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論文

Applicability of miniature compact tension specimens for fracture toughness evaluation of highly neutron irradiated reactor pressure vessel steels

河 侑成; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 140(5), p.051402_1 - 051402_6, 2018/10

 パーセンタイル:100(Engineering, Mechanical)

The applicability of miniature compact tension (Mini-C(T)) specimens to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels was investigated. Three types of RPV steels neutron-irradiated to a high-fluence region were prepared and manufactured as Mini-C(T) specimens according to Japan Electric Association Code (JEAC) 4216-2015. Through careful selection of the test temperature by considering previously obtained mechanical properties data, valid fracture toughness, and reference temperature T$$_{o}$$ was obtained with a relatively small number of specimens. Comparing the fracture toughness and T$$_{o}$$ values determined using other larger specimens with those determined using the Mini-C(T) specimens, T$$_{o}$$ values of both unirradiated and irradiated Mini-C(T) specimens were found to be the acceptable margin of error. The scatter of 1T-equivalent fracture toughness values of both unirradiated and irradiated materials obtained using Mini-C(T) specimens did not differ significantly from the values obtained using larger specimens. The correlation between the Charpy 41J transition temperature (T$$_{41J}$$) and the T$$_{o}$$ values agreed very well with that of the data in the literature, regardless of specimen size and fracture toughness of the materials before irradiation. Based on these findings, it was concluded that Mini-C(T) specimens can be applied to fracture toughness evaluation of neutron-irradiated materials without significant specimen size dependence.

論文

Fracture toughness evaluation of heat-affected zone under weld overlay cladding in reactor pressure vessel steel

河 侑成; 飛田 徹; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 6 Pages, 2018/07

An evaluation of the fracture toughness of the heat-affected zone (HAZ), which is located under the weld overlay cladding of a reactor pressure vessel (RPV), was performed. Considering inhomogeneous microstructures of the HAZ, 0.4T-C(T) specimens were manufactured from the cladding strips locations, and Mini-C(T) specimens were fabricated from the distanced location as well as under the cladding. The reference temperature (T$$_{o}$$) values of HAZ for both 0.4T-C(T) and Mini-C(T) specimens were significantly lower than that of the base metal at a quarter thickness by 40$$^{circ}$$C$$sim$$60$$^{circ}$$C. Compared to the literature data that indicated fracture toughness at the surface without overlay cladding and base metal of a quarter thickness in a pressure vessel plate, this study concluded that the welding thermal history showed no significant effect on the fracture toughness of the inner surface of RPV steel.

報告書

原子炉圧力容器鋼における高温予荷重(WPS)効果確認試験(受託研究)

知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝

JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03

JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB

原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。

論文

X線吸収を用いた原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の微細構造分析

岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 岡本 芳浩; 下山 巖; 本田 充紀; 塙 悟史; 西山 裕孝

Photon Factory Activity Report 2017, 2 Pages, 2018/00

原子炉圧力容器内表面のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)は熱履歴により結晶粒径や析出物分布の異なる組織が複雑に分布し、母材とは機械的特性が異なることが知られている。本研究では、HAZ組織の特徴を調べるため炭化物分布に着目し、形成元素の一つであるMoの周辺微細構造について分析を行った。HAZ組織の狭い領域毎の構造情報を取得するため、キャピラリレンズを使用した広域X線吸収微細構造(EXAFS)により$$mu$$mオーダーの領域測定を実施した。EXAFS結果からHAZ内で生成が確認されている炭化物種の一つであるMo$$_{2}$$Cは粒径の小さい領域に比較的多く分布することが示唆された。

論文

Fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel steel using miniature-C(T) specimens

河 侑成; 飛田 徹; 高見澤 悠; 西山 裕孝

Proceedings of 2017 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/07

圧力容器鋼の破壊靱性評価へのミニチュアC(T)試験片の適用性を調べるため、中性子照射された圧力容器鋼材のシャルピー試験片からミニチュアC(T)試験片を加工するとともに破壊靱性試験に供し、参照温度$$T_{o}$$を評価した。その結果、ミニチュアC(T)試験片で得られる$$T_{o}$$は疲労予亀裂入りシャルピー型破壊靭性試験片から得られる値とよく一致すること、ミニチュアC(T)試験片から得られる1T-C(T)相当の破壊靱性値のばらつきは疲労予亀裂入りシャルピー型破壊靭性試験片等から得られるものと大差が無いこと、参照温度$$T_{o}$$とシャルピー吸収エネルギー41Jレベルの延性脆性遷移温度の関係は、米国データのばらつきの範囲内にあることが明らかになった。

