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中平 昌隆; 武田 信和; 羽田 一彦; 多田 栄介; 宮 健三*; 朝田 泰英*
Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 10) (CD-ROM), 7 Pages, 2002/04
国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。R&D計画では特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,片側からの超音波検査の適用性試験,すきま腐食感受性試験,検査フリー溶接の適用性等の試験検討を実施していく予定である。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。
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：29.96(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：8 パーセンタイル：63.93(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。
朝田 泰英*
PNC TJ2534 89-001, 438 Pages, 1989/02
この報告書は昭和63年度に(社)日本溶接協会が動力炉・核燃料開発事業団より受託し、原子力研究委員会FCCII小委員会において実施した「高速炉の構造健全性に関する基礎的研究(II)」の研究成果を取りまとめたものである。本研究は、昭和58年度から61年度の4年間に実施した「高速炉構造材料の疲労き裂進展挙動特性に関する試験研究」の成果を、高速炉の構造健全性評価手法の確立に向けて発展させるための第二段階に当たる。材料試験レベルで確立されたクリープ疲労き裂進展特性の、実構造部材への適用可能性を確認するために、高速炉実構造部材の力学的、幾何学的特徴を研究用にモデル化した部材を対象として、き裂伝播挙動の実測と、その高精度化、及び当該き裂のJ積分、J'積分の高精度、高効率解析法を開発することを目的とし、実施するものである。本研究で対象としたモデルは、1.未貫通き裂を有する有限幅平板が膜力、又は曲げモーメントを受ける場合、2.構造不連続部に貫通き裂を有する有限幅平板が膜力を受ける場合、3.未貫通円周き裂を有する管が曲げモーメントを受ける場合、4.き裂を有する曲り管が曲げモーメントを受ける場合の4ケースである。まず、昭和62年度は研究基盤の整備と予備的研究を目的とし、各試験体モデルについて、対象材料をSUS304鋼、温度650度Cでの繰返し負荷の条件の下で、き裂進展挙動試験、き裂寸法変化の電位差法による測定試験及び非弾性解析によるJ積分、J'積分の評価解析による評価と簡易解析、評価法の調査を行なった。昭和63年度は、短時間クリープ疲労き裂進展挙動の評価を目的とし、各試験体モデルについてき裂進展データの収集ならびに有限要素解析(FEM)や境界要素解析(BEM)による予測・評価を行った。また電位差解析に基づく表面き裂計測の高度化やJ積分簡易解析法の実構造部材への適用性についても検討した。
鵜戸口 英善*; 朝田 泰英*
PNC TN241 71-54, 36 Pages, 1971/11
PNC-TN241-71-54.pdf:0.76MBPNC-TN241-71-54TR.pdf:1.06MB
動力炉・核燃料開発事業団において開発中の高速増殖炉原型炉"JYOYO"用燃料被覆管の疲労解析の基礎となる,被覆管材料の疲労曲線について試験結果を取纏めた。実用状態においては,被覆管は650
程度の高温度雰囲気におかれ,かつ管内外面に生ずる温度差に基き熱応力を生ずる。炉の発停,負荷変動に伴なつて,この温度,熱応力も変動するから,被覆管は熱疲労状態にあると想定される。応力,歪とともに温度の変動する熱疲労に関して,従来のASME流の疲労解析では,温度変動の効果は無視し,一定温度下の低サイクル疲労として処理することになつているが,従来の研究例では,上限温度Tmax,下限温度Tmin なる温度サイクルの重費した熱疲労強度は,T-Tmax なる一定温度下の低サイクル疲労強度よりも低下する例が報告されていた。よつて本研究では,被覆管材料について幾つかの試験温度において,等温度下の低サイクル疲労(高温疲労と呼ぶ)ならびに温度サイクル重費下の熱疲労(熱疲労と呼ぶ)試験を行ない,両種の疲労強度の相関生を検討してより合理的な疲労曲線を求めることとした。本研究は事業団の立案した研究計画に基き,東京大学工学部,三菱原子力工業,三菱重工業神戸研究所,長崎研究所が疲労試験を分担実施し,神戸製鋼所が試験材料の製造に当つた。試験研究は既に終了し,各研究分担機関から報告書が提出されており,本報告書はそれらの結果を取纏め次の点について検討を加えたものである。(1)各研究担当機関から提出された試験結果の有意差の検討(2)合理的と考えられる疲労曲線を求める。なお,安全率については総合的見地から定めることが望ましいため,本報告では触れておらず,従つて設計疲労曲線も示していない。また本報告の諸データは次の資料から引用したもので,詳細についてはこれらを参照されたい。1) 高速増殖炉燃料被覆管材料高温疲労試験(1970-11) 三菱原子力工業(2) 高速増殖炉燃被覆管材料の定サイクル疲労強度に関する研究(1971-5-10) 東京大学工学部
