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論文

Tensile overload-induced texture effects on the fatigue resistance of a CoCrFeMnNi high-entropy alloy

Lam, T.-N.*; Chin, H.-H.*; Zhang, X.*; Feng, R.*; Wang, H.*; Chiang, C.-Y.*; Lee, S. Y.*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; Liaw, P. K.*; et al.

Acta Materialia, 245, p.118585_1 - 118585_9, 2023/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:78.27(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study investigates the crystallographic-texture effects on the improved fatigue resistance in the CoCrFeMnNi high-entropy alloys (HEAs) with the full-size geometry of the ASTM Standards E647-99. We exploited X-ray nano-diffraction mapping to characterize the crystal-deformation levels ahead of the crack tip after stress unloading under both constant- and tensile overloaded-fatigue conditions. The crack-tip blunting-induced much higher deformation level was concentrated surrounding the crack-tip which delays the fatigue-crack growth immediately after a tensile overload. The predominant deformation texture orientation in the Paris regime was investigated, using electron backscatter diffraction and orientation distribution function analyses. The twinning formation-driven shear deformation gave rise to the development of the Goss-type texture within the plastic deformation regime under a tensile-overloaded-fatigue condition, which was attributed to enhance the crack deflection and thus the tensile induced crack-growth-retardation period in the CoCrFeMnNi HEA.

論文

The Effect of a cyclic bending load on the bending resistance of ballooned, ruptured, and oxidized Zircaloy-4 cladding

Li, F.; 成川 隆文; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2023/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

The seismic resistance of fuel cladding during the long-term core cooling after loss-of-coolant accidents (LOCAs) was investigated by performing cyclic four-point bending tests (4PBTs) of up to 1000 cycles with fresh fuel cladding samples that experienced integral thermal shock test, simulating LOCA conditions, including ballooning, rupture, oxidation, and quench. 4PBTs were performed on the samples that survived the quenching process. The results showed that up to 1000 cycles and 5.8 Nm of cyclic loading moment, there was no apparent effect on the bending fracture limit of the fuel cladding under the 4PBT. The scatter of the bending fracture limit for a given equivalent cladding reacted (ECR) evaluated by the Baker-Just oxidation rate equation (BJ-ECR) is attributed to two primary factors: first, the difference between the prescribed and the actual oxidation behavior, confirmed by comparing the BJ-ECR and the ECR evaluated based on metallographic observation (M-ECR), and second, the variated shape of the rupture-opening area after the integral thermal shock test. The strength of the alpha phase-dominant zone near the rupture opening seems to contribute to the bending fracture limit.

論文

In situ neutron diffraction analysis of microstructural evolution-dependent stress response in austenitic stainless steel under cyclic plastic deformation

熊谷 正芳*; 黒田 雅利*; 松野 崇*; Harjo, S.; 秋田 貢一*

Materials & Design, 221, p.110965_1 - 110965_8, 2022/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:48.81(Materials Science, Multidisciplinary)

Microstructural evolution in austenitic stainless steels during cyclic plastic deformation has been studied via diffraction line profile analysis; however, their microstructure-dependent mechanical response upon stress partitioning in the matrix (austenite) and deformation-induced martensite has remained largely unexplored. In this study, the stress response analysis of austenitic stainless steel was performed using neutron diffraction, to evaluate the phase stresses in the austenite and martensite, and the relation with dislocation data was discussed.

論文

The Multiaxial creep-fatigue failure mechanism of Mod. 9Cr-1Mo steel under non-proportional loading; Effect of strain energy on failure lives

小川 文男*; 中山 雄太*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*

Transactions of the Indian National Academy of Engineering (Internet), 7(2), p.549 - 564, 2022/06