論文

Predoping effects of boron and phosphorous on arsenic diffusion along grain boundaries in polycrystalline silicon investigated by atom probe tomography

高見澤 悠; 清水 康雄*; 井上 耕治*; 野沢 康子*; 外山 健*; 矢野 史子*; 井上 真雄*; 西田 彰男*; 永井 康介*

Applied Physics Express, 9(10), p.106601_1 - 106601_4, 2016/10

 パーセンタイル:100(Physics, Applied)

The effect of phosphorus (P) and boron (B) doping on arsenic (As) diffusion in polycrystalline silicon (poly-Si) was investigated using laser-assisted atom probe tomography. In all samples, a high concentration of As was found at the grain boundaries, indicating that such boundaries represent the main diffusion path. However, As grain-boundary diffusion was suppressed in the B-doped sample, and enhanced in the P-doped sample. In a sample co-doped with both P and B, As diffusion was somewhat enhanced, indicating competition between the effects of the two dopants. This can be explained by the pairing of P and B atoms. The results suggest that grain-boundary diffusion of As can be controlled by varying the local concentration of P and B dopants.

論文

Statistical analysis using the Bayesian nonparametric method for irradiation embrittlement of reactor pressure vessels

高見澤 悠; 伊藤 裕人; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 479, p.533 - 541, 2016/10

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

高中性子照射量領域における照射脆化に関して、ノンパラメトリックベイズ法を用いて日本国内の監視試験データや試験炉照射データに対して統計解析を実施した。ノンパラメトリックベイズ法は実測データを正規分布の和で表す解析手法であり、正規分布の数と平均値や分散は実測データの複雑さに応じて決定される。本研究では、照射脆化の主因として考えられている溶質原子クラスタを構成する元素(Cu, Ni, Mn, Si, P)や照射条件を入力パラメータとして、照射脆化との関係を評価した。解析の結果、中性子照射量が異なるデータであっても同じ材料のデータは同じ正規分布に分類されており、中性子照射量に依存した脆化メカニズムが顕在化していないことが示唆された。

論文

Bayesian nonparametric analysis of crack growth rates in irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environments

知見 康弘; 高見澤 悠; 笠原 茂樹*; 岩田 景子; 西山 裕孝

Nuclear Engineering and Design, 307, p.411 - 417, 2016/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動に影響を及ぼすパラメータを調べるため、ノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いて、照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の沸騰水型軽水炉(BWR)環境におけるき裂進展速度に関する既存データの統計解析を試みた。き裂進展速度と照射材の降伏応力($$sigma$$$$_{rm YS-irr}$$)、応力拡大係数($$K$$)、腐食電位(ECP)、及び高速中性子照射量といった入力パラメータの確率分布から、き裂進展速度の中央値を計算し、き裂進展速度の実測値と比較した。解析結果はき裂進展速度の実測値をよく再現するとともに、き裂進展速度が高い領域(すなわち高中性子照射量条件)では、照射誘起偏析(RIS)や局所変形など照射硬化とは異なるメカニズムにより、中性子照射量がき裂進展速度に影響を及ぼす可能性を示している。

論文

Specimen size effect on fracture toughness of reactor pressure vessel steel following warm pre-stressing

岩田 景子; 飛田 徹; 高見澤 悠; 知見 康弘; 吉本 賢太郎*; 西山 裕孝

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 6 Pages, 2016/07

原子炉圧力容器の破壊靱性に対する高温予荷重効果について評価を行った。1T-CT試験片を用いて様々な熱力学的荷重負荷条件でWPS試験を実施した。得られた結果は4つのWPS工学モデルによる予測値と比較した。また1T-, 0.4T-, 0.16T-CT試験片を用いて予荷重負荷-除荷-冷却-低温再負荷条件で試験片寸法依存性について調査した。試験片寸法による塑性域分布や残留応力分布の違いを解析により明らかにした。

論文

Bayesian statistical analysis on chemical composition contributing to irradiation embrittlement at high fluence region

