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Zherebtsov, S.*; 前川 克宏*; 林 照剛*; 二川 正敏
JSME International Journal, Series A, 48(4), p.292 - 298, 2005/10
核破砕パルス中性子源水銀ターゲット容器材料の衝撃壊食に対する耐性は、接触液界面を硬化することが有効である。本報告では、硬化処理技術として、レーザー合金法の適用を試みた。容器候補材料である316ステンレス鋼に対して、Al-Si粉末を添付しレーザー熱衝撃を加えることで表層のみを合金化した。合金層厚さは、約100ミクロンに達し、硬度は基材の4倍程度になった。表層は、組成比の異なる4層から形成された。各層の形成には基材温度が大きく影響することがわかった。この知見をもとに、クラックフリーで硬度を4倍に上昇できるレーザー処理条件を確立した。
玉井 広史; 菊池 満; 新井 貴; 本田 正男; 宮田 寛*; 西堂 雅博; 木村 豊秋; 永見 正幸; 清水 正亜; 大森 順次*; et al.
Fusion Engineering and Design, 38(4), p.429 - 439, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.85(Nuclear Science & Technology)JT-60トロイダル磁場コイルの冷却管に観測されたクラックの生成・成長のメカニズムを、有限要素法を用いた全体解析及び部分解析により評価、検討した。その結果、コイル導体の半径方向に働く圧縮力により、冷却管コーナー部には局所的にその降伏力を越える応力の集中が見られた。この応力が繰り返し加わることにより、初期クラックが成長し、冷却管からの水浸み出しに至るものと推定される。また、導体半径方向の圧縮力の大きさは、コイルの半径方向の剛性に依存することが判明した。これは、コイル製作当初に行ったプリロードテストにおいて剛性の高かったコイルに冷却管のクラックが観測された事実と一致する。なお、導体に加わる最大応力は許容応力よりも充分小さく、コイルは今後も問題なく使用できることが判明した。
小川 豊*; 倉田 有司; 鈴木 富男; 中島 甫; 近藤 達男
日本原子力学会誌, 36(10), p.967 - 975, 1994/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉ヘリウム雰囲気での耐食性を改良したハステロイXRについて、1073,1173及び1273Kの高温ガス炉近似ヘリウム中でクリープ破断試験を実施した。試験には、ヘリウムガスの純度管理を特に考慮して作成したテストセクション及びモアレ縞を利用した変位測定装置を備えたヘリウム中クリープ試験機を使用した。得られた結果の要約は以下のとおりである。1万時間までの結果では長時間側でもクリープ特性の劣化は認められなかった。ASMEのCode Case N-47の時間依存性設計許容応力(St)は1%全ひずみ到達応力に支配される。浸炭は破断部のみで認められた。試料の表面クラック先端は鈍化していて内部にまで進展した形跡はない。内部のクラックは引張応力下の粒界析出物とマトリックスの界面から発生している。1273Kではクリープ破断材に再結晶組織が認められた。クリープ変形により引張応力下の粒界析出物は粗大化する。
園部 一志; 石黒 勝彦
PNC TN8410 92-114, 85 Pages, 1992/03
クラックの存在量が既知の大型模擬ガラス固化体を用いて静的及び動的(回分式流水)条件下で浸出試験を実施した。試験試料には、キャニスタに充填された実規模模擬ガラス固化体(410mmxH1300mm)を厚さ約230mm程度に輪切り状に切断し、内在するクラック量を測定したものを用いた。浸出条件は、98度C、蒸留水系とし、静的条件では、共存物が無い場合と圧縮ベントナイトを共存させた系での実験を行った。また、動的条件では、共存物が無い状態で、毎日21.6lの浸出液(蒸留水)の交換を行う回分式流水条件下で行った。試験期間は、いずれも90日間とし、浸出後に浸出液、ガラス表面変質層の組成分析等を実施した。その結果、ベントナイトを共存させない系でのガラスサンプルからの主要成分の静的/動的条件における浸出挙動は、従来の小型試料の試験結果や浸出モデルでその傾向を説明できるものであった。ベントナイト共存系の浸出試験で、ベントナイト成分と重複しない溶出成分は、ホウ素のみが検出されたが、その濃度の時間的変化は、圧縮ベントナイト中のホウ素の拡散を考慮してほぼ説明できるものであった。また、内在するクラック表面の走査型電子顕微鏡観察及びニ次イオン質量分析装置による分析の結果、クラック表面の平均浸出速度は、いずれの浸出条件においても外表面部の浸出速度の約0.6%であった。また、既に前報で報告した実規模ガラス固化体の360日間の浸出試験結果と比較すると、クラック表面の変質層の厚みは同程度であり、90日以降の浸出速度はそれまでの平均浸出速度よりも更に小さいことが示唆された。3つの試験条件において、クラック部の表面変質層は、動的条件 静的条件 ベントナイト共存条件の順に厚く、クラック部の液交換が僅かながらもこの順に大きいことが推察された。観察されたクラック部での浸出抑制現象は、高S(ガラスの表面)/V(溶液の体積)環境におけるSi成分の溶解度による溶出制限効果によって定性的に説明することができた。
