Thermal aging effects on high temperature tensile strength of Mod.9Cr-1Mo steel with stress release treatment

豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 鈴木 章裕*

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 8 Pages, 2025/07

https://doi.org/10.1115/PVP2025-153101

Sodium-cooled fast reactors (SFRs) have been focused on to realize a decarbonized society and are being developed in Japan. Since there is concern that Mod.9Cr-1Mo steel, a candidate material for SFR steam generators, will be affected by thermal aging and lose strength when used at high temperatures for long periods of time, it is important to evaluate the effect of thermal aging over long periods of time. Mod.9Cr-1Mo steel requires post weld heat treatment (PWHT) after welding. In the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME)code, Rules on the Design and Construction of Nuclear Power Plants, the allowable values for base metal are set using materials that have undergone stress relief heat treatment (SR) after normalizing and tempering (NT) to simulate the thermal history of the PWHT. This paper describes the post aging tensile strength of materials subjected to prolonged thermal aging in order to provide a more detailed evaluation of the effects of thermal aging on Mod. 9Cr-1Mo steels subjected to NT+SR than has been done in the past. The evaluation in this paper used tensile test results of material that had been actually thermal aged at 550C for approximately 200,000 hours. The results of post aging tensile tests showed that there was a difference in strength loss after aging between the NT materials and NT+SR materials. This paper discusses the differences between NT materials and NT+SR materials from the tensile test results obtained and identifies issues that need to be resolved for further analysis.

材料の熱膨張差を利用した受動式クリープ疲労試験技術の確立に関する研究

若井 隆純; 安藤 勝訓; 岡島 智史; 豊田 晃大; 小沼 輝充*; 高橋 亮耶*; 浅山 泰

第29回動力・エネルギー技術シンポジウム予稿集(インターネット), 5 Pages, 2025/06

高速炉が設計で想定される期間を超えて供用される場合における構造健全性評価に利用可能な材料監視試験技術として、主として材料の熱膨張差を利用した受動式クリープ疲労試験技術を確立するための研究に取り組んでいる。これまでに、有限要素法による数値解析を援用して設計・製作した試験体を用いた実験を実施し、試験片を座屈させることなく長時間データを取得可能である見通しを得ている。本報では、これらの解析及び実験に加え、実炉への適用を見据えた試験体の改良について述べる。

クリープ破断時間および高温引張強度予測モデルの連合学習

櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.

鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04

https://doi.org/10.2355/tetsutohagane.TETSU-2024-124

Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.

FBR金属材料試験実施要領書(2023年度改訂版)

今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一

JAEA-Testing 2023-004, 76 Pages, 2024/03

JAEA-Testing-2023-004.pdf:2.08MB

本要領書は、高速炉の高温構造設計技術開発の一環として実施している大気中、アルゴン中及びナトリウム中材料試験の実施方法や得られたデータの整理方法についてとりまとめたものである。本報は、1977年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書[PNC TN241 77-03]」および2001年に発行された「FBR金属材料試験実施要領書(改訂版)(マニュアル) [JNC TN9520 2001-001]」に日本産業規格(JIS)における試験法の改訂を反映するとともに、国内学会における材料試験法標準である日本機械学会(JSME)の推奨常温/高温引張試験方法や日本材料学会(JSMS)の高温低サイクル疲労試験法標準も参考にしながら作成した。

Accelerating the adoption of advanced manufacturing technologies for Gen IV nuclear reactors through international collaboration

Van Rooyen, I. J.*; Ivan, L.*; Messner, M.*; Edwards, L.*; Abonneau, E.*; 上地 優; Lowe, S.*; Nilsson, K.-F.*; 岡島 智史; Pouchon, M.*; et al.

Proceedings of 4th International Conference on Generation IV and Small Reactors (G4SR-4), p.2 - 12, 2022/10

Developments in advanced manufacturing (AM) are occurring faster than the ability to introduce new materials and methods into design codes. Qualifying new AM technologies for use with nuclear design codes can be a long and complex process. The Generation IV International Forum (GIF) Advanced Manufacturing Materials Engineering Task Force (AMME-TF), focuses on how collaborative AM R&D could be used to decrease time to deployment of Gen-IV reactors. This paper provides a critical review of 2019 and 2021 surveys sampling nuclear reactor vendors, supply chain specialists, regulators, and other experts in GIF member countries. Both surveys confirmed that many AM technologies were considered opportunities by potential end users, although 90% of respondents identified the creation and approval of codes and standards as the greatest obstacle to their adoption. Industry prioritization on AM technologies, components and materials changed significantly during the three-year timespan. Additionally, the paper summarizes a 2021 modeling & simulation workshop that developed ideas on how to accelerate the qualification of AM and synthesizes the survey results and workshop conclusions into a review of critical research gaps and paths to address these gaps, particularly through international collaboration.

