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岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史
Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。
倉田 有司; 斉藤 貞一郎*; 辻 宏和; 高津 玉男*; 新藤 雅美; 中島 甫
JAERI-Research 97-032, 20 Pages, 1997/05
JAERI-Research-97-032.pdf:1.78MB
Ni-Cr-W系超耐熱合金を実用化する上で、残された課題である溶接用溶加材を開発するため、微量添加元素の量を調整して溶接割れ感受性を低下させ、手動TIG溶接により試作した3種類の溶接継手F,P5,P6の900~1050
Cにおけるクリープ破断特性の評価を行った。試作継手のクリープ破断時間は、母材(1000C,10万時間のクリープ破断強度10.8MPa)と同程度かわずかに短く、高温で使用する溶接継手としてはかなり優れたクリープ破断強度を示した。溶接継手の破断位置は900Cでは母材、1000C,1050Cと高温になるに従い、溶接金属となった。ボイド、クラックは、母材あるいは溶接金属の結晶粒界に形成した。今後、自動TIG溶接用の溶接ワイヤの開発を行い、溶接性、クリープ特性、耐食性等に優れたNi-Cr-W系超耐熱合金用の溶加材を開発していく予定である。
倉田 有司; 辻 宏和; 新藤 雅美; 中島 甫
Journal of Nuclear Materials, 246(2-3), p.196 - 205, 1997/00
被引用回数：17 パーセンタイル：77.48(Materials Science, Multidisciplinary)1000C付近の高温で使用することを目指して開発したNi-Cr-W超耐熱合金の棒材、板材、管材の900,1000,1050Cにおける大気中クリープ破断特性を調べた。得られたクリープ破断データに対し、時間・温度パラメータ(TTP)を適用し、長時間クリープ破断強度を推定した。1000Cで約10000時間を越える破断時間を示したクリープ曲線では、酸化強化による異常挙動が認められたため、それらのデータにはこれに対する補正を行った上でTTP法を適用した。適用したTTP法のうち、Larson-Miller法がOrr-Sherby-Dorn法より適合性に優れていた。ASTM No.2より大きな結晶粒の棒材及び板材のクリープ破断応力は、開発目標である1000C,10万時間の破断応力9.8MPaを上回っていた。クリープ破断強度は、熱処理温度が高く、結晶粒径が大きくなるに従い、増加した。
倉田 有司; 小川 豊*; 鈴木 富男; 新藤 雅美; 中島 甫; 近藤 達男*
耐熱金属材料第123委員会研究報告, 36(2), p.149 - 156, 1995/07
高温ガス炉近似ヘリウム中、800、900及び1000CでハステロイXRの長時間クリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果は、長時間側においてもクリープ特性の著しい劣化を示さず、クリープ破断応力はHTTRの材料強度基準の設計破断応力の強さを十分上回っていた。破断寿命は、Larson-Millerパラメータを使って十分な精度で評価することができた。定常クリープ速度の応力指数は4.5~5.7であり、支配的なクリーププロセスは転位クリープであると判断される。ハステロイXRは高温ガス炉近似ヘリウム中で浸炭するが、長時間試験においてもクリープ破断特性の著しい劣化は認められなかった。長時間クリープ中に析出物は粗大化し、M
C型炭化物と考えられるMo-rich析出物とM
C炭化物と考えられるCr-rich析出物が共存した。
中島 甫; 磯部 晋*; 渡辺 勝利; 近藤 達男
Computer Aided Innovation of New Materials, p.827 - 830, 1991/00
原子力用にクリープ強度とオーステナイト相の安定性を現用316鋼と比較して高めることをねらいとした合金設計法を体系化し、この合金設計法の妥当性を評価するために実施した合金試作と各種のスクリーニング試験の結果を述べる。提案合金はMoやWを添加してオーステナイト基地の固溶強化をはかると同時に、Cr/Ni比を低くしてオーステナイト相の安定化をねらったものである。高温強度と延性の均衡のとれた(オーステナイト+MCo+TiC)相からなる合金と、顕著な高温強度の改善が可能な(オーステナイト+Fe
Mo
+TiC)相からなる2種類の合金系が有望なことを明らかとした。
岡 弘; 生澤 佳久; 大塚 智史; 皆藤 威二
no journal, ,
In the fast reactor fuel pin design analysis, the cumulative damage fraction (CDF) is applied to predict the fuel pin breach. The objective of this study is to evaluate the reliability of CDF analysis for the prediction of the fuel pin breach. For this objective, the relationship between the CDF analysis and actual occurrence of the fuel pin breach during steady state irradiation was investigated. Six in-reactor fuel pin breaches (20% cold worked D9 steel) have been obtained in the run-to-cladding-breach testing program that was performed in EBR-II. The CDF of each breached pin was calculated by using the in-reactor creep rupture data of D9 steel, the irradiation history of cladding temperature, and gas pressure induced hoop stress. The evaluated CDFs of the breached fuel pins were in the range of 0.7 to 1.4 at the occurrence of the breach. This confirms that the fuel pin breach occurs when the CDF approaches "1".
