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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.
飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄
JAEA-Data/Code 2018-013, 60 Pages, 2018/11
JAEA-Data-Code-2018-013.pdf:1.67MB
原子炉圧力容器の健全性を判断する上で、破壊靱性をはじめとする材料の機械的特性は重要な情報となる。本レポートは、日本原子力研究開発機構が取得した中性子照射材を含む原子炉圧力容器鋼材の機械的特性、具体的には引張試験, シャルピー衝撃試験, 落重試験及び破壊靱性試験の公開データをまとめたものである。対象とした材料は、初期プラントから最新プラント相当の不純物含有量及び靱性レベルで製造されたJIS SQV2A(ASTM A533B Class1)相当の5種類の原子炉圧力容器鋼である。また母材に加え、原子炉圧力容器の内張りとして用いられている2種類のステンレスオーバーレイクラッド材の機械的特性データについても記載した。これらの機械的特性データは、材料ごとにグラフで整理するとともに今後のデータの活用しやすさを考慮して表形式でリスト化した。
飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10
被引用回数：14 パーセンタイル：54.45(Engineering, Mechanical)ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度(
)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いてを評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.103 - 112, 2004/10
被引用回数：1 パーセンタイル：10.03(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mmの鋼製圧力容器である。HTTRの原子炉圧力容器の通常運転時温度は約400
Cであるため、軽水炉圧力容器用合金鋼よりもクリープ強度に優れた2 1/4Cr-1Mo鋼が、原子炉圧力容器用材料として、日本で初めて採用されている。この温度では、鋼材の熱脆化が問題となるため、独自に高温ガス炉仕様を定め、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量化学成分を制限している。本論文は、HTTRの原子炉圧力容器の設計(特に、材料),製作,試験,供用期間中検査等についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)
橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫
Elevated Temperature Design and Analysis, Nonlinear Analysis, and Plastic Components, 2004 (PVP-Vol.472), p.39 - 44, 2004/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mm(胴部)160mm(上鏡)の縦置円筒型圧力容器である。HTTRの原子炉入口冷却材温度は軽水炉よりも高温となるため、原子炉圧力容器材料として、2 1/4Cr-1Mo鋼が選ばれている。原子炉圧力容器の照射量は、110
n/cm(E1MeV)以下と予測されているため、照射脆化は無視できるが、熱脆化について考慮する必要がある。HTTRでは、原子炉圧力容器の脆化低減対策として、J-factor及びX-barの脆化パラメーターを用いて、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量不純物成分を制限している。本報は、HTTR原子炉圧力容器の設計,製造,供用期間中検査技術等についてまとめたものである。
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。
寺戸 昇輝*; 橘 幸男; 國富 一彦; 深谷 好夫
JAERI-Tech 96-034, 120 Pages, 1996/08