Material data acquisition activities to develop the material strength standard for sodium-cooled fast reactors

豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 橋立 竜太; 加藤 章一

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04

Adopting the 60-year design is regarded as one of the most effective means for the practical realization of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR), which improves the economic efficiency and reduces the radioactive waste of SFR. In addition, since the happening of the severe accident (SA) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, the structural integrity evaluation of SA has been emphasized on SFR as well. As for the practical realization of SFR, it is indispensable to improve materials strength standards such as the extremely high temperature material properties which is required for the application of structural integrity evaluation during the happening of SA. In order to make it possible to evaluate the structural integrity during 60-year design and SA, JAEA is working on the sophistication of the material strength standards. Moreover, material strength tests such as high temperature tensile tests, creep tests and fatigue tests are conducted systematically. In the paper, the overall picture of material testing that we have acquired or plan to acquire in order to establish the JSME standard will be reported.

Evaluation of the Japanese fatigue test data in Gr.91 for elevated temperature design

安藤 勝訓; 豊田 晃大; 橋立 竜太; 鬼澤 高志

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 10 Pages, 2021/07

米国の原子力用の高温規格であるASME Boiler and Pressure Vessel Code (ASME BPVC) Section III, Division 5は、2019年版まで改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の設計疲労曲線は540Cのみであった。このために、ASME Section IIIのクリープ疲労およびクリープ考慮不要要件に関するワーキンググループ(WG-CFNC)では、日本機械学会で規格化された改良9Cr-1Mo鋼(Gr.91)の温度依存設計疲労曲線を組み込むための活動を実施してきた。その結果、ASME BPVCの2021年版より日本機械学会の最適疲労破損式に基づいた温度依存の設計疲労曲線が提供されることとなった。本研究では日本機械学会で規格化されたこの最適疲労破損式の特徴を明らかにするために、データベースに保存されている305個のデータを分析し、データベースの詳細と最適疲労破損式の関係ならびに統計処理の結果に基づく破損確率(95%と99%の信頼限界値)について示した。また、日本で得られている温度変動下ならびにナトリウム環境下での疲労およびクリープ疲労試験の結果についても、高温条件でのクリープ疲労損傷評価を検討するために示した。

ナトリウム機器ステンレス鋼溶接部の欠陥数密度評価

豊田 晃大; 橋立 竜太; 矢田 浩基; 高屋 茂; 宮越 博幸; 加藤 章一

no journal, , 

確率論的破壊力学(PFM)評価では、初期欠陥の存在個数や寸法、疲労やクリープによるき裂進展速度、破壊靭性値などの因子を確率変数として扱い対象の破損確率を評価する。本研究では、高速炉研究開発に使用された試験装置の溶接部に対し超音波探傷を実施した。取得した欠陥の個数や寸法等のデータを初期欠陥の保守的な値として評価することで、高速炉機器のPFM評価に用いる初期欠陥に関する値を検討した。

中実丸棒微小試験片を用いた疲労試験技術の開発

今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では次世代高速炉用構造材料である316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼の材料強度基準の開発に取り組んでおり、これらの材料の溶接部強度評価法の開発も進めている。本発表では、溶接部強度評価法の開発に資する溶接熱影響部の疲労特性を取得するための、微小試験片を用いた疲労試験技術の開発を実施した結果を報告する。

高速炉構造材料の高サイクル疲労評価法開発

豊田 晃大

no journal, , 

次世代高速炉設計では最大10サイクルの繰返し疲労が想定されているが、最適疲労曲線が規格化されているのは10サイクルまでであるのが現状である。本研究では研究の目的を最大10回程度の高サイクル疲労に適用できる高サイクル疲労評価法の開発とし、そのために課題として挙げられていた高サイクル疲労における平均応力効果の検討、及び最適疲労曲線の10サイクル以上への拡張を高速炉構造材料である改良9Cr-1Mo鋼で実施した。改良9Cr-1Mo鋼において10サイクル以上の疲労試験データ取得し、外挿法の適用性を確認した。また、平均応力効果の検討では、荷重制御による改良9Cr-1Mo鋼の平均応力疲労試験を行い、得られた結果を修正Goodman法により評価し同手法の適用性を確認した。