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(1)〔目的〕本試験の目的は、大型構造モデルの熱過渡下におけるクリープ疲労破損データを得て、安全裕度の適性化に必要な強度評価法を開発し、高速炉機器の耐熱応力設計法を確立することにある。本報では溶接容器型モデル供試体熱過渡強度試験に係る一連の報告書の第6報として、熱過渡強度試験結果について述べる。(2)〔供試体〕本溶接容器型モデル供試体は、大型高速炉の構造設計において課題となる典型的な形状および応力分布をモデル化した形状を有するとともに、一部に大型高速炉用候補材料の一つとされているSUS316FR鋼を採用している。(3)〔熱過渡条件〕試験は、構造物強度確性試験施設(TTS)を使用して実施した。供試体内を流動するナトリウムの温度条件は、低温側250 $^{circ}C$ /1時間、高温側600 $^{circ}C$ /2時間(3時間/サイクル)であり、温度変化速度は、40 $^{circ}C$ /秒とした。(4)〔試験結果〕試験対象部である上部Yピースでき裂が発生し、1055サイクルで熱過渡強度試験を終了した。これにより他の試験対象部においてもき裂発生データを取得できた可能性が高いと言える。(5)〔温度分析〕供試体に取付けた熱電対197点の温度データを分析して、ナトリウム流動下における構造物の温度変化挙動を得た。供試体設計時に実施した流動伝熱解析による温度変化挙動は、相対的に試験値側の温度応答が早い結果となった。(6)〔き裂観察〕試験の中間に実施したストロースコープを用いたき裂観察では、き裂を的確に捕らえることができた。供試体外表面の接近可能な部位であれば有効であり、次期供試体においても適用可能である。

論文

Creep-fatigue failure test and analysis of a vessel-type structure subjected to cyclic thermal transients

梅田寿雄; 田中信之; 渡士克己; 菊池政之; 岩田耕司

Nuclear Engineering and Design, 140, p.349 - 372, 1993/06

https://doi.org/10.1016/0029-5493(93)90118-S

高速炉機器のいくつかの典型的な構造部位を模擬した,SUS304鋼製容器型構造供試体の熱過渡強度試験で得られたクリ-プ疲労破損デ-タを基に,形状不連続部および溶接継手部に対する非弾性解析の簡易適用法の検討,非弾性ひずみ集中係数の詳細分析,各種強度評価法の適用性検討ならびに破壊力学に基づくき裂進展解析を実施した結果について述べている。

報告書

フィレ付容器熱曲げ供試体熱過渡強度試験,1; 供試体の設計・製作

町田秀夫; 梅田寿雄; 田中信之; 菊池政之; 渡士克己

PNC TN9410 92-116, 174 Pages, 1992/01

PNC-TN9410-92-116.pdf:5.89MB

本報は、構造物強度確性試験施設を用いた試験が予定されている、フィレ付容器熱曲げ供試体の設計及び製作について示すものである。本供試体は、高速増殖炉の機器構造設計において課題となるナトリウム液面近傍部およびYピース構造に代表される非等2軸応力、およびすみ肉溶接に対する熱過渡強度データの取得を目的として設計製作された。供試体は、非等2軸応力場における応力比と熱過渡強度の関係を調べるために、最大主応力範囲を統一し、各評価部位の面内応力2成分の比率が大きく変化するように設計された3種類のスカートと厚肉胴を試験対象部とした。また、すみ肉溶接の熱過渡強度を調べるため、開先・溶接仕上げをパラメータとした整流板-内筒溶接部を試験対象部とした。供試体外形状は、フィレ付円筒胴、厚肉円筒胴及び上下部鏡から成る俵型の容器であり、下部鏡に溶接された支持脚を介して構造物強度確性試験施設の中間架台上に設置される。容器内部には、ナトリウムの流況を安定させる目的で内筒を設けた。

報告書

熱応力緩和構造モデル(2)熱過渡強度試験; 第2報,熱過渡試験・解体検査

梅田寿雄; 菊池政之; 渡士克己; 岩田耕司

PNC TN9410 91-253, 221 Pages, 1991/01

PNC-TN9410-91-253.pdf:11.84MB

本試験研究の目的は,高速炉機器における耐熱応力設計法の開発のために実機構造モデルの熱過渡強度試験を実施し,クリープ疲労破損データを得て,安全裕度の適正化および強度評価法を確率することにある。本報では一連の報告書の第2報として,熱過渡試験,超音波探傷試験およびき試験後の供試体の解析検査結果を述べる。構造物強度確証試験施設による熱過渡強度試験を実施した結果,第1報で示した強度試験対象部全てにクリープ疲労破損データを得た。性能・機能保持確認対象部のうち,整流装置については,熱過渡の影響を受けず健全であった。管-多孔板溶接部については表面,内側ノッチ部にき裂が生じていた。その接合面にはナトリウムが付着していたものの腐食はなかった。熱抵抗体については熱抵抗体廻りへのナトリウムの流れ込みや熱抵抗体内部へのナトリウム流入により,その性能の確認はできなかった。解体検査前に実施した超音波探傷試験では,厳密な深さを促えることは無理でもクリープ疲労で生じた微少なき裂にも有効であった。伝熱応力解析および破壊力学解析に供せられる温度データおよび強度データをうることができた。

論文

Creep-Fatigue Failure Test and Analysis of a Vessel-type Structure subjected to Cyclic Thermal Tran

