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鈴木 環輝*; 大川 鉄平*; Harjo, S.; 佐々木 敏彦*
日本機械学会論文集(インターネット), 87(894), p.20-00377_1 - 20-00377_15, 2021/02
The residual stress state inside the cruciform welded joints were measured using the pulsed neutron stress measurement method. The points of interest in this study are the weld toe and its interior. We also compared the cases with and without ultrasonic impact treatment (UIT), which is expected as a fatigue strength improvement technology. Furthermore, the case where tensile stress or compressive stress was applied after UIT treatment was also examined. The applied stresses at this time were 75% or 85% of the yield point, respectively. From the above, we considered the cause of the change in the residual stress on the surface after UIT treatment, which was clarified in the preliminary experiment, in the early stage of fatigue. As a result, the load after the UIT treatment caused plastic deformation in a part of the inside, which caused the redistribution of residual stress.
中平 昌隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.687 - 694, 2003/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.75(Nuclear Science & Technology)ITERの真空容器は、トリチウム及び放射化ダストの障壁を形成する主要機器である。超高真空を実現するため機能上の要求が大変厳しく、規格を考えるうえではむしろ機能要求が安全要求よりも影響が大きい。ITER真空容器の規格上の特殊性は、複雑な構造と電磁力である。形状はトーラス形状でリブ付二重壁構造であり、トーラスの断面はD型である。電磁力は一様でないため、構造も荷重も軸対称を前提とした従来の規格をそのまま適用するのは困難である。また、二重壁構造のためリブと外壁のT継手,現地溶接継手は片側からしかアクセスできない。リブと外壁のT継手は部分溶け込みの特殊な溶接となる。これらの特殊事情により、新しい規格の開発を開始した。新しい規格では、3次元有限要素解析法による設計,特殊な部分溶け込み継手の使用,現地溶接部に関して検査フリー溶接の適用を検討している。これらの裏付けデータ取得のため、最初のR&Dでは特殊な継手の継手効率及び疲労強度減少係数の取得,すきま腐食感受性試験を実施した。本論文では、ITER真空容器の規格上の特殊性,新規格の概念と新規格を適用するうえでのR&Dの成果と計画について述べる。
倉田 有司; 田辺 龍彦*; 武藤 功*; 辻 宏和; 平賀 啓二郎*; 新藤 雅美; 鈴木 富男
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(12), p.1160 - 1166, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.62(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉の中間熱交換器用に製造されたハステロイXRと同一化学成分の母材、溶接金属、溶接継手のクリープ試験を1次冷却材近似ヘリウム中で実施した。溶接金属及び溶接継手のクリープ破断時間は850及び900
で母材とほぼ同等あるいはそれより長い。しかしながら、950低応力及び1000では、溶接金属及び溶接継手のクリープ破断時間は母材より短くなる。溶接継手の破断位置は850及び900の母材部から、950及び1000の溶接金属部に遷移する。ハステロイXRの溶接金属の定常クリープ速度は850,900,950では母材より低い。この研究で得られたハステロイXRの母材、溶接金属、溶接継手のクリープ破断強度は、950以下で、材料強度基準の設計クリープ破断応力強さ(S
)を十分上回っていることが確かめられた。
倉田 有司; 斉藤 貞一郎*; 辻 宏和; 高津 玉男*; 新藤 雅美; 中島 甫
JAERI-Research 97-032, 20 Pages, 1997/05
JAERI-Research-97-032.pdf:1.78MB
Ni-Cr-W系超耐熱合金を実用化する上で、残された課題である溶接用溶加材を開発するため、微量添加元素の量を調整して溶接割れ感受性を低下させ、手動TIG溶接により試作した3種類の溶接継手F,P5,P6の900~1050
Cにおけるクリープ破断特性の評価を行った。試作継手のクリープ破断時間は、母材(1000C,10万時間のクリープ破断強度10.8MPa)と同程度かわずかに短く、高温で使用する溶接継手としてはかなり優れたクリープ破断強度を示した。溶接継手の破断位置は900Cでは母材、1000C,1050Cと高温になるに従い、溶接金属となった。ボイド、クラックは、母材あるいは溶接金属の結晶粒界に形成した。今後、自動TIG溶接用の溶接ワイヤの開発を行い、溶接性、クリープ特性、耐食性等に優れたNi-Cr-W系超耐熱合金用の溶加材を開発していく予定である。
田辺 龍彦*; 倉田 有司; 武藤 功*; 辻 宏和; 平賀 啓二郎*; 新藤 雅美
Mater. Sci. Eng., A, 234-236, p.1087 - 1090, 1997/00
HTTR用ハステロイXRの溶接継手を対象に、1123-1273Kにおけるクリープ破断寿命とキャビテーション損傷の関係を検討した。溶接継手の破断寿命は1123-1173Kの低温側では母材とほぼ同じである。一方、前者の寿命は1123-1273Kの高温側では後者よりも短くなる。組織観察によれば、溶接金属のキャビテーションは低温側では母材より低く、それが母材部での破壊をもたらす。一方、前者のキャビテーションは高温側では後者より高くなり、溶接金属部での破壊をもたらす。高められたキャビテーションとその結果としての溶接継手の破断寿命の減少は、高温で溶接金属の再結晶が著しくなることに起因している。
稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*
Nuclear Technology, 104, p.106 - 117, 1993/10
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の開発を行い、その性能試験を実施した。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME基準を満足しており、さらに
0.5mmの貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であることを確認した。また、報告例の希な溶接継手部についても検出特性を明らかにし、多重周波数法により計測可能であることを確認した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッド内に据え付け、作動性能を確認するとともに、伝熱管内での検出器の移動挙動を解明した。
稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 中島 玉雄*; 上妻 強志*
日本原子力学会誌, 35(3), p.227 - 236, 1993/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査(ISI)は、渦流探傷法(ECT)により実施する計画である。ECT検出器の特性を確認するためにIHX伝熱管と同素材(ハステロイXR)、同寸法の試験片を用いて欠陥検出試験を実施した。人工欠陥は、IHXにとって安全側となるASME Code軽水炉の蒸気発生器伝熱管の欠陥指標を参考にした。試験の結果、伝熱管母材部ではASME Codeの基準を十分満足しており、更に0.5mmの貫通穴及び幅0.5mmの溝等の小さな欠陥も検出可能であることを確認した。溶接部では、伝熱管内面の溶接金属部がノイズの原因となるが、多重周波数法により、そのノイズを除去することが可能であった。しかし、検出性能は低下した。
稲垣 嘉之; 宮本 喜晟; 加藤 潔*; 中島 玉雄*; 上妻 強志*; 東海林 一*
JAERI-M 92-151, 49 Pages, 1992/10
HTTR中間熱交換器(IHX)伝熱管の供用期間中検査用の渦流探傷検出器と検出器挿入装置の性能試験を行った。検出器の検出特性は、模擬欠陥を設けたハステロイXR製の試験片を用いて調べており、模擬欠陥は軽水炉蒸気発生器伝熱管のASME Code基準を参考に製作した。試験の結果、伝熱管母材部ではASME Code基準を満足しており、さらに0.5mm貫通穴及び0.5mm幅の溝等の小さな欠陥も検出可能であった。伝熱管支持構造部や溶接継手部については、多重周期数法によりノイズの除去が可能であったが、検出性能は低下した。試作した検出器挿入装置は、モックアップモデルの高温ヘッダ内に安定して据え付けられ、支障なく検出器の挿入・引抜きが可能であった。伝熱管内における検出器の移動挙動については、ケーブルのたわみが移動速度のばらつきや検出器位置の測定誤差の原因になることを確認した。