改良9Cr-1Mo鋼の非比例多軸クリープ疲労負荷におけるひずみエネルギーベースの寿命評価法を提案する。非弾性ひずみエネルギー密度は、ヒステリシスループ内の面積として算出した。また平均応力の影響を実験的に検討し、非弾性ひずみエネルギー密度とクリープ疲労寿命の関係を調べた。ヒステリシスループの調査から、最大応力の低下は破損寿命の延長につながるが、ひずみ保持中の応力緩和は強度低下を引き起こすことがわかった。そこで、ヒステリシスループの最大応力とひずみ保持中の最小応力の影響を考慮した非弾性ひずみエネルギー密度の補正法を提案し、単軸および非比例多軸荷重のひずみエネルギー密度を求めた。これらの結果をもとに、非比例多軸荷重下でのクリープ疲労寿命を支配するメカニズムについて考察した。

論文

Evaluation of multiaxial low cycle creep-fatigue life for Mod.9Cr-1Mo steel under non-proportional loading

中山 雄太*; 小川 文男*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*

ISIJ International, 61(8), p.2299 - 2304, 2021/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.7(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

高温において多軸負荷を受ける改良9Cr-1Mo鋼のクリープ疲労強度について述べる。中空円筒試験片を用いて、さまざまなひずみ波形での低サイクル疲労試験を実施した。低サイクル疲労試験は、軸ひずみを固定した比例負荷と、軸ひずみとせん断ひずみの位相差が90度の非比例負荷の下で実施した。応力緩和とひずみ保持が破壊寿命に及ぼす影響を検討するために、さまざまなひずみ速度での低サイクル疲労試験とさまざまな保持時間でのクリープ疲労試験も実施した。2種類の多軸クリープ疲労寿命評価方法を提案した。第一の方法は、非比例負荷係数とクリープ損傷を考慮したマンソンのユニバーサルスロープ法を使用してひずみ範囲を計算する。第二の方法は、線形損傷則を用いて非比例負荷係数を考慮して疲労損傷を計算し、修正延性損耗則からクリープ損傷を計算する。第二の方法は精度が優れ、第一の方法はそれより精度は劣るが、実用性が高い。

論文

Study on the predictive evaluation method for loads acting on roof and sidewall of cylindrical tank in nonlinear sloshing based on simplified equations

池末 俊一*; 森田 英之*; 石井 秀和*; 佐郷 ひろみ*; 横井 忍*; 山本 智彦

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 8 Pages, 2021/07

本論文では、円筒形タンクの非線形スロッシング条件に対して、屋根に作用する垂直荷重と側壁に作用する水平荷重を評価できる新しい方法を提案した。この方法は、過去の研究で提案された液面レベルと速度の簡略化された方程式と、既存のモデルから変更された新しい圧力モデルの組み合わせである。この方法は簡略化された方程式で構成されているため、CFD解析のような長い計算時間は必要ない。この方法の有効性は、CFDおよび試験と比較することによって確認した。そして、その結果から、この方法の改善に関する今後の課題が明らかとなった。

論文

福島第一原子力発電所における事故対応ワークロード分析に基づく緊急時対応力向上に関する研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.55 - 68, 2019/06

本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の緊急時対策本部における事故時のワークロードマネジメントを分析することにより、緊急時対応力向上を目的としたものである。選定した事象は、緊急時対応力が求められた福島第一原子力発電所の3号機におけるHPCIの停止による原子炉注水停止から、原子炉への注水回復を暫定的に回復することに成功した時間帯の緊急時対策本部の対応である。テレビ会議システムの映像を文字起こししたデータを基本データとし、会議録では事実関係の把握が難しい時には、各報告書や調書を参照した。また、ワークロードマネジメントを評価する手法は、Crew Resource Managementの手法を参照した。本研究により、発電所対策本部のワークロードマネジメントの実態が明らかになるとともに、緊急対応力向上のために、発電所対策本部および関係する外部組織に求められる課題が明らかになった。

論文

In-vessel thermal-hydraulics analyses of the ASTRID-600MWe reactor with STAR-CCM+ code to supply boundary conditions for mechanical evaluation

小野田 雄一; 近澤 佳隆; 中村 博紀*; Barbier, D.*; Dirat, J.-F.*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