田中信之; 渡士克己; 梅田寿雄; 菊池政之; 岩田耕司

Int Symp on Structral Mechanics in Reactor Technology, ,

容器各種構造の熱クリープ疲労寿命予測法の精度向上を目的として、SUS304製容器(直径1m,高さ2.5m,板厚30mm)にナトリウムを用いてHot TransientとCold Transientを1サイクル2時間で、1300回繰り返し与える試験を行った。試験後の供試体解体検査にて、強度試験対象部であるノズル構造、スカート構造、円筒溶接部、熱応力緩和型内部構造に、熱クリープ疲労亀裂を観察した。これに対する強度評価として、上記供試体の伝熱解析、弾性・非弾性熱応力解析を行い、これらによるクリープ疲労損傷度評価を実施した。その結果、従来著者らが示してる熱クリープ疲労寿命予測法により算出した損傷値は、供試体の亀裂発生状況と良く対応することが分かった。さらに、溶接継ぎ手部の強度評価に関して、形状および材質の不連続の影響を把握し、予測寿命の精度向上を計った。

論文

Creep Fatigue Test on LMFBR Structire with Weldment in Flowing Sodium at Thermal Thermal Transient Test Facility

菊池政之; 梅田寿雄

実験力学国際会議, ,

実験技術・実験解析を対象とした国際会議において,溶接継手部のクリープ疲労強度評価法の開発に反映することを主目的にしたTTSでの試験は比較的大型のナトリウムループ及び構造物供試体を用いたものであり,多額の経費と長期の時間を要する。従って試験を実施する上で,試験目的を達成する上必要な破損データを効果的効率的に所得する技術が要求される。従って,本試験の供試体は複数の強度評価部位を有し,それらの破損程度が一律に同様である負荷条件に対して適度に異なるように狙いを持って設計・製作されたものである。試験後に供試体を解体検査した結果,供試部各にき裂が存在した。これにより,溶接継手部や形状不連続部に破損状態について有用な知見がえれらた。

口頭

イオン照射によるダイヤモンド結晶中の窒素空孔センターの生成

山本卓; 小野田忍; 大島武; Naydenov, B.*; Dolde, F.*; Fedder, H.*; Honert, J.*; Jelezko, F.*; Wrachtrup, J.*; 寺地徳之*; et al.

no journal, ,

ダイヤモンド結晶中の負に帯電した窒素空孔センター(NV)は、室温で動作可能な量子ビットとして最も有力な材料の一つであるが、応用的観点からはNVセンターを効率よく人工的に生成する必要がある。本研究では、イオン照射条件,熱処理条件,試料の品質の違い(欠陥量、おもに窒素濃度)で、NVセンターの生成にどのような影響があるかを系統的に調べた。その結果、NV生成の収率は照射量が多くなると下がる傾向にあり、照射エネルギーが高い方が収率が上がることがわかった。一方、マイクロビームによる局所的照射試料における収率は25%から数百%であり、ブロードビーム照射試料(例えば、照射量 $10^{9}/cm^{2}$ 試料では4%)と比較すると収率が飛躍的に改善することがわかった。マイクロビーム照射試料において、収率がそれぞれの試料で異なることから、ダイヤモンド試料基板の質の違いがNV生成に重要な要素であることが示唆される。

口頭

双極子双極子相互作用を制御したNVセンターの作成エンジニアリング

小野田忍; 山本卓; 阿部浩之; 花屋博秋; 大島武; 谷口尚*; 寺地徳之*; 渡邊賢司*; 小泉聡*; 神田久生*; et al.

no journal, ,

量子情報素子や磁気センサーへの応用,超伝導キュービットとのハイブリッド系が注目されている窒素-空孔(NV)センターでは、電子スピンを持つ不純物窒素や欠陥による双極子場, $^{13}$ C核スピンの双極子場,他のNVセンターの双極子場など、コヒーレンス時間を短くする要因をできるだけ排除して、最適の濃度あるいは配列を作成するエンジニアリングが求められる。窒素濃度,同位体濃度の異なる結晶にイオン照射や熱処理,高温電子線照射を行い、それぞれの応用に対して最適のものを求める試みを行った。熱処理を800から1200 $^{circ}$ Cまで変化させてNVセンターやそれ以外の欠陥を調べた結果、1000 $^{circ}$ Cの熱処理が最も優れていることを明らかにできた。また、マイクロビームとシングルイオンヒット技術を利用して、量子情報素子の最も基本的なNVセンターのペアを作成することに成功した。さらに、空孔が格子中を動き回るような高温(700 $^{circ}$ C)の電子線照射を用いることにより、NVセンターの広い濃度領域(230ppm)に渡って、コヒーレンス時間が、残存する窒素の双極子場の搖動ではなく、NVセンター同士の双極子双極子相互作用で決まるような作成法に成功した。

口頭

Operators security efforts in the testing research reactor

中村仁宣; 栗林敏広; 梅田寿雄; 八重柏正弘

no journal, ,

試験研究炉における核セキュリティの理解を深めるための活動として、IAEAが主催する地域ワークショップにおいてプレゼンテーションを行う。プレゼンテーションでは、試験研究炉における事業者の核セキュリティへの取り組みと題し、原子力機構の試験研究炉における核物質防護体制、主要な防護措置(詳細ではない)、情報管理、内部脅威対策への取り組み(個人の信頼性確認制度, サイバーセキュリティ等)及び核セキュリティ文化醸成活動の報告を行う。さらには、核セキュリティを維持するための取組みとして、総合的な防護システムの構築, 評価改善, 訓練による対応能力の向上が極めて大事であることを事業者の視点で解説する。