高見澤 悠; 西山 裕孝

Proceedings of 2016 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2016) (Internet), 5 Pages, 2016/07

原子炉圧力容器の照射脆化に関して、高照射量領域における脆化に寄与する化学元素を明らかにするため、国内のPWRプラントの監視試験データを対象にノンパラメトリックベイズ法に基づく統計解析を実施した。すべての脆化予測式でパラメータとして考慮されている中性子照射量、Cu, Ni含有量に加えてP, Si, Mnの照射脆化への寄与を評価した。その結果、シリコンを入力パラメータとして考慮することで予測性がよくなることから、高照射量領域においてシリコンが脆化に寄与していることが示唆された。

論文

Finite element analysis on the application of Mini-C(T) test specimens for fracture toughness evaluation

高見澤 悠; 飛田 徹; 大津 拓与; 勝山 仁哉; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2015 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2015) (Internet), 7 Pages, 2015/07

使用済み監視試験片から採取可能なミニチュアコンパクトテンション(CT)試験片を用いたマスターカーブ法による破壊靭性評価が提案されている。CT試験片及び、予亀裂付シャルピー試験片の寸法や形状の違いによる亀裂先端の拘束効果への影響について有限要素解析を行った。ミニチュアCT試験片における拘束効果を拘束の程度を示すパラメータであるT応力,Qパラメータを用いて評価したところ、他のCT試験片とで大きな違いは見られなかった。ミニチュアCT試験片の予亀裂導入条件についても解析を行い、既往規定より短い予亀裂長さとしても破壊靭性試験に影響しないことを明らかにした。また、ミニチュアCT試験片を用いたマスターカーブ法に基づく破壊靭性評価で得られる参照温度が他の試験片から得られる結果と相違ないことを示した。

口頭

原子炉圧力容器破壊評価における拘束効果に関する解析的検討

高見澤 悠; 勝山 仁哉; 山口 義仁; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

no journal, , 

原子炉圧力容器の健全性評価において、実機の原子炉圧力容器で想定される10mm程度の浅いき裂ではき裂先端の拘束が小さく、試験片よりも破壊に対する裕度があると考えられており、その保守性の明確化が重要な課題となっている。本研究では、ローカルアプローチに基づき、原子炉圧力容器内表面半楕円き裂に対応し、例えば最深点のみの領域におけるワイブル応力を算出可能な手法を整備した。また、コンパクトテンション型破壊靭性試験片及び内表面に半楕円き裂を有する原子炉圧力容器について、弾塑性解析を実行可能なモデルを作成し、有限要素解析を行った。その結果、浅い表面欠陥を想定した原子炉圧力容器による健全性評価には、破壊靭性試験片による評価と比較して、ある一定の保守性があることを明らかにした。

口頭

Bayesian nonparametric data analysis on irradiation embrittlement of Japanese RPV steels

高見澤 悠; 西山 裕孝

no journal, , 

監視試験データ及び材料試験炉照射データに対してノンパラメトリックベイズ(BNP)法に基づく統計解析を実施した。BNP法はデータを予測するのに式やモデルを必要としない統計モデルであり、材料組成や照射条件など入力パラメータの統計的類似性に基づいてデータをグループに分類することができる。本研究では、脆化への影響が知られている材料中の析出物の構成元素であるCu, Ni, P, Si, Mn、及び中性子照射条件として照射量, 照射速度, 照射温度をパラメータとして解析を実施した。その結果、BNP法に基づいた脆化量の予測値は実測値をよく表現することを確認した。また、同じ鋼材の照射データは同じグループに分類されており、統計解析の結果からは照射量に依存した脆化メカニズムの変化が無いことを明らかにした。

口頭

Microstructural analysis on reactor pressure vessel steel using the XAFS method

岩田 景子; 高見澤 悠; 西山 裕孝; 下山 巖; 岡本 芳浩; 岩瀬 彰宏*; 小島 啓*; 眞弓 蓮*

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼材の微細構造変化を調査するためX線吸収微細構造解析手法(XAFS)を用いて分析を実施した。XAFSは元素選択的に原子構造や配位子の情報が得られる分析手法である。本発表ではXAFSの紹介と実際に取得した熱時効やイオン照射処理をした試験片のXAFS分析結果について述べる。また他分析手法で得られた結果とも比較しながら議論する。

