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加藤 章一; 吉田 英一; 青砥 紀身
JNC TN9400 2000-042, 112 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-042.pdf:8.55MB
FBR蒸気発生器の伝熱管破損に起因する隣接伝熱管への破損メカニズムのひとつとして、ナトリウム-水反応により急速に伝熱管壁が加熱され破断に至るいわゆる高温ラプチャ現象が考えられる。本研究では、改良9Cr-1Mo鋼に関する高温ラプチャ評価の基礎データとして反映するため、超高温領域における引張及びクリープ試験を実施した。引張試験におけるひずみ速度は10%/min
10%/sec、クリープ破断時間は最長277secである。また、試験温度は700
1300である。本試験において得られた結果を要約すると、以下のとおりである。(1)改良9Cr-1Mo鋼について、ひずみ速度と引張強度との関係及び数分以内の極端時間のクリープ破断強度に関する評価データを取得した。(2)上記取得データに基づき、Mod.9Cr-1Mo鋼伝熱管の構造健全性評価に必要なクリープ破断式を提案した。(3)改良9Cr-1Mo鋼の超高温域における引張強度及びクリープ強度は、「もんじゅ」伝熱管材料の2・1/4Cr-1Mo鋼よりも高い値を示し、優れた強度特性を有していることがわかった。
下山 一仁; 浜田 広次; 田辺 裕美; 宇佐美 正行
PNC TN9410 93-212, 134 Pages, 1993/09
高速増殖炉の実証炉において、蒸気発生器(SG)を原型炉の分離型から一体貫流型に合理化することに伴い、新しい伝熱管材であるMod.9Cr-1Mo鋼の破損伝播特性を把握するため、大リーク・ナトリウム-水反応試験装置(SWAT-1)を用いて、中リーク領域(10g/s数100g/s)でのナトリウム-水反応試験を実施した。試験によって以下に示すことが明らかになった。(1)Mod.9Cr-1Mo鋼の中リーク領域での耐ウェステージ性は、2・1/4Cr-1Mo鋼とオーステナイト系ステンレス鋼SUS321の中間に位置しており、ウェステージ率は2・1/4Cr-1Mo鋼の約1/2倍である。また、2・1/4Cr-1Mo鋼のウェステージ率とL/D(L:ノズル・ターゲット間距離,D:注水ノズル孔径)の関係式を基準にして、Mod.9Cr-1Mo鋼の比例定数を求めることによって実験整理式を得た。(2)ターゲット伝熱管のウェステージ形状はトロイダル型が多く、2次破損孔径の最大値は同条件の2・1/4Cr-1Mo鋼に比べて1/2倍以下である。同じように、Mod.9Cr-1Mo鋼の注水ノズル孔径と2次破損孔径の関係式の定数を得た。これらの実験整理式とその定数を破損伝番解析コードLEAPに反映することにより、同コードをMod.9Cr-1Mo鋼製一体貫流型SGのナトリウム-水反応事象評価に適用できるよう整備を図る。
小峰 陲司; 川崎 弘嗣; 青砥 紀身; 吉田 英一; 一宮 正和; 和田 雄作
PNC TN9410 92-089, 61 Pages, 1992/03
Mod.9Cr-1Mo鋼(NT)の許容ひずみ範囲は、平成元年度に材料強度基準等の高度化の中で、2・1/4Cr-1Mo鋼(NT)の値を代用して暫定値として与えてきた。これは、最適疲労破損式を定式化するためのMod.9Cr-1Mo鋼に対する疲労試験データが少なかったことと、2・1/4Cr-1Mo鋼(NT)の値を用いれば保守的に評価できるとの考え方からである。そこでMod.9Cr-1Mo鋼(NT)について、クリープ疲労評価法の高度化の一環として、低サイクル疲労試験ならびに低ひずみ速度疲労試験や高サイクル疲労試験を実施し、本鋼における最適疲労破損式の策定と許容ひずみ範囲
