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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

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

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

Development of high-chromium steel for sodium-cooled fast reactor in Japan and creep-fatigue assessment of the steel

若井 隆純; 祐川 正之*; 伊達 新吾*; 浅山 泰; 青砥 紀身; 久保 重信*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 85(6), p.352 - 359, 2008/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:41.68(Engineering, Multidisciplinary)

ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼の化学成分仕様及び材料特性式を暫定するとともに、同鋼のクリープ疲労強度評価を行った。材料特性試験や金属組織の観察・分析の結果から、延性・靭性を改善するには、タングステンを減らすべきであることを示した。そして、ナトリウム冷却高速炉用高クロム鋼の暫定仕様を示し、繰返し応力ひずみ関係式やクリープひずみ式といった材料特性式も提示した。これらの材料特性式を用いて同鋼のクリープ疲労強度評価を行ったところ、かなり保守的な予測結果が得られた。これは、初期応力が過大に見積もられたことに起因するクリープ損傷の過大評価が原因であることがわかった。クリープ疲労強度評価法には、改良する余地があることがわかった。

論文

Present status of development of high chromium steel for Japanese FBR components

若井 隆純; 青砥 紀身; 祐川 正之*; 伊達 新吾*; 柴本 宏

Nuclear Engineering and Design, 238(2), p.399 - 407, 2008/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:37.69(Nuclear Science & Technology)

本研究では、高速炉構造用高クロム鋼の仕様及び材料強度基準の暫定案を提示する。靭性及び延性の改善を目的として、タングステンとモリブデンの比率を変化させた幾つかの仕様の高クロム鋼に対する材料強度試験や金属組織観察を行った。さらに材料特性に及ぼす熱処理条件の影響についても検討した。それらの結果に基づいて、延性や靭性を向上させるにはタングステン量は減じたほうが良いこと、熱処理条件の変更では長時間の材料特性の改善は難しいことを明らかにした。また、高速炉構造用高クロム鋼の暫定仕様を提示し、その仕様について材料強度基準暫定案を提示した。この材料強度基準暫定案は、高速炉プラントの設計研究において活用される。

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。

論文

The Present Status of Development of High Chromium Steel for FBR

若井 隆純; 青砥 紀身; 井上 和彦; 祐川 正之*; 伊達 新吾*

第30回MPAセミナー, 28 Pages, 2004/10

実用化高速炉配管に適用可能な12%Cr鋼の仕様選定に係る研究報告。Mo当量を約1.5%一定としてWとMo量を調整した3種類の12%Cr鋼に対するクリープ試験,クリープ疲労試験および勤続組織観察等を実施し、それらの結果を総合的に考慮して高速炉配管用12%Cr鋼の化学成分を暫定的に提案した。また、熱処理による所要の性能達成は難しいことを示した。

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。

報告書

SUS304溶接継手の高温強度試験(3)及びMod.9Cr-1Mo鋼鍛造材の高温強度試験(1)

福田 嘉男*; 福井 寛*; 祐川 正之*; 中川 幸雄*

PNC TJ9124 88-001, 103 Pages, 1988/04

PNC-TJ9124-88-001.pdf:5.29MB

高速原型炉及び大型炉設計に必要な溶接部及び鍛造材のデータを得る目的で、オーステナイト系ステンレス鋼SUS304の溶接継手及びMod.9Cr-1Mo鋼鍛造材の高温強度試験を実施した。溶接継手試験は昨年に引き続きSUS304板材(40t)及びSUS304鍛造材(350t)を母材とする溶接継手を用いた。また、母材試験はMod.9Cr-1Mo鋼(550t)を用いた。SUS304鍛造材と板材の溶接継手についてはクリープ試験、曲げ場クリープ疲労試験を、さらに308全溶接金属についてはクリープ試験を実施した。Mod.9Cr-1Mo鋼鍛造材については、引張試験、クリープ試験及び疲労試験を実施した。これらの試験を実施した結果、以下の結言を得た。(1)308全溶接金属及びSUS304鍛造材-板材の溶接継手のクリープ強度は動燃事業団"高速原型炉高温構造設計指針・材料強度基準等"の許容応力を満足する。(2)SUS304鍛造材-板材の溶接継手の曲げ場クリープ疲労強度は軸応力場でのクリープ疲労試験より500$$^{circ}C$$では若干大きく、550$$^{circ}C$$ではかなり大きい。(3)Mod.9Cr-1Mo鋼鍛造材の引張、クリープ及び疲労強度は、母材の表面と中央部で有意差はなく動燃事業団"材料強度基準等(暫定値)"を満足する。

