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Li, L.*; 宮本 吾郎*; Zhang, Y.*; Li, M.*; 諸岡 聡; 及川 勝成*; 友田 陽*; 古原 忠*
Journal of Materials Science & Technology, 184, p.221 - 234, 2024/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)Dynamic transformation (DT) of austenite (
) to ferrite (
) in the hot deformation of various carbon steels was widely investigated. However, the nature of DT remains unclear due to the lack of quantitative analysis of stress partitioning between two phases and the uncertainty of local distribution of substitutional elements at the interface in multi-component carbon steels used in the previous studies. Therefore, in the present study, a binary Fe-Ni alloy with + duplex microstructure in equilibrium was prepared and isothermally compressed in + two-phase region to achieve quantitative analysis of microstructure evolution, stress partitioning and thermodynamics during DT. to DT during isothermal compression and to reverse transformation on isothermal annealing under unloaded condition after deformation were accompanied by Ni partitioning. The lattice strains during thermomechanical processing were obtained via in-situ neutron diffraction measurement, based on which the stress partitioning behavior between and was discussed by using the generalized Hooke's law. A thermodynamic framework for the isothermal deformation in solids was established based on the basic laws of thermodynamics, and it was shown that the total Helmholtz free energy change in the deformable material during the isothermal process should be smaller than the work done to the deformable material. Under the present thermodynamic framework, the microstructure evolution in the isothermal compression of Fe-14Ni alloy was well explained by considering the changes in chemical free energy, plastic and elastic energies and the work done to the material. In addition, the stabilization of the soft phase in Fe-14Ni alloy by deformation was rationalized since the to transformation decreased the total Helmholtz free energy by decreasing the elastic and dislocation energies.
山崎 泰広*; 篠宮 啓介*; 奥村 忠晴*; 鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久; 中村 唯我*
Quantum Beam Science (Internet), 7(2), p.14_1 - 14_12, 2023/05
The suspension plasma spray (SPS) technique has attracted attention because of its various microstructures, which can be achieved by mixing submicron spray particles with a solvent to form a suspension. Thermal barrier coatings (TBCs) with a columnar structure, which might achieve high strain tolerance, can be obtained using the SPS technique. In this study, the internal stress distribution of the SPS-TBC with different columnar structures was evaluated by hybrid measurement using high-energy synchrotron X-ray diffraction analysis and laboratory low-energy X-rays. The effect of microstructure on the internal stress distribution of the SPS-TBC was discussed on the basis of the experimental results. In addition, the in-plane internal stress was decreased by decreasing the column diameter. The thin columnar microstructure of the SPS-TBC has superior strain tolerance. The internal stresses in the column of the SPS-TBC are periodic decrements caused by stress relaxation in porous layers.
Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.
Journal of Pressure Vessel Technology, 142(5), p.051501_1 - 051501_10, 2020/10
被引用回数：2 パーセンタイル：15.81(Engineering, Mechanical)Structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) is essential for the safe operation of nuclear power plants. For RPVs in pressurized water reactors (PWRs), the assessment should be performed by considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. To assess the structural integrity of an RPV, a traditional method is usually employed by comparing fracture toughness of the RPV material with the stress intensity factor (
) of a crack postulated near the RPV inner surface. When an underclad crack (i.e., a crack beneath the cladding of an RPV) is postulated, of this crack can be increased owing to the plasticity effect of cladding. This is because the yield stress of cladding is lower than that of base metal and the cladding may yield earlier than base metal. In this paper, detailed three-dimensional (3D) finite element analyses (FEAs) were performed in consideration of the plasticity effect of cladding for underclad cracks postulated in Japanese RPVs. Based on the 3D FEA results, a plasticity correction method was proposed on calculations of underclad cracks. In addition, the effects of RPV geometries and loading conditions were investigated using the proposed plasticity correction method. Moreover, the applicability of the proposed method to the case which considers the hardening effect of materials after neutron irradiation was also investigated. All of these results indicate that the proposed plasticity correction method can be used for calculations of underclad cracks and is applicable to structural integrity assessment of Japanese RPVs containing underclad cracks.
Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信
Nuclear Technology, 205(1-2), p.188 - 199, 2019/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)To perform basic research and development to realize future accelerator-driven systems, a lead-bismuth eutectic (LBE) alloy spallation target will be installed within the framework of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project, Japan Atomic Energy Agency. The target will be bombarded by high-power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, and 0.5 ms in pulse duration). The Beam Window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions that occur, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress, and various kinds of damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain an adequate safety margin. Our previous research indicates that there is a stagnant flow region in the LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of the target, which causes high temperature and concentration of stress on the BW. On the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs are studied in the current research to reduce/move the stagnant flow region from the BW tip and to increase the target safety margin. Thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs are carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrate that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in the LBE. As a consequence, the concentration of thermal stress on the BW is released and greatly decreased. The safety margin of the target is improved through this study.
知見 康弘; 岩田 景子; 飛田 徹; 大津 拓与; 高見澤 悠; 吉本 賢太郎*; 村上 毅*; 塙 悟史; 西山 裕孝
JAEA-Research 2017-018, 122 Pages, 2018/03
JAEA-Research-2017-018.pdf:44.03MB
原子炉圧力容器の加圧熱衝撃(Pressurized Thermal Shock: PTS)事象に対する構造健全性評価に与える影響項目の一つである高温予荷重(Warm Pre-stress: WPS)効果は、高温時に予め荷重を受けた場合に、冷却中の荷重減少過程では破壊が生じず、低温での再負荷時の破壊靱性が見かけ上増加する現象である。WPS効果については、主として弾性データによって再負荷時の見かけの破壊靱性を予測するための工学的評価モデルが提案されているが、試験片の寸法効果や表面亀裂に対して必要となる弾塑性評価は考慮されていない。本研究では、実機におけるPTS時の過渡事象を模擬した荷重-温度履歴を与える試験(WPS効果確認試験)を行い、WPS効果に対する試験片寸法や荷重-温度履歴の影響を確認するとともに、工学的評価モデルの検証を行った。再負荷時の見かけの破壊靭性について、予荷重時の塑性の程度が高くなると試験結果は工学的評価モデルによる予測結果を下回る傾向が見られた。比較的高い予荷重条件に対しては、塑性成分等を考慮することにより工学的評価モデルの高精度化が可能となる見通しが得られた。
島田 太平; 野村 昌弘; 田村 文彦; 山本 昌亘; 杉山 泰之*; 大森 千広*; 長谷川 豪志*; 原 圭吾*; 吉井 正人*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 875, p.92 - 103, 2017/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Instruments & Instrumentation)Magnetic alloy cores loaded in radio frequency cavities are employed to achieve a high field gradient in the 3-GeV Rapid-Cycling Synchrotron of the Japan Proton Accelerator Research Complex. We use three core-types, which were manufactured in three different processes. Buckling occurred in some cores of only one of the three core types. In order to find out the mechanism of buckling, we measured thermal deformations of the two core types, which had not buckled and the core types, which had buckled, while changing their temperatures by RF heating in air. Furthermore, we calculated the thermal stress using the results of the experiments. These experiments yielded that there was no remarkable difference in the strength of thermal stress between the core types, which had not buckled, and the core types, which had buckled; however, that there was a clear difference in the behavior of thermal deformations. The local deformations appeared, when a certain temperature was exceeded, and accelerated with temperature rise in the buckled core types. This was not seen with core types that didn't show the buckling problem. We conclude that the repetition of these catastrophic and local deformations, which are accelerated with the temperature rises, lead to the buckling. This result contributes to the stable operation of RCS.