鎌田 裕; 金沢 勝雄; 佐藤 邦雄; 本間 隆
火力原子力発電, 35(2), p.111 - 121, 1984/00
過去の軽水炉の運転経験から明らかな通り、原子炉の運転に伴って原子炉圧力容器に生ずる欠陥の大部分は内表面のオーステナイトステンレス肉盛溶接部に生ずるクラックである。ISIではこれらのクラックの検出は超音波法で行われているが、クラックか否か判断に迷うケースが生じ易く、またクラックを検出した方法でクラック深さを評価しようとすると精度が良くないという難点がある。これらの難点を軽減させる方法として、PWRを対象とし、渦電流法の併用を考え、渦電流法の適用性に関する確認試験、並びにクラック深さの各種評価法の相互比較試験をJPDR圧力容器の自然クラック等を利用して実施した。その結果、渦電流法は原子炉圧力容器の内表面クラックの検出に使用できることが確認できた。また、クラックの深さ評価では回折波を捕らえる超音波法及び渦電流法が精度良好であった。
菊地 章; 藤田 操
JAERI-M 83-172, 22 Pages, 1983/10
クラック進展をモニターするAE(Acourstic Emission)の基本的特性を調べるために、1wt%ヨウ素を含むエタノール液雰囲気でジルカロイ管に局所的荷重を負荷する実験を行った。その結果、クラック進展の段階がAE信号の不連続な様相として現われていることを明らかにした。
菊地 章
JAERI-M 83-036, 16 Pages, 1983/02
軽水炉用燃料の出力急昇時に生じ得るPCI/SCC破損研究において、被覆内面に発したクラックの進展挙動を知ることか基本的に必要である。破損時間に関する照射データおよび炉外実験データを参照し、クラック進展速度の計算を試みた。速度計算にはEPRIモデルを採用し、かつ応力などの計算には計算コードFEMAXI-IIIを使用した。さらにEPRIモデルのパラメターサーベイを行い、モデルの特性を調べた。以上の結果、データの検証においてEPRIモデルがヨウ素濃度に大きく依存することが判った。照射および炉外実験データとの検証は計算値と実験値に比較的よい一致を示しており、ヨウ素濃度の効果を考えると、モデルの適用妥当性をみることかできる。
菊地 章; 中条 唯人*
JAERI-M 83-001, 14 Pages, 1983/02
内面に初期クラックを入れたジルカロイ-2管試料を用いて、ヨウ素雰囲気下におけるクラック進展予備実験を行った。実験中、AE(Acoustic Emission)装置により試料から発するAE信号を観察し、計数した。試料には深い鮮明なXマークを伴うピンホール型破損を生じた。この破損に至るクラックは試料内を径方向と異る方向に伝播し、かつ管長方向に分布していた。また、クラック破面のSEM観察では擬へき開の様相がみられた。一方、実験中のAE信号は時間とともに変化する計数を示したが、この様相はクラック進展に対応するものと思われた。本実験によってAE法がクラック進展の動的挙動を追跡するに適していることを推察した。しかしながら、両者の相関を定量的に評価するにはさらに実験を必要とする。
依田 真一; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 118, p.214 - 219, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.36(Materials Science, Multidisciplinary)本研究は、原子炉用微粒等方性黒鉛材料の微細組織および引張変形挙動に及ぼす静水圧応力負荷の影響について調べたものである。走査電子顕微鏡観察の結果、黒鉛結晶の層面間で静水圧負荷によって、はくりが生じこれがマイクロクラックの形式に結びつくことが明らかとなった。また、静水圧負荷により黒鉛表面の凸凹が著しくなった。これは、静水圧負荷により黒鉛材料が塑性変形した結果生じた現象である。静水圧負荷後の黒鉛材料の引張変形挙動には、静水圧予応力の増加に伴い、Flow stressの低下、引張強さの低下、残留歪(塑性歪)の増加が認められた。これらの現象は、黒鉛材料が静水圧負荷によって弱くなることを意味する。これらの結果から、黒鉛材料では多軸応力下において静水圧成分の影響を無視できないと結論された。
今井 久; 藤井 貴美夫; 野村 真三; 黒沢 武; 佐々木 泰一
炭素, (105), p.45 - 51, 1981/00
原子炉用黒鉛材料の空気酸化反応に及ぼす圧縮予荷重の影響を温度430~590
