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論文

異材溶接継手の界面破断の力学的要因分析

山下 拓哉; 山下 勇人; 永江 勇二

鉄と鋼, 105(1), p.96 - 104, 2019/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.55(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

火力・原子力発電プラントの使用温度条件である550度では、フェライト鋼と溶接材の界面で破断が生じる研究結果が報告されている。本研究では、フェライト鋼への溶接時の入熱量が異なる2種類の異材継手を製作した。溶接には高入熱であるプラズマ溶接および低入熱であるティグ溶接をそれぞれ使用した。改良9Cr-1Mo鋼に形成された熱影響部の組織はプラズマ溶接とティグ溶接とで異なっていた。改良9Cr-1Mo鋼/Alloy 600部を用いて試験片を製作し、550度のクリープ試験を実施した。試験より、ティグ溶接を使用した試験片は界面破断し、プラズマ溶接を使用した試験片は界面破断しない結果が得られた。そのため、熱影響部のひずみ分布計測および有限要素解析を実施し、フェライト鋼に形成される熱影響部の変形挙動に着目し界面破断メカニズムを力学的観点で分析した。各溶接法により製作した異材接手のフェライト鋼の界面近傍に形成する熱影響部の特性の違いにより、界面近傍でのひずみ分布に違いが生じることが分かった。界面破断を回避するためには、フェライト鋼界面近傍にクリープひずみ速度が遅い熱影響部を形成させる必要がある。

報告書

水蒸気改質処理法によるウランを含有する廃TBP/n-ドデカンの長期連続処理

曽根 智之; 中川 明憲; 小山 勇人; 郡司 清; 野中 一晴; 佐々木 紀樹; 田代 清; 山下 利之

JAEA-Technology 2009-023, 33 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-023.pdf:8.11MB

水蒸気改質処理法は、有機廃棄物を過熱水蒸気で分解・ガス化させ、ウラン等の非揮発性の放射性核種を有機物と分離したのち、ガス化した有機物を高温空気で酸化分解するものである。ウランを含有する約2500Lの廃TBP/n-ドデカンの処理を実施し、長時間処理における装置性能を評価した。この結果、長期処理においても、装置内温度が設計通りに制御されること,排ガス中のCO濃度及びNOx濃度は規制値未満に制御されること,排ガス処理系へのウラン移行率及び廃TBP/n-ドデカンのガス化率は短時間処理と同等の性能を維持すること等が確認された。水蒸気改質処理法は廃TBP/n-ドデカンの長時間処理に対して安定した運転が可能で減容効果も高い処理技術であることが示された。

口頭

水蒸気改質処理法によるウラン系有機廃溶媒の長期連続処理

小山 勇人; 曽根 智之; 佐々木 紀樹; 山下 利之

no journal, , 

水蒸気改質処理法は、廃棄物中の有機物のガス化を行うガス化工程,ガス化した有機物の酸化分解を行う燃焼工程,排ガス中のリン酸等の除去を行う排ガス処理工程から構成される。水蒸気改質処理法による天然ウランで汚染したTBP/n-ドデカン廃溶媒約3000Lの連続処理試験を実施し、所定のガス化性能(廃棄物ガス化率,ウラン分離率)が得られること及び安定した燃焼特性(燃焼温度,排ガス中のCO濃度等)を維持できることを確認した。

口頭

改良9Cr-1Mo鋼補修溶接継手のクリープ強度特性

山下 勇人; 山下 拓哉; 鬼澤 高志; 永江 勇二; 山本 賢二*; 首藤 紳伍*; 川崎 憲治*; 久保 幸士*

no journal, , 

高速炉プラント構造材料の候補材の一つとして改良9Cr-1Mo鋼が挙げられている。火力プラントにおいて、本鋼種の経年劣化材に補修溶接を施した場合、クリープ強度が低下するとの報告がある。高速炉プラントにおいては、新規建設時に溶接部に溶接欠陥が生じた場合、補修溶接を施すことが予想される。そのため、新材に対しての補修溶接の位置、回数がクリープ強度へ及ぼす影響を調査する必要がある。今回、補修溶接の位置および回数を変えた補修溶接継手のクリープ試験を行った。その結果、火力プラント経年劣化材に補修溶接を行った場合と異なり、明瞭なクリープ強度低下は見られなかった。

口頭

超高温における316FR鋼の材料特性式

奥田 貴大; 山下 勇人; 豊田 晃大; 下村 健太; 鬼澤 高志; 加藤 章一

no journal, , 

本研究は、次世代高速炉プラントのシビアアクシデント(SA)時に対応した超高温における316FR鋼の材料特性式の設定について述べる。次世代高速炉プラントにおける炉容器等の構造材料として316FR鋼の採用が予定されている。福島第一原子力発電所における事故以来、高速炉プラントにおいてもSA時の構造健全性評価が重要視されており、次世代高速炉プラントの開発には、SA時の構造健全性評価に適用可能な316FR鋼の超高温材料特性が要求されている。しかしながら316FR鋼の材料特性は取得されていなかった。したがって、316FR鋼を対象に、700$$^{circ}$$Cを超える試験温度で引張試験とクリープ試験を実施した。この試験で得られた結果を基に、316FR鋼の超高温材料特性を良好に評価できる弾塑性応力-ひずみ関係式、クリープ破断関係式及びクリープひずみ式を設定した。