lの暫定値を新たに提案した。(1)最適疲労破損式の策定は、温度依存性やひずみ速度依存性を考慮するため、Mod.9Cr-1Mo鋼と類似鋼種である2・1/4Cr-1Mo鋼の疲労特性が有効であると判断し、同鋼の最適疲労破損式をベースに、汎用回帰解析により当てはめ性や温度・速度依存性の記述性等の検討を行った。その結果、高サイクル側に到るまでMod.9Cr-1Mo鋼の疲労特性を適切に評価する最適疲労破損式が得られた。(2)Mod.9Cr-1Mo鋼に対する許容ひずみ範囲A,B,C線図(暫定値)を、新しい最適疲労破損式によって提案した。(3)今回提案する375のMod.9Cr-1Mo鋼の許容ひずみ範囲に対し、従来暫定的に用いられてきた低合金鋼に対する通商産業省告示の設計基準線は非常に控え目で、Mod.9Cr-1Mo鋼の疲労特性はこの基準線を大きく上回っていることがわかった。また、Mod.9Cr-1Mo鋼の設計疲労線図を告示で新たに規定する場合には、現在の低合金鋼に対する許容値よりもかなり高い値(10の6乗サイクルひずみ範囲にして約2倍)に改定できるものと考える。
木村 英隆*
PNC TN9410 90-094, 80 Pages, 1990/06
FBR(高速増殖炉)原子炉容器や蒸気発生器、配管等に用いられる構造材料の各種物性値は、FBR設計の際に必要となる。そこで、本報告では次期FBR構造材料として候補に挙げられている以下の6鋼種;SUS304,SUS316(従来型),FBR構造用SUS316,SUS321,2・1/4Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼(ASTM A387-91)の受入ままの実機圧延鋼材(ミルヒート材)のそれぞれ6種の物性値;比重,比熱,熱伝導率,熱膨張率,ヤング率,ポアソン比を測定した結果をまとめた。なお、2・1/4Cr-1Mo鋼とMod.9Cr-1Mo鋼では、溶接後に行われるSR処理(残留応力除去のための熱処理)を施した試料も用意して各種物性値を測定し、結果を合わせてまとめた。今後は、本報告と同鋼種の鍛造材,鋼管や溶接金属についても同様に各種物性値を測定し、物性値の設計基準値策定に資する予定である。[注意]本報告は圧延鋼材のみの物性値測定結果をまとめたものであって、設計基準値ではない。
斉藤 正樹*; 香川 裕之*; 加納 茂機; 和田 雄作*; 二瓶 勲*; 永田 三郎*; 長嶺 多加志*
PNC TN9410 89-096, 105 Pages, 1989/05
高速大型炉2次系,特に一体型貫流蒸気発生器の構造材料の候補として9Cr系鋼が有望視されている。このため,クリープ試験や疲労試験などの材料強度試験が実施され,9Cr系綱のデータの拡充が図られてきた。しかしながら,高速炉蒸気発生器の構造健全性を評価する上で必要不可欠な破壊靭性に関するデータは極めて少ない。そこで,本研究では9Cr系鍋の高温での破壊靭性試験を行い,設計および健全性評価に反映することを目的とした。本研究は,9Cr系鍋であるMod.9Cr―1Mo鍋,9Cr―2Mo鍋,TEMPALOYSW一9鋼(9Cr―1Mo―Nb・V鋼)の3種の鋼の母材(受入材,SR処理材,時効材)および溶接部(溶金,HAZ)について引張試験,破壊靭性試験(J/IC試験およびシャルピー衝撃試験)を3ヶ年計画で行うもので,初年度にはMod.9Cr―1Mo鋼の母材(受入材,SR処理材)について室温,400,500,550および600での引張試験,破壊靭性試験を実施した。本報では,初年度実施分の成果を報告する。引張試験結果は耐力,引張強さともPNC材料強度基準暫定値を満足し,またシャルピー衝撃試験結果も良好であった。J/IC試験はASTME813規格に準拠して,R曲線法と除荷コンプライアンス法の2通りの方法で行った。サイドグルーブ付CT試験片(試験片板厚20mm)を用いてSR処理材について室温から600の範囲で試験した結果,400で最も低い靭性値を示すが,400においても延性き裂発生の限界を表すJ積分J/Qは350kJ/m
2以上の十分高い靭性を示すことが明らかとなった。またJ/IC試験では,J積分のほかに,不安定延性破壊発生の評価パラメータの一つであるティアリングモデュラスT/matの値も同時に求めた。