仏実証炉ASTRIDは、その炉寿命として60年を目標としている。これを達成するための予備的設計評価を通じて、交換不可能な原子炉容器内機器への熱負荷に対する構造健全性に関する技術課題が明らかとなってきた。そのような機器の一つが、原子炉容器内の一次冷却材高温槽と低温槽とを区分している内容器である。この内容器の寿命を、フランスの構造規格であるRCCMrXに沿って評価する必要があるが、このためには構造健全性の観点から最も不利な条件となる熱流動過渡を同定する必要がある。この過渡の候補としてScram(通常の緊急炉停止)とLoss of grid(外部電源喪失)を選定し、原子炉容器内の3次元熱流動解析を実施して、最も不利な過渡条件の同定を試みた。その結果、Loss of gridの場合、流量の低下によって原子炉容器内冷却材の温度成層化が顕著となり、内容器板厚内の温度分布が通常運転時と逆転する結果となった。この結果は構造物に対する熱負荷の観点からはより厳しいものとなる。この論文では、熱流動過渡条件下における内容器の温度変化を詳細に解析した結果を示した。次の段階では、ここで得られたデータを用いて、内容器構造の寿命期間中における構造健全性を評価する。

論文

Synergetic strengthening of layered steel sheet investigated using an ${it in situ}$ neutron diffraction tensile test

Kim, J. G.*; Bae, J. W.*; Park, J. M.*; Woo, W.*; Harjo, S.; Chin, K.-G.*; Lee, S.*; Kim, H. S.*

Scientific Reports (Internet), 9, p.6829_1 - 6829_7, 2019/05

 被引用回数:14 パーセンタイル:53.24(Multidisciplinary Sciences)

Synergetic strengthening induced by plastic strain incompatibility at the interface, and the resulting extra geometrically necessary dislocations (GNDs) generated during plastic deformation, were investigated to understand the origin of extra strength in heterogeneous structured (Hs) materials. The mechanism of extra GND generation in twinning-induced plasticity (TWIP)-interstitial free (IF) steel layered sheet was quantitatively analyzed by conducting ${it in situ}$ neutron scattering tensile test. The extra GNDs can be correlated with the back-stress evolution of the HS materials, which contributes to the strength of layered materials. Because of the back-stress evolution caused by load partitioning, the strength of TWIP-IF layered steel is higher than the strength estimated by the rule-of-mixtures.

論文

Failure behavior analyses of piping system under dynamic seismic loading

宇田川 誠; Li, Y.; 西田 明美; 中村 いずみ*

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 167, p.2 - 10, 2018/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.49(Engineering, Multidisciplinary)

地震荷重に対する原子炉圧力バウンダリ配管系の構造健全性の確保は重要である。本研究では、動的地震荷重条件下における配管系の耐力を明らかにすることを目的として、防災科学技術研究所で実施された三次元配管系動的加振試験を対象に、動的弾塑性有限要素解析を実施した。その結果、配管系の固有振動数、固有モード、応答加速度、エルボ開閉変位、歪履歴、破損箇所及び低サイクル疲労寿命について、解析結果は実測値と概ね一致し、本論文で示された解析手法は動的地震荷重条件下の配管系の破損挙動の評価に適用できることを確認した。

論文

計算科学シミュレーションコードSPLICEによるレーザ溶融・凝固プロセスの評価

村松 壽晴

第89回レーザ加工学会講演論文集, p.115 - 119, 2018/05

本講演では、加工材料にレーザ光が照射されてから加工が完了するまでの複合物理過程を定量的に取扱えるようにするために開発中の計算科学シミュレーションコードSPLICEの概要と各種レーザ加工プロセスへの適用例を実験結果などとともに紹介する。更に、加工プロセスに対する設計空間を可視化することにより、レーザ加工に付随するオーバーヘッドを大幅に低減させ得る方法として、SPLICEコードをディジタルモックアップ装置として利用するフロントローディングに対する実現見通しについて述べる。

