Neutron stress measurement of W/Ti composite in cryogenic temperatures using time-of-flight method

西田 真之*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 山下 享介*; Gong, W.

Quantum Beam Science (Internet), 7(1), p.8_1 - 8_15, 2023/03

https://doi.org/10.3390/qubs7010008

In this study, the thermal stress alterations generated in a tungsten fiber reinforced titanium composite (W/Ti composite) were evaluated by the neutron stress measurement method at cryogenic temperatures. The W/Ti composite thermal loads were repeated from room temperature to the cryogenic temperature (10 K), and alterations in thermal residual stress were evaluated using the neutron in situ stress measurement method. In this measurement, the stress alterations in the titanium matrix and the tungsten fibers were measured. This measurement was carried out by TAKUMI (MLF-BL19) of J-PARC, a neutron research facility in the Japan Atomic Agency. The measurement method of TAKUMI is the time-of-flight (TOF) method. Owing to this measurement method, the measurement time was significantly shortened compared to the angle-dispersion type measurement by a diffractometer. As a result of the measurement, large compressive stresses of about 1 GPa were generated in the tungsten fibers, and tensile stresses of about 100 MPa existed in the titanium matrix. The thermal stresses due to the temperature change between room temperature and cryogenic temperature is caused by the difference of thermal expansions between the tungsten fibers and the titanium matrix, and these stress values can be approximated by a simple elastic theory equation.

Probabilistic risk assessment method development for high temperature gas-cooled reactors, 2; Development of accident sequence analysis methodology

松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。

A Methodology of structural analysis for nuclear power plant size of assembly

谷 正之; 中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 松原 仁; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 羽間 収; 近藤 誠; 川崎 幸三

Proceedings of Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computations and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA 2007) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/04

The quakeproof analysis for an assembly structure such as a nuclear power plant should not be calculated as a piece of structure as existed structural analyses as do so, because of heterogeneity of each part in the functionality, which relates to the boundary condition. As well known that nuclear power plant consists of over ten million detailed parts, it takes lots of computational resources such as memory, disk space, and computational power to carry out its analysis. In order to achieve the assembly structure analysis, it is to give an efficient performance method, a treatable data handling method, and taking account the heterogeneity of each part in the functionality. The proposed method is to treat a power plant size assembly with its components. The components are handled by one by one to reduce the size of data at a operation, and to concern heterogeneity of each part.

新材料ラッパ管試作評価試験(2A)

藤原 優行*; 西田 俊夫*; 中村 重治*; 溝口 満*

PNC TJ9058 89-003, 67 Pages, 1989/05

PNC-TJ9058-89-003.pdf:3.08MB

耐スエリング性の優れた高Crフェライト/マルテンサイト鋼は大型高速炉の長寿命ラッパ管材料として有望と考えられる。固溶強化、析出強化による高強度フェライト/マルテンサイト鋼のラッパ管への適用性を評価するために、引張性質と衝撃特性の要求性能を満たすための材料設計と試作試験を行った。基本組成として0.14C-0.5Ni-11Cr-0.5Mo-2.0W-0.25V-0.07Nb-0.06N鋼を選定し、引張性質および衝撃特性に及ぼすN,V,Nb量および熱処理条件の影響を検討した。(1)高温における引張強さ、降伏強さは、熱処理条件による影響が大きく、一方、成分による影響は小さい。(2)衝撃特性は成分、熱処理条件ともによる影響を大きく受け、特に基本組成よりN,V,Nb量を高めるとDBTTが上昇することがわかった。(3)ラッパ管の引張性質と衝撃特性に対する要求性能を満足させるためには、本研究において選定した基本組成と1050焼ならし、710焼もどし処理の熱処理条件が適当であると判断された。(4)材料設計で選定した化学成分と熱処理条件を適用したラッパ管の試作試験により、目標性能を上回る高強度と優れた衝撃特性を有するラッパ管を得ることができた。

分散強化型フェライト鋼材料開発(3A)

藤原 優行*; 西田 俊夫*; 十代田 哲夫*; 浅見 清*

PNC TJ9058 88-007, 189 Pages, 1988/08

PNC-TJ9058-88-007.pdf:35.57MB

酸化物分散強化型(ODS)フエライト鋼は耐スエリング性に優れ、しかも高い高温強度を有しているので、大型高速炉の長寿命燃料被覆材として有望視されている。ODSフェライト鋼の被覆材への適用性を評価するため、諸性質、特に高温強度に及ぼす製造じようけん、添加元素(Nb,V,Zr)、固溶硬化(W,Mo)と分散硬化の複合強化、および酸化物りゆうしり種類(Y/2O/3,ZrO/2)の影響について調べた。1)ODSフエライト鋼の性質にはアトライターを用いたメカニカルアロイング(MA)処理条件が強い影響を及ぼす。合金粉末に高エネルギーを与える程、分散粒子の良好な分散状態が得られる。MA処理条件の中で、アトライターの回転速度をより高くすることがもっとも効率的な条件と判断される。2)Nb,Zr添加により複合酸化物の形成が認められたが、V添加では複合酸化物の形成は観察されなかった。Nb,V添加は高温強度を上昇させたが、Zr添加による効果は小さかった。3)固溶強化元素Mo,Wの約2%の添加はクリープ破断強度を上昇させた。Wの効果の方がMoよりやや大きかった。4)Y/2O/3に替わりZrO/2を洗濯し、高温強度に及ぼすZrO/2分散の効果を調べた。Y/2O/3の場合ほどではないが、ZrO/2粒子による分散強化が確認された。