Wan, T.; 大林 寛生; 佐々 敏信
Proceedings of 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2017/09
To realize the future Accelerator-driven systems (ADSs), an ADS Target Test Facility (TEF-T) will be constructed within the framework of Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC) project to carry out basic R&Ds. A LBE spallation target will be installed in the TEF-T facility and be bombarded by high power pulsed proton beams (250 kW, 400 MeV, 25 Hz, 0.5 ms in pulse duration). The beam window (BW) of the spallation target is critical because it should survive under severe conditions, i.e., high temperature, high irradiation, intense stress and various occurred damage. Therefore, the target vessel should be carefully designed to obtain enough safety margin. Our previous research indicated that there are stagnant flow region in LBE at the BW tip due to the symmetric configuration of target, which causes high temperature and stress concentration on the BW. To reduce/move the stagnant flow region from BW tip and to increase the target safety margin, on the basis of our previous work, three types of upgraded target head designs were performed steadily in the present study. The thermal-hydraulic analyses and structural analyses for the target head designs have been carried out numerically under a steady-state condition. Results illustrated that the designs can almost eliminate the stagnant flow region in LBE. As a consequence, the thermal stress concentration on BW has been released and greatly decreased. The safety margin of target has been improved through this study.
秋田 貢一; 柴原 正和*; 生島 一樹*; 西川 聡*; 古川 敬*; 鈴木 裕士; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Vladimir, L.*
溶接学会論文集(インターネット), 35(2), p.112s - 116s, 2017/06
Residual stresses near the weld metal of the joints before and after a thermal cycle were measured using a reactor based neutron diffraction technique in room temperature. In-situ residual stress measurements were performed on the plate type sample using a pulsed neutron diffraction technique under thermal cycles. Residual stress behaviors of the samples were examined also by the idealized explicit FEM (IEFEM), which agreed well with the experimental results of the residual stress behaviors during thermal cycles. Thermal stresses were induced near the weld metal by the difference of the linear expansion coefficients of the dissimilar base metals. Since the thermal stress exceeded the yield stress of the material during the first heating process, the residual stresses near the weld metal were redistributed and a part of the residual stress was relaxed.
武井 早憲; 小林 仁*
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(12), p.1032 - 1039, 2005/12
被引用回数：3 パーセンタイル：24.22(Nuclear Science & Technology)大強度陽子加速器施設において、ビームパルスを制御する電磁石が故障すると、制御を外れたパルスが加速器に入射され、熱衝撃損傷を生じることがある。J-PARCのような大強度施設において、このような損傷を防ぐために機器保護システム(MPS)を適正に設計することが重要である。本論文において、MPSが動作を開始する前にビーム入射が許容される時間を、材料における熱応力と降伏点の関係に着目して簡易に評価する方法を導出した。導出した評価方法をJ-PARCに適用したところ、J-PARCの各コンポーネントに対して入射許容時間は1.5
330
sとなった。
粉川 広行; 石倉 修一*; 佐藤 博; 原田 正英; 高玉 俊一*; 二川 正敏; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎; 明午 伸一郎; 前川 藤夫; et al.
