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論文

Effect of ratchet strain on fatigue and creep-fatigue strength of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

Nuclear Engineering and Design, 247, p.66 - 75, 2012/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:42.85(Nuclear Science & Technology)

改良9Cr-1Mo鋼について、累積ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に与える影響について調査するため、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験を実施した。種々の試験パラメータと寿命の関係について検討したが、一連の試験の範囲では疲労及びクリープ疲労寿命ともに累積ひずみの影響は確認できなかった。これは改良9Cr-1Mo鋼が繰返し軟化材料であり、累積ひずみを加えても繰返し負荷中の平均応力が発生しない、もしくは発生しても繰返し軟化により相殺され、寿命中期では平均応力がほとんど発生しないためと考えられた。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす予ひずみ及び進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

材料, 61(4), p.377 - 384, 2012/04

改良9Cr-1Mo鋼について、累積ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に与える影響について調査するため、ラチェット疲労及びラチェットクリープ疲労試験を実施した。種々の試験パラメータと寿命の関係について検討したが、一連の試験の範囲では疲労及びクリープ疲労寿命ともに累積ひずみの影響は確認できなかった。これは改良9Cr-1Mo鋼が繰り返し軟化材料であり、累積ひずみを加えても繰り返し負荷中の平均応力が発生しない、もしくは発生しても軟化挙動により相殺され寿命中期では、平均寿命がほとんど発生しないためと考えられた。

論文

Experimental investigation of strain concentration evaluation based on the stress redistribution locus method

磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR 2009) (CD-ROM), 11 Pages, 2012/00

一般的に、疲労もしくはクリープ疲労損傷による破損は、局所的な高ひずみ領域からのき裂発生と進展によるものであることから、構造不連続部における局所ひずみの評価は高速炉における高温構造設計で重要な技術となる。このため局所の応力とひずみを高精度で評価することを目的に応力再配分軌跡(SRL)法が提案されてきた。本研究では構造不連続部を持つ試験片による実験結果との対比を通して、このSRL法についての議論を実施した。具体的には、円弧状の切り欠き試験片に対して高温疲労試験を実施し、ひずみゲージで計測した局所のひずみとSRL法による予測ひずみを比較するとともに、試験の結果や解析検討の結果を通してその適用性について議論した。

論文

Experimental investigation of strain concentration evaluation based on the stress redistribution locus method

磯部 展宏*; 川崎 信史; 安藤 勝訓; 祐川 正之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.567 - 574, 2011/04

応力再配分軌跡法(SRL法)により構造不連続部のひずみ集中を評価する手法についてその適用性に関して試験により検証した。試験は種々のひずみ集中係数を有する316FR鋼の環状切り欠き試験片により実施し、ひずみ集中部の局所ひずみをストレインペッカーにより計測した。この結果とSRL法による局所ひずみ予測及び高温保持によるクリープ緩和特性の予測を対比しその特徴を論じた。

論文

改良9Cr-1Mo鋼の疲労寿命及びクリープ疲労寿命に及ぼす進行性ひずみの影響

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 江沼 康弘*

第48回高温強度シンポジウム前刷集, p.110 - 114, 2010/12

次世代高速炉の冷却系機器に採用予定の改良9Cr-1Mo鋼に対して、進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に及ぼす影響を調査した。単軸丸棒試験片に対して定ひずみ範囲に加えて、進行性ひずみとして各サイクルで非弾性ひずみを与えながら疲労及びクリープ疲労試験を実施した。累積非弾性ひずみ量などをパラメータとして試験を実施し、高速炉で規定される非弾性ひずみの制限の範囲内では進行性ひずみが疲労及びクリープ疲労寿命に有意な影響を与えないことを明らかにした。

論文

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,3; 316FR鋼及びインコネル718の高サイクル熱疲労判定温度差

岡島 智史; 磯部 展宏*; 川崎 信史; 祐川 正之*

日本機械学会2009年度年次大会講演論文集, Vol.1, p.125 - 126, 2009/09

高速炉の炉心上部においては、燃料集合体から温度差のあるナトリウム流が合流する。炉心上部構造はこの合流によって生じる不規則な温度変化を受けることで、高サイクル疲労によるき裂が生じる、いわゆるサーマルストライピング現象が想定される。熱荷重の設定に関するガイドラインでは本現象の防止のため、$$10^{11}$$回強度を疲労限として、これに対応する判定温度差$$Delta T_{cr}$$を求め、これに基づく評価法を与えている。本研究では、上記手法を現在開発検討中の高速実用炉(JSFR)の設計に適用するため、高速実用炉に使用されうる316FR鋼及びインコネル718について、高サイクル疲労データを調査し、疲労曲線の適切な高サイクル方向への外挿方法を検討したうえで、判定温度差$$Delta$$T$$_{rm cr}$$を求めた。結果として、316FR鋼の判定温度差はSUS304とほぼ等しく、オーステナイト系ステンレス鋼で共通の判定温度差が利用できると考えられる。その一方でインコネル718は耐力が大きいため、発生しうる最大限の平均応力の効果を考えると、判定温度差が約1/3となる。現実的な設計を考えると、現実的な平均応力評価を含む評価手順が求められると考えられる。

論文

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,4; ラチェットひずみの316FRクリープ疲労強度への影響