高速炉燃料被覆管のクリープ試験(XVII) A

藤原 優行*; 十代田 哲夫*; 西田 俊夫*

PNC TJ9058 88-004, 61 Pages, 1988/03

PNC-TJ9058-88-004.pdf:4.16MB

昭和61年にK、S2社に試作された高強度フェライト/マルテンサイト鋼被覆管3種(61FS、61FSF、61FK)について、高温引張試験、内圧クリープ破断試験を実施した。また55年度試作原型炉用被覆管(55MK)について、内圧クリープ試験を実施し、歪み測定を行った。フェライト鋼被覆管は11%Crを基本組成とし、61FS被覆管では0.5%Mo、2.0%Wを、61FSF被覆管では2.2%Wを、61FK被覆管では2.0%Moを添加している。また61FS、61FSF被覆管がマルテンサイト単相組織であるのに対して、61FK被覆管の場合は主にC量が低いことによりマルテンサイト+フェライトの二相組織となっている。各被覆管の硬さは61FK61FSF61FSの順に高くなっている。以下に結果を要約する。1)R.T800における引張強さ、0.2%耐力は61FK61FSF61FSの順に高くなっていた。伸びはほとんど変わらなかった。 2)600におけるクリープ破断強度は、61FK61FS61FSFの順に高くなっていた。一方、650におけるクリープ破断強度については、短時間側では600と同様な傾向が認められるものの、長時間側ではクリープ破断強度はほとんど変わらなくなる傾向が認められた。 3)59年度に試作されたフェライト鋼被覆管(59FK、59FS)の中で、最も強度の高かった59FK被覆管に比べて、今回試作された被覆管は600ではほぼ同等の強度を、650では高い強度を有していた。 4)55MK被覆管について、650、14㎏f/mmE2の条件で、測定回数を変化させて内圧クリープ試験を行ったが、クリープ伸びはほとんど変わらなかった。

The ITBL middleware and its applications

谷 正之; 鈴木 喜雄; 西田 明美; 中島 憲宏

no journal, , 

システム計算科学センター高度計算機技術開発室では、ITBLプロジェクトにおけるミドルウエア並びに原子力プラントの構造解析などのアプリケーション技術の研究開発を推進している。今回は特に、ミドルウエアとして分散環境下での可視化技術、セキュア通信基盤ソフトStarpc、アプリケーション技術として部品の挙動を考慮した原子炉全体解析技術についてパネル並びにリーフレットを使い発表する。

高温ガス炉の確率論的安全評価手法(確率論的リスク評価手法)の開発

佐藤 博之; 西田 明美; 古屋 治*; 村松 健*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*

no journal, , 

本研究では、高温ガス炉の設計上、安全上の特徴を考慮した確率論的安全評価手法(確率論的リスク評価手法)の確立を目標に、グレーデッドアプローチを取り入れた事故シーケンス頻度評価手法、黒鉛構造物の損傷を考慮した事故影響評価手法を検討する。本発表では、全体概要として、既往手法からの改良点、研究計画等を中心に説明する。

高温ガス炉の確率論的安全評価(確率論的リスク評価)手法の開発,1; 事故シナリオ分析及び信頼性データ整備の要件に関する調査・検討

村松 健*; 牟田 仁*; 松田 航輔*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 田辺 雅幸*

no journal, , 

高温ガス炉の確率論的リスク評価手法の確立に向けた研究の一環として、国内外の学協会により公表されているPRA実施基準の調査を行った。事故のシナリオ分析と信頼性データベース整備に関わる既往のPRA実施基準の要求事項の調査に基づき、高温ガス炉の確率論的リスク評価手法整備において、静的機器の損傷による事故シナリオの丁寧な分析、ソースターム評価を含めたリスク評価体系及び故障率等のデータ補充が特に留意すべき事項であることを明らかにした。

高温ガス炉の確率論的安全評価手法(確率論的リスク評価手法)の開発,10; 研究概要及び成果

佐藤 博之; 西田 明美; 村松 健*; 牟田 仁*; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 田辺 雅幸*; 山本 剛*

no journal, , 

本研究では、高温ガス炉の設計上、安全上の特徴を考慮した確率論的リスク評価手法の確立を目標に、静的機器の多重故障を考慮した事故シーケンス評価手法やソースターム評価手法、地震時の具体的な事故シナリオ検討に資するフラジリティ評価手法の検討を実施している。本発表では、研究計画及び成果の概要を中心に説明する。