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涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏; 田邉 誠*
実験力学, 23(2), p.168 - 174, 2023/06
核破砕中性子源の水銀ターゲット容器において、陽子ビームが水銀に入射することにより、容器内面にキャビテーション損傷が生じる。気泡核の位置や衝撃圧力分布のばらつきを考慮して、モンテカルロ・シミュレーションを用いたキャビテーション損傷の予測方法を提案した。実験より得られたキャビテーション損傷の分布とシミュレーションより得られた積算ひずみの分布を比較し、ベイズ最適化を用いた逆解析により、衝撃圧力の分布を評価した。ガウス分布を仮定した最大衝撃圧力の平均値及び広がりはそれぞれ3.1GPa及び1.2
mであった。シミュレーション結果は実験結果を再現しており、本評価手法が有効であると言える。
岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝
Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07
The crack arrest fracture toughness, K
, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T
, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T
, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T
, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K data. The K curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3
10
n/cm
(E 
1 MeV) was compared with a K
curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K curve was always lower than the 1%ile curve of K for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K using K curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
二川 正敏; 粉川 広行; Tsai, C.-C.*; 石倉 修一*; 池田 裕二郎
JAERI-Research 2003-005, 70 Pages, 2003/03
JAERI-Research-2003-005.pdf:12.08MB
世界的にMWクラスの核破砕中性子源ターゲットの開発が行われている。陽子ビーム入射時に核破砕に伴う瞬時発熱により水銀中に圧力波が発生する。圧力波の伝播過程で構造/液体水銀界面で負圧が生じ、キャビテーションの発生・崩壊によるピッチング損傷が容器構造体内壁に形成されると考えられる。ピッチング損傷はターゲット容器の寿命支配因子となることから、その発生条件,損傷形態,程度を評価し、設計に反映することが必要である。そこで、ピッチング損傷に関する2種類のOFF-LINE実験;ホプキンソン棒衝撃負荷実験(SHPB),電磁力衝撃負荷実験(MIMTM)、を実施した。1000万回に及ぶ衝撃負荷後の損傷形態に関するデータをMIMTMにより取得した。さらに、古典的音響振動法により得られた平均壊食深さの結果と比較した。その結果、壊食挙動は、一定の質量減少率を示す定常状態と定常状態に至るまでの潜伏期に大別でき、定常状態における質量減少は規格化統一線図により整理され、潜伏期間は材料特性,負荷圧力の大きさにより決定されることを明らかにした。
二川 正敏; 粉川 広行; 日野 竜太郎; 伊達 秀文*; 武石 洋征*
International Journal of Impact Engineering, 28(2), p.123 - 135, 2003/02
核破砕液体水銀ターゲットでは、陽子線ターゲット入射時の発熱現象に伴う熱膨張により圧力波が生じる。液体/固体金属界面における圧力波(液体中)から応力波(固体金属中)への動的伝播挙動は複雑な連成問題となる。液体/固体金属の音響インピーダンスの差異から、圧力波の伝播過程で液/固体界面では巨視的あるいは微視的な不連続変動に伴った負圧が生じる。したがって、液体界面ではいわゆるキャビテーションが生じ易い条件が成立し、キャビテーション崩壊に伴う衝撃波やマイクロジェットによる固体界面の損傷が懸念される。そこで、Split-Hopkinson-Pressure-Bar(SHPB)原理に基づく衝撃負荷装置により、平面歪み波を水銀中に入射させることで液体/固体金属界面に急速変動を与えて、界面における応力波/圧力波変換挙動及び壊食損傷について4種類の金属材料に対して検討した。その結果、損傷の程度は材料の硬さに対応し、硬度の増加に伴い損傷の程度は低下すること、壊食痕周囲に発達したすべり線分布から局所的に動的降伏応力を越える圧力が作用したことがわかった。
二川 正敏; 粉川 広行; 日野 竜太郎
Journal de Physique, IV, 10, p.Pr9_237 - Pr9_242, 2000/00
核破砕用ターゲット・冷却材として、液体金属の使用が検討されている。陽子ビームが液体金属ターゲット材に入射されると、急激な熱膨張により圧力波が発生する。この圧力波は液体金属中を伝播し、ビーム窓部など固体構造部材に動的な応力を生じさせる。したがって、固/液体金属界面における圧力波の伝播挙動を把握することは、ターゲット構造材の健全性を評価するうえで重要である。そこで、衝撃入/出力棒及び液体金属封入用チャンバーから構成されるホプキンソン棒衝撃負荷試験装置を新たに製作し、液体金属における圧力波に対する液/固体金属界面の連成挙動について調べた。さらに、液体金属を介して入/出力棒に伝播した歪波について陽解法有限要素法コードDYNAによる解析を行い、実験結果と比較し、動的応答に関する液体金属モデルについて検討した。これより、水銀の体積歪み値が0.5%までは、体積弾性率を考慮した水銀モデルで動的挙動が再現できることを確認した。また、液体水銀によるImpact Erosionについて、実験後の固/液体界面の観察及び微小硬度計測結果から考案し、その可能性について検討した。
西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 中村 照美*; 貝原 正一郎*; 佐藤 彰*; 吉田 和夫*
Small Specimen Test Techniques (ASTM STP 1329), 0, p.484 - 494, 1998/00
表面活性化法をシャルピー衝撃試験片の再生に適用し、各種評価試験に供した。試験片再生に関しては、接合部の溶融領域・熱影響部を狭くすること、照射脆化の回復を防止するために試験片の温度上昇を極力抑えることが必要である。表面活性化法によれば母材を溶融せずに材料を接合できることから、上記の要件に対して、極めて有効な方法である。原子炉圧力容器鋼を用い、接合後の組織観察、再生されたシャルピー衝撃試験及び接合中の温度測定により以下の結論が得られた。(1)最適化された接合条件により、熱影響部の幅は片側1mm以下である。(2)再生されたシャルピー衝撃試験片から延性脆性遷移温度等の評価が可能である。(3)他の一般的な溶接法による試験片再生と比較して、接合中の温度を低く抑えられる。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08
被引用回数：3 パーセンタイル：35.47(Metallurgy & Metallurgical Engineering)原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。
熊丸 博滋; 村田 秀男; 近藤 昌也; 久木田 豊
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.217 - 222, 1995/00
原子炉の小破断LOCA時等に生じる炉心ボイルオフ(極低流量)状態における炉心内混合水位等の評価に重要な高温高圧条件下のバンドル内局所ボイド率を、光学式ボイド計により測定した。実験は、燃料集合体を模擬した24本ロッドバンドル試験部において、圧力3MPa、質量流束11~90kg/ms、クオリテイ0.06~0.77の範囲で実施した。光学式ボイド計によりバンドル直径に沿った局所ボイド率分布を測定するとともに、
線型密度計による直径に沿った弦平均ボイド率及び差圧計による体積(面積)平均ボイド率を測定した。気泡流~スラグ流~環状流と変化するに従い、測定した局所ボイド率分布は凸形より平坦形へ、気泡通過頻度は凸形より凹形へ変化した。弦平均ボイド率(線による)は体積平均ボイド率(差圧による)より常に大きい値を示したが、これは局所ボイド率分布の流路断面内分布によることが明らかになった。