高温工学試験研究炉(HTTR)に用いる原子炉圧力容器(RPV)は、内部に炉心を構成する燃料体等を収納し、原子炉冷却材圧力バウンダリの一部を形成するものであり、HTTRの最重要機器の一つである。RPVは定常運転時に約400Cと高温になるため、主要材料に高温強度の優れた21/4Cr-1Mo鋼をRPV材料として初めて使用した。RPVの構造設計は、非クリープ温度域では発電用原子力設備の構造等の技術基準に準拠した技術基準を、クリープ温度域では新たに策定された高温構造設計指針及び材料強度基準に基づき健全性を確認した。平成6年8月に原子炉格納容器内にRPVの圧力容器胴を据付け、内部に炉内構造物等を組立てた後、圧力容器ふたを締結し、平成8年3月に原子炉冷却系統施設との系統耐圧漏洩検査を受検した。
塚田 隆; 鈴木 雅秀; 川崎 了
Proceedings of Three Mile Island Reactor Pressure Vessel Investigation Project Open Forum, p.151 - 163, 1994/00
TMI-2炉圧力容器下部ヘッドの事故時到達温度の推定は、TMI容器検査計画(TMI-VIP)における主目的のひとつである。この計画では主として圧力容器鋼A533B母材の金属組織を調べることにより到達温度の評価が行われている。しかし、さらに圧力容器オーバーレイクラッド鋼(308ステンレス)についても微細組織を検討することにより温度推定を行うことが可能である。本報では、まず308ステンレス鋼及び計装ノズルに使用されているインコネル600合金について金属組織と温度の関係を検討し、次にアーカイブ材であるMidland炉容器鋼を供試材とした熱処理及び金属組織検査の結果を述べた。アーカイブ材試験により、到達温度推定に母材とクラッドの界面付近の組織変化、
-フェライトの析出状態等情報が有用であることを示した。また、これらの検討及び試験結果に基づき、TMI-2炉容器鋼の検査から得られているオーバーレイ組織の検討を行い、それらの到達温度の推定を行った。
須藤 亮*; 宮園 昭八郎
JAERI-M 83-086, 103 Pages, 1983/06
軽水炉圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する海外(米国、フランス、西ドイツ、イギリス)での最近の研究動向を調査した。調査結果は1)照射脆化感受性に及ぼす鋼材の化学成分の影響、2)照射材の照射後焼鈍による靭性の回復、3)破壊力学的手法による照射材の靭性評価、4)疲労き裂進展挙動に及ばす照射の効果、に分類した。1)では、銅(Cu)、リン(P)、ニッケル(Ni)等の影響、およびRegulator Guide等の現行のGuidelineの妥当性を評価、検討した研究が含まれている。2)では、照射脆化の進行を押えるための照射後焼鈍条件、焼鈍方法等を検討した研究が示されている。3)では、照射材の破壊靭性値とシャルピー衝撃値とを相関づけた研究、弾塑性破壊力学に基づく照射材のJ-R曲線を求めた研究等が示されている。4)に関しては、大気中での照射材の疲労き裂進展挙動を調べた研究が多く、実機環境中での研究は現段階では比較的少ない。
庄子 哲雄*; 中島 甫; 辻 宏和; 高橋 秀明; 近藤 達男
Corrosion Fatigue; Mechanics, Metallurgy, Electrochemistry and Engineering, p.256 - 286, 1983/00
原子炉一次系を近似した高温水環境によるき裂成長の加速におよぼす材料のミクロ組織と降伏強度の影響ならびに割れの加速機構を明らかにするため、SA533B鋼をはじめとして、SA387,SA542,SA543,JIS,SPV,46QおよびAISI4340鋼について疲労試験と低歪速度引張試験を大気中と高温水中で実施した。疲労試験では材料の降伏強度が高いほど環境によるき裂成長の加速が生じ、さらに加速の程度は応力比が0.1より0.5のほうが著しい。低歪速度引張試験においても疲労試験の場合と同様に材料の降伏強度が高いほどき裂成長の加速及びJi値の減少が著しい。さらに大気中における時間ベースのき裂成長速度を横軸に、高温水中における時間ベースのき裂成長速度を縦軸に取ったき裂成長線図を用いて疲労試験と低歪速度引張試験により得られたき裂成長速度を比較し、両者の間に良い対応関係のあることがわかった。
井形 直弘*; 渡辺 勝利; 佐東 信司*
ASTM Special Technical Publication 529, p.63 - 74, 1973/00
圧力容器用鋼に対する照射挙動の知見を得る為に、内部摩擦、電顕観察及び引張試験によって、Ni,Cr,Mo,Cu,の役割を調べた。用いた試料はFe-1%Ni,Fe-0.25%Cr,Fe-0.5%Mo,Fe-0.2%Cu合金である。照射条件は照射量が(1~3)10
nvt(1MeV)、照射温度が60C~70Cである。照射後焼なましは150~450Cの温度範囲で行なった。得られた結果より、照射硬化は複合欠陥の量と対応する固溶Nの量と密接に関連していることが分った。また照射硬化は固溶N(又はC)との相互作用の強さで主として解釈された。
