地熱利用および太陽熱利用などの将来の発電技術について、その可能性および問題点等に関して解説を行なっている。
藤村 理人
溶接学会誌, 42(5), p.71 - 72, 1973/05
例年溶接学会誌が特集している前年度の溶接学界の展望のうち、原子力の項を担当した。(46年1月から12月までの展望を書いた。)
藤村 理人; 宇賀 丈雄
日本原子力学会誌, 14(11), p.632 - 639, 1972/11
47年原子力シンポジウムで行なった講演内容を特集したものである。現用構造設計手法を高温-拡大するための問題点を明らかにし、高温化にともなう材料強度の性質のとり扱いを解説している。さらに、高温構造設計のクリープ強さの設計への通用の問題点を記述している。また、高温疲れ損傷とクリープ損傷の相互関係を具体的な事例として指摘している。とくに、高温においては、熱ラチェットによる変形促進と熱荷重問題が特有の現象として、構造設計に問題になる点を明らかにしている。最後に、研究開発項目にふれて、研究開発の必要性を強調している。
藤村 理人
非破壊検査短期研究会報告, KURRI-TR-102, p.1 - 4, 1972/00
動力炉の開発は、日を追ってめざましいものがある。このように、原子カプラントの稼動が進んでいる現状では、プラントの安全性確保の要求に対処することが切実になってきた。従来、原子炉の安全性確保の主目的は放射応対する防護の観点に立脚しており、もっぱら、定常運転時および仮想事故時の放射化物質の飛散を防止することで原子カプラントの安全性を評価してきた。
二村 嘉明; 藤村 理人
非破壊検査短期研究会報告, KURRI-TR-102, p.5 - 16, 1972/00
子炉圧力容器の使用中における検査すなわちIn-Service Inspectionは、その製作時における非破壊検査とともに重要であることは云うまでもない。
藤村 理人; 古平 恒夫; 生田目 宏; 鈴木 公明*
JAERI 1202, 17 Pages, 1971/03
JPDR圧力の中性子照射による脆化を3回の監視試験を行ない、NDT遷移温度の上昇」および上部だなエネルギの低下よりその安全性を評価した。以下に要約すると1、2
10
N/cm(
1MeV)照射後のNDT遷移温度のシフトは約100Cである。2、上部だなエネルギの低下は母材、熱影響部、溶着銅の中で溶着銅の吸収エネルギがもっと低いので溶着銅の上部だなエネルギより評価した。その結果110n/cm(1MeV)で40ft、lb(5,3kg、m)を満足することが明らかとなった。以上の検討結果によりJPDR圧力容器はJPDRーII改造後においても使用に充分耐えられることを実証した。
藤村 理人; 古平 恒夫; イナガキミチオ*
Proceeding of the First International Symposium of the Japan Welding Society, p.1 - 8, 1971/00
抄録なし
藤村 理人
非破壊検査の実際, p.46 - 51, 1970/00
軽合金の溶接は,鉄鋼材料と異なり,イナートガス(アルゴン,ヘリウムなど)を被覆ガスとして使用するのが普通である。これは,軽合金が一般に酸化しやすい性質を有しているためである。イナートガスを用いて溶接する方法はイナートガス・シールド溶接法といわれているが,そのなかに,大きくわけて2つの分類がある。1つはティグ溶接法であり,もう1つはミグ溶接法である。
藤村 理人; 大岡 紀一
軽金属溶接, (99), p.123 - 129, 1970/00
最近溶接時技術の進歩にともない、多くの非破壊検査技術も向上している。その中でヘア クラックのような微小欠陥の検査では、欠陥そのものによる強度の問題よりも、気密性を確保することの要求が増加している。とくに薄肉アルミニウム(合金)溶接部にあっては漏れを生ずる欠陥について問題が他の材料より大きい。ここでは現在行われているヘリウムによる検査を中心に一般的な2
3の漏れ試験について述べる。
藤村 理人
日本原子力学会誌, 12(8), p.464 - 471, 1970/00
原子炉圧力容器は,核燃料炉心を包含ししかも1次冷却材の圧力,温度は相当高いので,使用条件としては,安全性を確保するため原子炉の構造物の中でももっとも厳しい制限が設計製作上要求されている。このため,原子炉の大型化に件い構造設計に多大の研究努力が必要とされている。
藤村 理人; 宮園 昭八郎; 植田 脩三; K.イワモト*; T.ウエダ*
Pressure Vessel Technol, 11-94, p.1213 - 1220, 1970/00
抄録なし
藤村 理人; 柴田 勝之; 野村 末雄; 安藤 良夫*; 飯田 国広*
溶接学会誌, 39(4), p.253 - 258, 1970/00
日本原子力研究所では,材料試験炉(Japan MaterialTesting Reactor,JMTR)を大洗研究所に完成し,昭和43年3月に臨界に達した.同炉は大型研究炉として,最近,急速に進展している動力炉開発の一翼をになうことになっている.すなわち,同炉は原子核燃料および原子炉材料の照射試験に利用されるが,核燃料の照射試験では,動力炉における使用条件をみたすことと,核分裂発生ガスなど高放射能に対する安全欧確保の観点から,インパイル・ループを使用する照射試験が実施される.JMTRには数本のインパイル・ループが設置される計圓がるあが,その1号ループがOWL-1である.