報告書

SUS321鍛造材及びインコネル母材の高温強度試験; 構造材料試験82-2

福田 嘉男*; 桐原 誠信*; 祐川 正之*; 他2名*

PNC TJ202 83-04, 155 Pages, 1983/04

PNC-TJ202-83-04.pdf:4.63MB

高速原型炉の設計に必要な材料デ一タを得る目的で、オーステナイト系ステンレス鋼SUS321及びインコネル718の高温強度試験を実施した。供試材は次の4種である。SUS321鍛造材(350t),SUS321伝熱管($$Phi$$31.8x3.5t)母材及び予ひずみ材、及びインコネル718棒材($$Phi$$100)である。SUS321鍛造材はクリープ試験と低サイクル疲労試験、SUS321伝熱管($$Phi$$31.8x3.5t)母材はクリープ試験と低サイクル疲労試験を、SUS321伝熱管予ひずみ材は引張試験と低サイクル試験を実施した。また、インコネル718棒材は高サイクル疲労試験を実施した。SUS321伝熱管予ひずみ材の引張試験の結果、RT$$sim$$600度Cの温度範囲にわたって、0.2%耐力及び引張強さ共に動燃事業団"高速原型炉高温構造設計指針・材料強度基準等"の許容応力を満足する。SUS321鍛造材の500度C及び550度Cのクリープ試験の結果、クリープ強度が原型炉の許容応力を満足する。SUS321伝熱管母材の550度Cのクリープ試験の結果も、クリープ強度が原型炉の許容応力を満足する。430度C、500度C及び550度CでのSUS321伝熱管母材及び500度C、550度C及び600度CでのSUS321鍛造材の低サイクル疲労試験結果、伝熱管材は鍛造材に比較して若干強度が小さい。またひずみ保持による疲労寿命の減少は550度Cで認められるが、500度C以下ではほとんど現われない。いずれの強度も原型炉及びASME Code Case N-47の疲労設計線図に比べ十分安全側にあることが明らかとなった。

論文

特集 高速増殖炉もんじゅ発電所用機器 高速増殖炉もんじゅ発電所 蒸気発生器(過熱器)の設計・製作

山崖 佳昭; 三浦 康公*; 祐川 正之*; 木村 征二*

日立評論, 71(10), 1021 Pages, 

我が国においては、動力炉・核燃料開発事業団を中心として、蒸気発生器についての伝熱・流動、材料・強度に関する基礎的なものから、50MW蒸気発生器を初めとする大型モックアップの製作、運転、各種試験にいたる広範な研究・開発が行われてきた。高速増殖炉もんじゅ発電所用蒸気発生器(過熱器)は、伝熱管材料としてSUS321鋼を用いたヘリカルコイルシェルアンドチューブ型熱交換器であり、これらの研究・開発成果を踏まえ設計、製作された。本稿は、日立製作所が参画した蒸気発生器の開発、過熱器の設計、製作および伝熱管超音波探傷装置の概要について述べたものである。

口頭

実用高速炉構造設計基準のための技術開発,16; 非弾性設計解析手法の配管設計への適用

藤又 和博*; 長島 英明*; 祐川 正之*; 柴本 宏; 井上 和彦*; 笠原 直人

no journal, , 

高速炉の配管設計では、高温運転による非弾性変形に留意する必要がある。従来の設計では、ビームモデルを用いた弾性解析とひずみ集中係数を用いてひずみを予測していたが、精度が低いことから過剰に保守的な設計となる場合があった。配管設計ではエルボ部の評価が重要であり、エルボ部は3次元的な非弾性変形を示すため、従来のビームモデルでは高精度の評価には無理があった。一方、シェルモデルによる非弾性解析は、モデル作成の手間や計算負荷の観点から実設計には不向きであった。最近の汎用の有限要素解析用ソルバには、エルボ要素が装備されている。このエルボ要素は、シェル要素並みの精度が得られ、かつ取り扱いが簡易である。そこで、設計用の配管解析法として、エルボ要素を用いた非弾性解析法を提案した。2次系ミドルレグ配管(12Cr系鋼)を対象として、設計法の適用性を確認するとともに、設計合理化の可能性について評価した。また、エルボ要素を用いてシェル要素並みの精度を得るに必要なメッシュ分割法についても検討した。この結果、高精度の評価が行え、エルボ数,配管引廻しの合理化が可能となる見通しが得られた。エルボ要素を用いることでサポート等のモデル化が容易となり、シェル要素を用いた解析と比較して、解析モデルの作成時間を1/10程度に短縮することができる。

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