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秦野 歳久; 金成 守康*; 佐藤 聡*; 後藤 正宏*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 斉藤 正克*; 榎枝 幹男; 高津 英幸
Journal of Nuclear Materials, 258-263(PT.A), p.950 - 954, 1998/00
被引用回数：12 パーセンタイル：68.71(Materials Science, Multidisciplinary)遮蔽ブランケットにおいて製作時や運転時に大きな熱応力が発生すると考えられる銅合金とステンレス鋼の接合部において、破壊じん性試験を実施し、HIP温度の再評価を行った。その結果、1050
Cが最も大きなじん性値を得られることがわかった。次にき裂進展試験を実施した。2つの試験片を用意し、1つはノッチ部に接合部、ほかはノッチ部と接合面が垂直なものである。試験の結果よりノッチ部に接合面のあるものはほかのものより早くき裂が進む。これをもとにき裂の進展挙動を観察する試験を実施した。3点曲げや丸棒試験片ともにき裂は接合界面より銅側に5~10
mの幅の間を進むことが確認された。よって銅合金とステンレス銅の界材接合部ではき裂進展領域に母材よりも強度の低下が考えられる。この領域を制御することによって高い強度が得られるという結論を得た。
荒井 長利
日本機械学会第8回計算力学講演会講演論文集, 0, p.65 - 66, 1995/00
エンジニアリングセラミックス系材料は一般に多孔質の多結晶体である。このマイクロないしメソスケールの気孔の存在が材料の熱的、機械的性質に重大な影響を及ぼす。本研究では、黒鉛材の疲労現象において、単純引張り負荷に比較して、引張り/圧縮の両振り負荷で疲労寿命が短縮する挙動を採り上げた。その原因を、潜在き裂に圧縮応力が作用する時のマイクロメカニクス計算により考察した。Horiiらの基本理論に準拠し、原子炉用黒鉛PGXの強度、破壊力学的性質を適用した。計算では、圧縮応力下において潜在微視き裂から発生する2次き裂(モードI型の引張りき裂)の発生とその先端応力拡大係数を評価した。この結果、マイクロクラックに特有の破壊力学特性から、実験での圧縮応力レベルでも、き裂の成長が起こりうること、そして、これらの無数の2次き裂の存在が、両振り応力サイクル下での主き裂の伝播を加速することになる、と考えられる。
Cr-1Mo鋼の材料性能の現状古平 恒夫; 奥 達雄; 鈴木 雅秀; 深作 清
JAERI-M 85-170, 36 Pages, 1985/10
本報告書は、多目的高温ガス実験炉(VHTR)の最も重要な耐圧構造コンポーネントである原子炉圧力容器(第1種容器)への2 1/4Cr-1Mo鋼の適用に関して、現状と課題をまとめたものである。すなわち、設計及び運転等の条件をベースに、要求される特性、それを基にした材料選定の考え方、材料の製造仕様、そしてこの仕様に基づいて製造した材料の性能と経年劣化を考慮した圧力容器の健全性評価検討例を述べ、高純度低SiのNT材(JIS SCMV4-2,ASTM A387 Grade22,cl.2)の採用の妥当性が示されている。
村主 進; 川崎 了
原子力工業, 20(8), p.70 - 74, 1974/08
冷却材喪失事故時における燃料被覆管のふくれ、破裂、被覆管のジルカロイ-水反応、被覆管のぜい化などについて実験結果と安全解析に採用されている考え方について説明した。
