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Sn strand during cooling諏訪 友音*; 辺見 努*; 齊藤 徹*; 高橋 良和*; 小泉 徳潔*; Luzin, V.*; 鈴木 裕士; Harjo, S.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 28(3), p.6001104_1 - 6001104_4, 2018/04
被引用回数：1 パーセンタイル：7.59(Engineering, Electrical & Electronic)NbSn strands, whose properties are very sensitive to stress/strain, are utilized for ITER cable-in-conduit conductor (CICC) of the central solenoids. The NbSn strands experience temperature range of 
1000 K from the temperature of the heat treatment with the initiation of the NbSn reaction to the operation temperature of 4 K. Due to this large temperature range, large thermal strain is induced in the NbSn filaments due to the differences between the coefficients of thermal expansion and Young's moduli of the components of the strand. Therefore, it is considered that initial performance of the CICC is influenced by the thermal strain on the NbSn, and it is important to evaluate the strain state of the NbSn strand at low temperature. In this study, the thermal strain of the components of free NbSn strand was measured by neutron diffraction and stress/strain state was assessed from room temperature to low temperature. As the results of diffraction measurements, it was found that 0.111 % and 0.209 % compressive strain were generated in NbSn filaments at 300 and 10 K, respectively.
Sn strand at cryogenic temperatureHarjo, S.; 川崎 卓郎; 辺見 努; 伊藤 崇芳*; 中本 建志*; 相澤 一也
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.031001_1 - 031001_5, 2015/09
Measurements of thermal strains in the superconducting constituent (NbSn phase) in NbSn strand were performed using BL19 Takumi of MLF, J-PARC. Lattice parameters of NbSn phase change continuously with increasing temperature. To avoid the thermal expansion effect, lattice parameters of the filaments (extracted from the strand) measured at the same temperatures were used to estimate the thermal strains in NbSn phase. As results, thermal strains for axial direction below 50 K are kept roughly constant at large compressive values, while the values are much lower (the difference is 0.13%) than that measured at room temperature.
佐藤 和義; 江里 幸一郎; 谷口 正樹; 鈴木 哲*; 秋場 真人
Proceedings of the 7th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (CREEP7), p.55 - 58, 2001/06
ダイバータ板の熱疲労寿命評価を行うため、ダイバータ模擬試験体を製作し熱疲労試験を行った。試験体は、疲労破壊を容易に発生させるため、スリット付き無酸素銅製熱シンクをクロムジルコニウム銅製冷却管に接合した構造とした。ITER熱負荷条件20MW/m
の熱疲労試験を実施した結果、2400回で熱疲労による水漏れが生じた。数値解析を実施したところ、水漏れが生じた箇所と同じ部分で最大ひずみが観測され、そのひずみ振幅は10%程度であることが明らかとなった。本結果をもとにマンソン・コフィン式で疲労寿命を予測したところ、疲労寿命は300回程度と予測され、同予測式の適用可能性を明らかにした。
田中 勲; 伊藤 治彦; 小森 芳広; 佐藤 利美*
共和技報, 309, p.2195 - 2197, 1983/00
OGL-1高温構造物挙動測定装置は、原子炉運転中に高温配管等の構造物に装着した高温ひずみ計の出力変化を連続的に計測し、その挙動を把握することを目的として開発が進められている。本報告は、溶接型高温ひずみ計の高温での安定性を評価するために、500
C、約5000時間の長期ドリフト試験、室温と500C
20回の熱サイクル試験、ひずみ計を直管及びT字管に取付けて実施したクリープ追従性試験及び500Cで10
回実施したひずみ計疲労寿命試験の結果について述べたものである。試験の結果、供試した高温ひずみ計は500Cにおいて、使用時間が3000~4000時間であれば安定して供用できることがわかった。
幾島 毅; 武田 洋*; 佐野川 好母
日本原子力学会誌, 23(7), p.470 - 476, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子炉構造解析に広く使用されている汎用有限要素法計算プログラムについて、開発経緯、使用用途、計算能力、プリ、ポストプロセッサおよび計算例について概説する。汎用有限要素法計算プログラムの大部分のものは米国やヨーロッパ諸国において製作されたものであるが、最近、国内でも精力的に独自の計算プログラムが開発されており、これらの近況についても概説したものである。
宇賀 丈雄
J.Eng.Mater.Technol., 100(2), p.150 - 156, 1978/02
被引用回数：2熱応力ラチェットによる変形進展の可能性は理論的解明されていたが実験的には皆無に等しかった。そこで3本棒試験法を考案し、これを用いて実験室規模で、荷重条件(定常膜応力レベル、熱応力抗巾レベル)荷重履歴効果、熱応力分布効果など変形進展挙動に及ぼす各種因子を実証的に明らかにするとともにその原因について解析検討を加えた。
宇賀 丈雄
日本機械学会論文集,A, 44(N0.379), p.816 - 824, 1978/00
熱応力ラチェットによる変形挙動について部材の熱応力分布の効果を解明するため、3本棒試験体の高温部材と低温部材の面積比を変えた試験を行った。また部材のひずみ硬化性、熱応力負荷時の降状強さの低下を考慮したひずみ生長に関する理論式を導びいた。実験および理論解の結果から高温部材に対する低温部材の面積比が1の時、ひずみ生長は最大となり1から離れるに従がい変形量の低下することを明らかにした。
宇賀 丈雄
配管と装置, 15(3), p.16 - 25, 1975/03
内圧による定常膜応力と繰返し熱応力との相乗効果により熱疲とは異質の熱応力の繰返しごとに定常膜応力の作用方向に変形が進展するいわゆる進行性変形現象の生ずる場合があり、これを熱応力ラチェットと呼んでいる。これは高性能化された熱負荷をうける圧力構造物の設計において重要な制限因子の一つになっている。ここでは熱応力分布が部材内で線型の場合を中心に、熱応力ラチェットの発生限界荷重、これを越えた時のラチェット変形の大きさ、実在材の熱応力ラチェットの実験例、クリープ挙動を考慮に入れた高温でのクリープラチェットなどについて強度設計上の観点から述べた。
宇賀 丈雄
Nucl.Eng.Des., 26(2), p.326 - 335, 1974/02
被引用回数：10特殊な形状に製作された板状3本棒試験片を用い、定常1次荷重とくりかえし熱荷重を同時に作用されたときの変形挙動をステンレス鋼について行なった。試験は定常1次荷重レベルおよびくりかえし熱荷重レベルをパラメトリックにかえて行なった。その結果、熱応力ラチエットによるサイクルごとのひすみ増加は累積ひすみの増加と共に減少すること、熱応力ラチエットひすみの増加に関する実験値はその実験条件に対応する理論解よりかなり大きくなることがわかった。またその原因についても論じた。
宇賀 丈雄
日本機械学会論文集,A, 39(328), p.3591 - 3599, 1973/00
原子炉燃料の被覆管や各種の熱交換器の管群らは定常内圧と熱応力を同時にうける構造物の例である。これらの構造物は出力調整などにより熱応力が繰返し作用することが多い。この時、内圧による部材応力と熱応力の大きさにより、内圧応力の作用方向に繰返し熱応力ごとに、塑性変形が進展する熱応力ラチエット変形が予想される。本法は中空円筒試験中に定常内圧と繰返し熱応力をうける時の熱応力ラチエット変形の試験結果と管材内の熱応力分布が放射線の場合についての構造挙動と熱応力ラチエット解析について述べた。さらに実験結果と解析結果の対比を行ない、シェイクダウンひずみに関する両者の差が熱応力負荷時の材料温度の上昇と使用材料の応力-ひずみ特性の温度依存性によることを論じた。