口頭

X線吸収を用いたステンレスオーバーレイクラッド熱時効材の微細組織分析

岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 岡本 芳浩; 下山 巖; 小島 啓*; 眞弓 蓮*; 岩瀬 彰宏*; 永井 康介*; 西山 裕孝

no journal, , 

熱時効された原子炉圧力容器ステンレスオーバーレイクラッド材について、X線吸収を用いて微細組織分析を行った。測定には材料全体の平均的な情報が取得でき、元素選択的に結合距離や化学状態を把握することができるX線吸収微細構造解析を適用した。溶質原子であるMn原子周辺において配位数や結合距離の変化が認められた。

口頭

原子炉圧力容器鋼のき裂伝播停止破壊靭性に関する評価

飛田 徹; 大津 拓与*; 高見澤 悠; 西山 裕孝

no journal, , 

加圧熱衝撃事象において、原子炉圧力容器の内面に想定した欠陥から非延性き裂が発生しても、き裂が容器の板厚を貫通するまでに停止する可能性がある。本報告では、機械的特性の異なる3種の原子炉圧力容器鋼を用いたき裂伝播停止破壊靭性(K$$_{Ia}$$)試験を行い、K$$_{Ia}$$の温度依存性が静的破壊靭性と同様にマスターカーブに従うことを確認した。さらに、き裂伝播停止破壊靭性と計装シャルピー試験におけるき裂進展停止時衝撃力との相関について検討を行った。

口頭

原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部のイオン照射による硬化

河 侑成; 高見澤 悠; 岩田 景子; 飛田 徹; 知見 康弘; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器ステンレスオーバーレイクラッド材について有限要素法解析を行い、溶接入熱による熱影響部の微細構造変化を予測した。その結果に基づいてHAZから粗粒領域と細粒領域を採取し、比較のため1/4厚さ位置の母材試験片を採取してイオン照射を行った。照射前後HAZにおいては母材より照射による硬化量が大きい傾向を示した。また、微細粒領域の場合、位置によって硬化量の変化が異なる結果が得られた。

口頭

ローカルアプローチ法に基づく原子炉圧力容器鋼の破壊評価

高見澤 悠; 山口 義仁; 勝山 仁哉; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼の破壊靭性値は、コンパクトテンション(C(T))等の深い亀裂を有する試験片に基づいて評価がなされている。しかし試験片形状や応力負荷の違いなど、亀裂の拘束が異なる試験片においては得られる破壊靭性値が異なることが示唆されている。本研究では、亀裂形状に依存しない破壊評価方法として最弱リンクモデルに基づくローカルアプローチ法(ワイブル応力)について検討した。破壊靭性試験結果とFEA結果から材料パラメータを取得し、寸法の異なる試験片の破壊確率について検討した結果について報告する。

口頭

イオン照射による原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の硬化と微細組織

河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 西山 裕孝; 吉田 健太*; 外山 健*; 永井 康介*

no journal, , 

原子炉圧力容器内表面のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)は加圧熱衝撃事象による想定き裂前縁にはHAZも含まれている。本研究はHAZの照射脆化感受性を調べるため、Fe$$^{2+}$$イオン照射によるHAZの照射硬化及び組織観察を行い、照射硬化と金属組織の関係について検討した。SCFGHAZの照射硬化量が最も高く、TEM観察結果から析出物が分布されているのを確認した。

口頭

原子炉圧力容器鋼ステンレスオーバーレイクラッド熱影響部のイオン照射による微細組織変化

河 侑成; 高見澤 悠; 塙 悟史; 西山 裕孝; 海老澤 直樹*; 外山 健*; 永井 康介*

no journal, , 

原子炉圧力容器鋼A533B材のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)に対するイオン照射硬化のメカニズムを明らかにするため、アトムプローブ(APT)分析を実施し、照射硬化の一因となる溶質原子クラスター形成における熱履歴の影響を調べた。APT分析の結果、照射領域にはCuやSi-Mn-Ni溶質クラスターが形成されていたが、未照射領域ではクラスターの形成が認められなかった。粗大粒HAZ, 微細粒HAZ及び母材においてはクラスターの分布形態がそれぞれ異なり、母材はHAZに比べてクラスターの形成が少なかった。一部の微細粒HAZで照射硬化量が最も高くなる結果が得られており、その理由を溶質クラスターの直径、組成、数密度の分析により考察した。

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