論文

高速増殖原型炉もんじゅ廃止措置と燃料体取出し作業に向けて

古賀 和浩*; 鈴木 和則*; 浜野 知治; 高木 剛彦

FAPIG, (194), p.6 - 11, 2018/02

高速増殖原型炉もんじゅは、2016年12月21日の原子力関係閣僚会議において、廃止措置が決定した。その後、2017年6月13日に「廃止措置に関する基本的な計画」が文科相へ提出され、廃止措置の第1段階である燃料体取出し期間(約5.5年)がスタートした。富士電機は、燃料体取出し作業の安全な作業遂行に向けて、事業者の日本原子力研究開発機構に協力して各種準備を進めているところである。本稿では、燃料体取出し作業に向けた、点検等の準備状況の概要を紹介する。

論文

Engineering applications using probabilistic aftershock hazard analyses; Aftershock hazard map and load combination of aftershocks and tsunamis

崔 炳賢; 西田 明美; 糸井 達哉*; 高田 毅士*

Geosciences (Internet), 8(1), p.1_1 - 1_22, 2018/01

AA2017-0570.pdf:1.96MB

東北地方太平洋沖地震の後、非常に広い領域において余震が多発した。ことのよう余震により二次災害や救助活動・復旧作業の遅れが発生した。しかし、本震が発生する前に余震ハザードを評価することは不確実さが大きいため容易ではない。一方、巨大地震が発生すると、大きな不確実さのもとで意思決定をしないといけないので、その不確実さを定量化することは重要である。われわれは将来の巨大地震に対する復旧活動計画のための確率論的余震ハザード解析法について発表した。本稿では、提案された確率論的余震ハザード解析の活用法について検討し、工学的応用例を示す。まず、復旧活動計画に活用するための余震ハザードマップを提案する。続いて、避難ビルや原子力施設等の耐津波設計における余震と津波の同時考慮のための荷重耐力係数を導出する手法について提案する。

論文

Investigation of absorption characteristics for thermal-load fluctuation using HTTR

栃尾 大輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 中川 繁昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(1), p.13 - 21, 2017/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.58(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではGTHTR300Cの設計研究を行っている。水素製造施設のような熱利用系において発生した異常による熱負荷の変動が発生した場合でも、原子炉システムは、安定かつ安全な運転、更に安定な電力供給を継続することが求められている。そのためには、熱負荷変動を原子炉システムで吸収でき、安定かつ安全な運転を継続できることを実証する必要がある。原子力機構では、原子炉及びIHXによる熱負荷変動吸収特性を明らかにするために、核熱を伴わない熱負荷変動吸収試験を計画・実施した。その結果、原子炉は予想より大きな吸収容量を有しており、IHXも熱利用系で発生した熱負荷変動を吸収できることを明らかにすることができた。このことから、原子炉及びIHXは、熱利用系で発生した熱負荷変動の有意な吸収容量を有していることを確認した。さらに、RELAP5/MOD3に基づいた安全評価コードは、熱負荷変動吸収挙動を保守的に評価できることを確認した。

報告書

MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置

田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*

JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12

JAEA-Technology-2016-029.pdf:5.34MB

大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。

論文

Simulation of beam behavior caused by odd harmonics of beam loading in J-PARC RCS

山本 昌亘; 野村 昌弘; 島田 太平; 田村 文彦; 原 圭吾*; 長谷川 豪志*; 大森 千広*; 戸田 信*; 吉井 正人*

Proceedings of 7th International Particle Accelerator Conference (IPAC '16) (Internet), p.3443 - 3445, 2016/06

J-PARC RCSでは、ハーモニック数2において2バンチを加速している。このため、ビーム電流の主なフーリエ成分は偶数次となる。しかし、奇数次成分は初期において非常に小さな成分しか持たないにも関わらず、ある条件下では増大することがある。粒子トラッキングシミュレーションが示唆するところでは、2つのバンチの離合及びバンチ幅の増大・減少が奇数次のウエイク電圧によって引き起こされ、それが奇数次込のポテンシャルとうまく同期することで、ビームが不安定になることが分かった。RCSにおける奇数次のビーム負荷効果について、粒子追跡シミュレーションの結果を示す。

論文

An Investigation on mechanical properties of in-situ rock mass at the Horonobe Underground Research Laboratory

津坂 仁和*; 稲垣 大介*; 丹生屋 純夫*; 城 まゆみ*

Proceedings of 8th Asian Rock Mechanics Symposium (ARMS-8) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/10

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been promoting the Horonobe Underground Research Laboratory Project in Hokkaido since 2001 to enhance the reliability of relevant disposal technologies through investigations of the deep geological environment in sedimentary rocks of Japan. In the project, investigations on mechanical property of in-situ rock mass were conducted in order to evaluate the methodology to build a mechanical dataset of the rock mass based on the results of laboratory tests using rock cores and borehole logs. In this paper, the methodology to be applied for the surface-based investigation around the URL was studied based on the results of in-situ investigation in the galleries at 250 m and 350 m depths.