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.178 - 183, 2005/08
被引用回数：8 パーセンタイル：49.16(Materials Science, Multidisciplinary)JSNSのために開発を進めているクロスフロー型(CFT)水銀ターゲットでは、ビーム窓近傍での水銀の停滞領域発生を抑制するために、水銀を陽子ビームに直交するようにフローガイドブレードに沿って流す。これまで、水銀のモデルに弾性モデルを用いて動的応力解析を行ってきた。しかしながら、実際に陽子ビームを用いた最近の実験結果から、水銀のモデルにカットオフ圧力モデルを用いた方が実験結果に近い動的応力が得られることが示された。そこで、カットオフ圧力モデルを用いて動的応力解析を行った結果、半円筒型ビーム窓に発生する動的応力が、平板型ビーム窓に発生する応力よりも低くなることを明らかにした。また、陽子ビームを広げてピーク発熱密度を218W/ccまで低減して、ビーム窓の発生応力を許容応力以下にした。一方、陽子ビーム窓を広げたため、フローガイドブレード先端の発熱密度が高くなり、許容応力を超える熱応力が発生したが、ブレードの先端の形状を、水銀の流動分布に影響を及ぼさない範囲で薄くすることによって、発生する熱応力を許容応力以下にした。
鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*; 鈴木 雅秀
Proceedings of 2005 ASME/JSME Pressure Vessels and Piping Division Conference (PVP 2005), 12 Pages, 2005/07
原子炉圧力容器に対する加圧熱衝撃事象においては、内面肉盛溶接材と母材との境界で、熱膨張係数の違いにより応力の不連続が生じる。健全性評価のための破壊力学解析においては、この境界付近に存在するき裂に対しては、応力不連続を考慮して応力拡大係数を算出する必要がある。確率論的破壊力学解析においては、膨大な数の破壊力学解析を実施するため、この算出に時間をかけずに、かつ精度の高い手法が必要である。このため、半楕円表面き裂に対する応力不連続に対応できる無次元化応力拡大係数を作成した。この無次元化応力拡大係数は、3次元モデルによるFEM解析から求めた。表面点では、表面付近内部の応力拡大係数から外挿して求める。この無次元化応力拡大係数を用いて、表面及び最深点における応力拡大係数を精度よく、短時間で算出できる。
石倉 修一*; 志賀 章朗*; 二川 正敏; 粉川 広行; 佐藤 博; 羽賀 勝洋; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2005-026, 65 Pages, 2005/03
JAERI-Tech-2005-026.pdf:2.86MB
本報は、大強度陽子加速器計画(J-PARC: Japan Proton Accelerator Complex)の中核施設である物質・生命科学実験施設の核破砕中性子源となる水銀ターゲット容器(3重壁構造)の構造健全性評価を行うための基本データとするために、水銀容器及び保護容器(別名セーフティーハルで2重壁リブ構造)で想定される荷重条件下(水銀容器及び保護容器の内外圧と定常熱応力,水銀容器内の25Hzの熱衝撃に伴う圧力波による応力)で発生する応力値をもとに、実験から求められた照射と壊食による材料強度劣化(疲労寿命の低下)を考慮して、確率論的手法により破損確率の算定を行った。水銀容器と保護容器の破損確率を評価した結果、(1)水銀容器は圧力波による応力サイクルと壊食による疲労強度の低下が大きいために、5000hrを仮定した寿命中の破損確率は12%である。(2)保護容器は圧力波が作用しないために寿命中の破損確率は10
と十分低く、破損する可能性はほとんどない。したがって、万が一水銀容器が破損して水銀が漏洩した場合でも、保護容器が漏洩水銀を収納するとともに、同時に水銀漏洩検知器が機能することにより、漏洩水銀は保護容器内部に閉じ込めることが十分可能であることを定量的に示した。
中村 博雄; 井田 瑞穂*; 松廣 健二郎; Fischer, U.*; 林 巧; 森 清治*; 中村 博文; 西谷 健夫; 清水 克祐*; Simakov, S.*; et al.