口頭

次世代高速炉候補材料の補修溶接法開発

山下 勇人

no journal, , 

次世代高速炉プラントの高温部材として、改良9Cr-1Mo鋼が候補として挙がっている。本鋼種の溶接継手は高温長時間におけるクリープ強度が母材よりも低下するとの報告がある。また、経年劣化や溶接後熱処理を加えた溶接継手に補修溶接を加えると、補修溶接を行っていない溶接継手よりも強度低下するとの報告がある。そこで、本研究では次世代高速炉プラント新規建設時に改良9Cr-1Mo鋼溶接継手に対して想定される補修溶接の位置、回数がクリープ強度へ及ぼす影響を調査し、補修溶接法を開発した。補修溶接の熱影響部が溶接金属であること、あるいは補修溶接による溶接熱影響の重畳し、かつその部位で破断した場合、クリープ強度が低下することが明らかとなった。そして、補修溶接時の熱影響部が溶接金属となる部位と熱影響部が重畳する部位を最小限とする補修溶接法を示した。

口頭

環状切欠き試験片を用いた異材溶接継手の界面破断評価

山下 勇人; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 江沼 康弘

no journal, , 

次世代高速炉プラントでは、高温部にクリープ強度と耐酸化性に優れたオーステナイト系耐熱鋼、蒸気発生器に経済性と耐SCC性に優れたフェライト系耐熱鋼が使用され、これら両鋼を繋ぐ異材溶接継手の溶接材料には、熱膨張係数の差違による界面での応力集中を低減できるニッケル基合金を用いる。異材溶接継手のクリープ破断位置はクリープ試験条件により異なり、フェライト系耐熱鋼とニッケル基合金の界面で破断する界面破断がみられる場合がある。しかし、そのメカニズムについては明らかとなっていない。高速炉設計においては界面破断のような脆性的な破損に関しては考慮されていないため、延性を確保するためにも、界面破断メカニズム解明が不可欠である。そこで、界面破断メカニズム解明に資することを目的に、改良9Cr-1Mo鋼/Alloy 600/SUS304異材溶接継手から環状切欠き試験片を切り出し、クリープ試験を行い、界面破断を意図的に発生させ、界面強度の評価を行うこととした。その結果、単軸クリープ試験で界面破断の報告があるTIGバタリング材の方が界面破断の報告の無いPlasmaバタリング材よりも界面強度が小さくなる可能性が示された。この界面強度の差により、単軸クリープ試験片においてTIGバタリング材でのみ界面破断が見られた可能性があった。

口頭

高速炉使用温度における改良9Cr-1Mo鋼のスモールパンチクリープ特性と単軸クリープ特性の換算方法の提案

山下 勇人; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 江沼 康弘; 若井 隆純; 加藤 章一; 鈴木 章裕*

no journal, , 

本研究では、次世代高速炉プラントの運転温度における改良9Cr-1Mo鋼のスモールパンチクリープ(SPC)試験の力学パラメータを単軸クリープ試験の力学パラメータに変換する方法を提案した。SPC試験の力学パラメータは荷重、単軸クリープ試験の力学パラメータは応力であるため、SPC試験結果をそのまま単軸クリープ試験結果と比較することはできない。従来、SPC試験荷重を応力へ変換するために、荷重/応力換算係数(F/$$sigma$$)が用いられてきた。F/$$sigma$$は、次世代高速炉プラントの運転温度である550$$^{circ}$$Cよりも高温での適用性が確認されているが、550$$^{circ}$$Cでの適用性は未確認であった。そこで、本研究では、550$$^{circ}$$CでのF/$$sigma$$を求める適切な方法を検討した。有限要素法(FEA)や破断延性に基づいて計算されたF/$$sigma$$は、SPCの結果を変換するには小さすぎた。一方、アレニウス型の式に基づくF/$$sigma$$では換算可能であることが明らかになった。

口頭

高温構造設計における改良9Cr-1Mo鋼の溶接継手と母材の強度差の考慮

山本 賢二*; 山下 勇人; 鬼澤 高志

no journal, , 

The mod. 9Cr-1Mo steel is a candidate material for the main components of the fast reactor, and its design allowable stress is specified in Japan Society of Mechanical Engineers fast reactor standard. The reactor will be larger in size. For the design, welding is also required at a part to be a high-temperature and high-stress. Therefore, allowable stress for the weld joint is required. When the weld joint of the mod. 9Cr-1Mo steel is used for a long time under high temperature, creep damage of the fine grain region in the heat affected zone remarkably progresses. The strength of the weld joint is lower than that of the base metal. Therefore, the allowable stress of the weld joint must be considered such a strength reduction. In this paper, by comparing the strength properties of mod. 9Cr-1Mo steel base metal and weld joint, allowable stress for weld joint by reduction of base metal strength in the restriction of primary stress of JSME fast reactor standard was examined.

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