川崎 信史; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人

日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.535 - 536, 2009/07

ラチェットひずみが316FR鋼のクリープ疲労強度に与える影響をラチェットクリープ疲労試験により検討した。試験は試験温度600$$^{circ}$$C,ひずみ範囲0.5%及び0.7%,保持時間1時間の条件で、累積非弾性ひずみ量を0$$sim$$5%に変化させ実施した。その結果、累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。試験中、最大平均応力の上昇は観察されなかった。そのため累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は、疲労寿命に対する影響より小さくなったものと考えられる。

論文

高速炉原子炉容器の高温構造設計評価技術の開発,5; ラチェットひずみの316FR疲労強度への影響

岡島 智史; 伊達 新吾*; 川崎 信史; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人

日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.537 - 538, 2009/07

ラチェットひずみが316FR鋼の疲労強度に与える影響を、ラチェット疲労試験により検討した。試験は試験温度600$$^{circ}$$C及び500$$^{circ}$$C未満、ひずみ範囲0.5%及び0.7%の条件で、累積非弾性ひずみ量を0$$sim$$5%に変化させ実施した。その結果、疲労強度の低下は修正Goodman線図の考え方を利用することで、蓄積した最大平均応力から予測可能であることが明らかになった。以上の関係と、累積非弾性ひずみ量に対する平均応力の蓄積傾向より、累積非弾性ひずみ量が2%以下であれば、疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。

論文

A Comparative study of negligible creep curves for rational elevated temperature design

安藤 勝訓; 磯部 展宏*; 川崎 信史; 祐川 正之*; 笠原 直人*

Proceedings of 2009 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2009) (CD-ROM), 10 Pages, 2009/07

In Japanese elevated temperature standard, creep considering design is required for all ferrite steels applied over 375$$^{circ}$$C and all austenitic stainless steels applied over 425$$^{circ}$$C regardless of the operating time. On the other hands, ASME Sec.III Subsection NH, RCC-MR and R5 provide the additional rules to determine the negligible creep range. In this paper, we recall the backgrounds of the negligible creep criterion which have already been proposed. Then the negligible creep criterion and relating property in each standard were compared. Sensitivities to the difference of criteria and material properties were discussed and concluded that negligible creep curve is strongly dependent on the combination of criteria and material properties. Some evaluations proved that the negligible creep curves in FDS are moderately conservative and practicable.

論文

Clarification of strain limits considering the ratcheting fatigue strength of 316FR steel

磯部 展宏*; 祐川 正之*; 中山 康成*; 伊達 信悟*; 大谷 知未*; 高橋 由紀夫*; 笠原 直人; 柴本 宏*; 長島 英明*; 井上 和彦*

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.347 - 352, 2008/02

 被引用回数:21 パーセンタイル:81.14(Nuclear Science & Technology)

高速炉設計基準の高度化を目的として、ラチェット疲労条件におけるひずみ制限について検討した。ラチェット変形を与える期間を1000回とし、累積非弾性ひずみをパラメータとして疲労試験を行った。累積非弾性ひずみの増加に伴い、平均応力が上昇し、疲労寿命が低下したが、平均応力が25MPa以下のときは、疲労寿命の低下はほとんど無視できた。高速炉運転条件に対して安全側と考えられるラチェット期間1000回の条件では、平均応力25MPaに対応する累積非弾性ひずみは2.2パーセントであり、現行の設計基準におけるひずみ制限値(2パーセント)により、ラチェットによる疲労寿命低下も防止できると考えられる。

論文

A Rational identification of creep design area using negligible creep curve

祐川 正之*; 磯部 展宏*; 柴本 宏; 田中 良彦*; 笠原 直人

Proceedings of 2006 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2006)/International Council on Pressure Vessel Technology (ICPVT-11) (CD-ROM), 5 Pages, 2006/00

非クリープ設計域の拡張による許容応力の拡大及び設計手順の簡素化のため、NC(Negligible Creep)カーブを用いたクリープ設計域の合理的な設定法について検討した。この結果、国産の材料データに基づき、6種類の高速炉用の鋼種について、応力レベル1.5Sm時のNCカーブを設定した。従来の高温構造設計基準では、一定の温度上限値を用いて、非クリープ域を保守的に制限していた。実用高速炉で使用予定の316FR鋼,12Cr-Mo鋼は特に優れた材料特性を有しており、NCカーブを用い非クリープ設計域の拡大を図る効果が大きい。本クリープ設計域の合理的な設定法はFDS暫定案に採用された。NCカーブを用いることにより通常時、比較的低温で用いられる機器の低温設計が可能となる。

口頭

Development of high chromium steel for SFR in Japan and creep-fatigue assessment of the welded joint

若井 隆純; 磯部 展宏*; 伊達 新吾*; 浅山 泰; 久保 重信*

no journal, , 

This paper describes the provisional material specifications of the high chromium (Cr) ferritic steel for the Sodium cooled Fast Reactor (SFR) and development of creep-fatigue assessment procedure for the welded joint made of the steel. Based on the results of mechanical tests and metallurgical examinations, provisional specifications of the high Cr steel for SFR pipes and tubes were proposed. Creep-fatigue strength assessment procedure for the welded joints made of the steels was also investigated. An assessment procedure using 2-element model was proposed and verified by comparing with some creep-fatigue test results. The creep-fatigue lives observed in the experiments were well predicted by the proposed assessment procedure, but the failure point could not be predicted by the model. For more precise creep-fatigue strength assessment, the characteristics of the HAZ must be accounted for.

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