JAERI-Review 2005-005, 40 Pages, 2005/03
JAERI-Review-2005-005.pdf:3.52MB
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、核融合炉材料の開発のために、十分な照射体積(500cm
)を有し照射量200dpaまで照射可能な強力中性子束(2MW/m
)を発生可能な加速器型中性子源である。このような中性子を発生させるために、最大エネルギー40MeV,最大電流250mAの重水素ビームを、最大流速20m/sの液体リチウム流ターゲットに入射させる。ターゲット系では、7Be,トリチウムや放射化腐食生成物等が発生する。また、背面壁は、年間50dpaの中性子照射下で使用する必要がある。本報告では、平成16年度の原研におけるターゲット系の活動主要なトピックスとして、ターゲットアセンブリの熱・熱応力解析、放射化腐食性生物によるリチウムループ近接性の影響評価,トリチウムインベントリと透過量評価を取りまとめた。
峰原 英介; 羽島 良一; 飯島 北斗; 菊澤 信宏; 永井 良治; 西森 信行; 西谷 智博; 沢村 勝; 山内 俊彦
Proceedings of 27th International Free Electron Laser Conference (FEL 2005) (CD-ROM), p.305 - 308, 2005/00
原研高出力ERL-FELは10kWよりも高出力高効率FELに拡張された。これは原子力エネルギー産業、とその他の重工業たとえば防衛,造船,化学工業,環境科学,スペースデフリ処理,エネルギー伝送などのために開発されたものである。波長可変,高効率,高平均出力,高ピーク出力,極短パルスを実現するために、エネルギー回収配位を持つ原研独自のコンパクト,自立式,無蒸発型超伝導リニアックによって駆動される効率的な高出力のFELが必要である。このERL-FELに関する議論はこの10kWアップグレードの現状と原子力発電所の廃炉措置を行うための非熱剥ぎ取り,切断,穿孔などの応用と、また小さな立方体の低炭素ステンレス鋼を用いて、定常運転状態での原子力発電所における冷間加工応力腐食割れ故障予防の原理検証を成功裏に実行できたことについて述べられる。
O
接合体の高温曲げ特性佐藤 隆史*; 本橋 嘉信*; 佐久間 隆昭*; 早稲田 一嘉*; 柴田 大受; 石原 正博; 沢 和弘
日本機械学会関東支部茨城講演会(2004)講演論文集(No.040-3), p.55 - 56, 2004/09
将来の高温ガス炉への応用が期待されている超塑性3Y-TZP(3mol%イットリア含有正方晶ジルコニア多結晶体)について、3Y-TZPを接合材としてアルミナを接合させ、その後4点曲げ試験を実施し、接合特性として以下の結論を得た。(1)曲げ温度が接合温度に近づくと残留応力を緩和して曲げ強度が上昇する。(2)高温での接合体の強度は、3Y-TZPの強度及び接合界面の気孔状態に依存する。(3)超塑性3Y-TZPを用いることで、金属材料を用いて接合した場合より優れた強度特性が得られた。
石倉 修一*; 粉川 広行; 二川 正敏; 菊地 賢司; 羽賀 勝洋; 神永 雅紀; 日野 竜太郎
JAERI-Tech 2003-093, 55 Pages, 2004/01
JAERI-Tech-2003-093.pdf:5.41MB
中性子散乱施設用液体金属(水銀)ターゲットの開発における工学的課題を明らかにするために、3GeV/1MWのパルス状陽子ビームがクロスフロー型液体金属ターゲットに入射するときの定常熱応力と動的熱衝撃解析を行った。解析モデルは、実機構造を模擬した半円筒ウィンドウ型と平板ウィンドウ型の2種類の構造を対象とし、NMTC/JAMによる核破砕発熱計算結果をもとに、衝撃解析コードLS-DYNAを用いて解析した。その結果、動的熱衝撃により発生する応力は、最も厳しい環境にあるウィンドウ中心部で半円筒型よりも平板型の方が構造設計上有利であり、応力分類として2次応力的な性質を持つことがわかった。また、ターゲット主要部に発生する応力は曲げ応力,疲労強度ともにJISの基準を満足していることがわかった。ウィンドウ内面で水銀が負圧になりキャビテーションが発生し、ターゲット容器に損傷を与えることが実験により確認されたため、生成するピットとピット先端のき裂を対象に破壊力学的観点から評価した結果、ウィンドウ先端部では定常熱応力により圧縮応力場にあり、き裂は進展しないことがわかった。また、水銀ターゲットを設計するにあたり、今後必要となるキャビテーションの評価手法について整理した。
柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*
JAERI-Data/Code 2001-011, 233 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-011.pdf:7.42MB
軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。破壊力学の最新の知見や計算機性能の向上を踏まえ、新規解析法や詳細解析法の導入により解析精度と信頼性向上を図ることを目標に開発を進め、これまでにPASCAL-Version 1開発をおおむね完了している。本コードは、自動階層別モンテカルロ法、弾塑性破壊評価基準,半楕円亀裂の詳細進展評価機能,焼鈍効果の評価機能等に改良モデル等を導入していることが特徴的である。また、温度・応力分布作成用の専用入力データプロセッサーも用意している。ベンチマーク問題による検証解析及びケーススタディにより解析機能の検証を終えコードが良好に作動することを確認してる。本報告書は、上記開発経過を踏まえPASCALの使用方法と解析理論及び手法等をまとめたものである。
粉川 広行; 二川 正敏; 石倉 修一*; 菊地 賢司; 日野 竜太郎; 衛藤 基邦
International Journal of Impact Engineering, 25(1), p.17 - 28, 2001/01
被引用回数：3 パーセンタイル：23.9(Engineering, Mechanical)原研で開発を進めている中性子散乱施設用ターゲットは、パルス幅1sの大強度陽子ビームによるパルス熱衝撃を受ける。そこで、パルス幅50ns、最大出力1Jのルビーレーザーを用いて熱衝撃試験を行った。また、並行して、有限要素法による数値解析を行った。これらの結果から、熱衝撃による応力(ひずみ)波の伝ぱ挙動として、加熱領域の境界から圧縮の応力波が円板の外側へ伝ぱし、その一方で、慣性力として加熱領域の境界から円板の中央に向かって引張の応力波が伝ぱ・集中して、円板中央で大きな引張応力が発生することが明らかとなった。また、解析結果は、実験結果とひずみ時刻歴及び変位時刻の両方について良く一致しており、本解析手法が動的熱衝撃挙動を良く予測できることを確認した。
古谷 一幸; 佐藤 聡; 秦野 歳久; 戸上 郁英*; 喜多村 和憲*; 三浦 秀徳*; 伊藤 裕*; 黒田 敏公*; 高津 英幸
JAERI-Tech 97-022, 113 Pages, 1997/05
支持脚のバックプレートへの接続を溶接接合構造としたITER遮蔽ブランケットに対し、モジュール支持概念電磁力及び熱・強度解析等による特性評価、製作手順等に関する設計検討を行った。構造設計においては、遮蔽
増殖ブランケットへの交換を考慮し、パージガスライン等の設計概念を反映させた。熱応力解析では、BPPにおけるプラズマ立ち上げ~炉停止までの一連のモードにおいて十分な設計強度を有することを確認すると共に、電磁力解析においては、プラズマディスラプション時にブランケットに発生する応力に対する設計裕度に一部不足がみられるなど、一部設計改善の余地があることを明らかにした。またCu/Cu,ss/ss,及びCu/ssの同時HIP接合方法によるモジュール製作手順等も検討した。
古谷 一幸; 橋本 俊行*; 佐藤 聡; 黒田 敏公*; 中村 孝紀*; 倉沢 利昌; 喜多村 和憲*; 高津 英幸
JAERI-Tech 95-045, 53 Pages, 1995/09
ブランケット(BL)の非正常時(LOFA、LOCA、PEC)における構造健全性の確認の為の熱応力解析を行った。その結果、1)第一壁(FW)、シールド、FWとシールドのLOFA/LOCAにおいてBL各部位が400
Cに達する時間はそれぞれBeの18秒、中央リブの90秒、Beの17秒。2)FW、シールドのLOFA/LOCAにおいてBLが3Smを満足する最高温度はそれぞれCuの280C、中央リブの170C。3)FWのLOFA/LOCA時ではFW温度及び応力の過度な上昇を防ぐ為にプラズマを停止する必要がある。4)FW、シールドのLOFAとLOCAの比較ではどちらの場合も応力、変位量に大きな差は無い。5)1.8GWまでのPECの影響は問題無い。LOFA-Loss of Flow Accident(冷却材流動停止事故) LOCA-Loss of Coolant Accident(冷却材損失事故) PEC-Power Excursion Condition(過出力状態)