論文

Reduced divertor heat loads, plasma shape effects, and radial electric field structures in JFT-2M HRS H-mode plasmas

神谷 健作; 川島 寿人; 井戸 毅*; 大山 直幸; Bakhtiari, M.*; 河西 敏; 草間 義紀; 三浦 幸俊; 小川 宏明; 都筑 和泰; et al.

Nuclear Fusion, 46(2), p.272 - 276, 2006/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:10.71(Physics, Fluids & Plasmas)

JFT-2Mでは今回プラズマ周辺部のパラメータを詳細に調べ、HRS Hモードの運転領域をペデスタルパラメータの観点から調べた。HRS Hモードはプラズマ周辺部のパラメータが高密度・低温状態で観測され易く、低密度・高温状態では大振幅のELMが発生した。密度,温度、及び安全係数をスキャンした結果、プラズマ周辺部の規格化衝突周波数が運転領域を決定する重要なパラメータの一つであることが示唆され、ELMy/HRS運転領域境界は規格化衝突周波数が1付近に存在することがわかった。

論文

Performance of the LH antenna with carbon grill in JT-60U

関 正美; 森山 伸一; 篠崎 信一; 長谷川 浩一; 平内 慎一; 横倉 賢治; 下野 貢; 寺門 正之; 藤井 常幸

Fusion Engineering and Design, 74(1-4), p.273 - 277, 2005/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:24.17(Nuclear Science & Technology)

LHアンテナはJT-60Uでの電流駆動実験等に対して貢献してきたが、LHアンテナ開口部は熱負荷でダメージを受け、入射パワーは年々低下してきた。入射パワーを回復するために、世界的にも初めての試みとなるLHアンテナ開口部に炭素製グリルを取付ける改造をした。炭素材は高耐熱性を持ち、かつプラズマの閉じ込め性能劣化させない低Z材である。炭素製グリルは、ベースフレームと高周波接触子それに炭素製先端部から成る。ベースフレームは既設のLHアンテナ開口部へ溶接され、高周波接触子はベースフレームと炭素製先端部の間の電気接触を改善する。先端部はグラファイトあるいは炭素繊維材から作られ、交換可能とするためボルトでベースフレームに取付けられるように工夫した。また実験実施後にグラファイトと炭素繊維材からできた先端部の性能を比較することができる。取付け工事の後、コンディショニングが順調に進捗し、プラズマの位置を制御することで良好な結合特性を実現し、高周波エネルギー最大約5MJのプラズマへの入射を達成した。さらに予想通りプラズマ電流を駆動していることを観測し、炭素製グリル付きLHアンテナの基本性能を確認した。

論文

Effective thermal conductivity of a compressed Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed

谷川 尚; 秦野 歳久; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 75-79, p.801 - 805, 2005/11

 被引用回数:38 パーセンタイル:91.01(Nuclear Science & Technology)

固体増殖ブランケットにおける微小球充填層の熱機械特性を明らかにするため、圧縮荷重下におけるLi$$_2$$TiO$$_3$$充填層の実効熱伝導率を測定した。荷重試験機に熱線法による熱伝導率測定装置を組み込み、温度,雰囲気,機械荷重を制御しつつ、充填層の応力-ひずみ特性と実効熱伝導率とを同時測定した。673$$sim$$973Kの温度範囲において、圧縮変形による実効熱伝導率の増加を明らかにした。また、充填層に加えられた温度や圧縮の履歴によって実効熱伝導率が増加し、その効果が圧縮変形の増加によって理解できることを示した。

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