Cで調べた。この目的のために使用した黒鉛材料は異方性材料H327と等方性材料7477PTで、異方性材料では、黒鉛粒子の配向性との関連性も検討した。 実験は試験片に平均圧縮破壊強度の0.3、0.6及び0.9倍の圧縮荷重を附加した後で、反応速度を非圧縮試験片のそれと比較した。また、圧縮荷重試験片の結晶ひずみ、気孔率、吸着ガス量等を測定した。 黒鉛材料の空気腐食反応速度は圧縮荷重の附加によって明らかに増加した。しかしこの効果は圧縮荷重附加試験片を2000Cで焼なましすることによって消失した。実験結果から、圧縮後反応速度が増加するのは結晶自身の化学的反応活性が増加するためで、クラックの生成によるものでないことが結論された。実験はまた粉末についても実施した。
小川 豊; 新藤 雅美; 菊地 正彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(1), p.62 - 71, 1979/00
被引用回数：0JPDRにおける3本の配管と圧力容器溶接部近傍に発生したクラックの金属材料検査を実施した。炉心スプレイ系配管の頂部側熱影響部には、貫通クラックを含む大きなクラックが発生しており、これらは粒界型のものである。熱影響部を外れたところには、小さな粒内型のクラックが認められた。材質(再溶接による鋭敏化が著しい)、水環境(溶存酸素が高い)、応力(過大であり、局部的に塑性変形した跡がある)等の検討結果から、これらのクラックは応力腐食割れによるものと結論された。停止事冷却系配管におけるクラックの大きさ、分布、形態は、炉心スプレイ系と同様であった。一方給水系配管においては、小さな粒内型のクラックのみが確認された。この場合には、再溶接時のグラインダー仕上げの影響が大きいと考えられ、応力腐食割れの他に、熱疲労もクラックの発生に寄与していたと推定される。
鳥飼 欣一; 木下 武彦; 二村 嘉明
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(9), p.697 - 703, 1978/09
被引用回数：2JPDRは昭和47年8月炉心スプレー系の原子炉容器ノズルセーフエンドと配管との溶接影響部に配管クラックを生じ、原子炉冷却水の漏洩を生じた。そして、他の廃刊についても調査を行った所、さらに、2品の配管にクラックを発見した。そこで、まず配管にかかる應力とクラックの関係の調査が進められた。應力は弾性計算と配管模型による疲労試験により検討が行われた。その結果、3配管とも繰返し應力による疲労により破損に到るまでは、充分の余裕があることが分った。すなわち、クラックの発生は他に原因があることが推察された。
斎藤 保; 奥 達雄
炭素, (91), p.129 - 133, 1977/00
原子炉用黒鉛に圧縮応力を負荷したとき生じる結晶粒内の変形、気孔の変形およびクラックの生成に関する結果を考慮して圧縮残留ひずみの構成要素を検討した。供試材料としては2銘柄の黒鉛を用い、圧縮応力付加によって生ずる残留ひずみを詳細に測定し、試験片の見かけの体積変化を測定した。見かけの体積と超音波伝播速度法で測定したヤング率は負荷応力にともなう残留ひずみの増加にほぼ比例して減少することが明らかとなった。X線回折法による結晶層面間隔と格子ひずみの測定結果から結晶粒内の変形が検出されないことから圧縮予応力の増加にともなう見かけの体積減少の原因は気孔率の減少によるものと考えられ、気孔の変形が大きな役割を占めることが推定される。また、ヤング率減少の有力な原因の一つとされるクラックの生成も気孔の変形とともに残留ひずみを構成する大きな要素となっているものと考えられる。
藤村 理人; 宮園 昭八郎; 植田 脩三; 古平 恒夫; 柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 大場 敏弘; 川村 隆一; 松本 正勝; 生田目 宏; et al.
JAERI 1236, 96 Pages, 1974/09
昭和41年にJPDR圧力容器の上藍ステンレス銅クラッド部に発見されたヘア、クラックが、下部本体の高応力部(大に径ノズルコーナ)に発生しているとするとき、構造安全上どのような影響を与えるかが、一つの問題として提起された。このような微細なき裂が高応力部で、繰返し内圧荷重を受けるときの進展挙動については、十分な研究が行なわれていなかった。このため当研究所では、昭和42年より金属材料技術研究所の協力を得て、一連の研究を計画し、昭和47年3月に研究を完了した。本報告書はJPDR圧力容器の第1、第2(1/3スケール)および、第3(1/2スケール)号モデルについて5年間にわたって行なった実験結果とクラッド部についての静物試験、繰返し疲れ試験および治金等的試験結果をまとめたものである。
奥 達雄; 衛藤 基邦
Carbon, 11(6), p.639 - 647, 1973/06
被引用回数：20数種の原子炉用黒鉛のヤング率、引張強さ、圧縮強さに及ぼす圧縮予応力の影響を検討した。室温引張、圧縮強さについては10
~10
sec
の範囲のひずみ速度の影響も調べた。圧縮予応力の増加にともないヤング率と引張強さは減少することが明らかとなった。しかし、圧縮強さは予応力およびひずみ速度によってほとんど変化しなかった。予応力の増加にともなうヤング率の減少の原因としては、予応力の増加にともなう転位密度の増加とクラックの生成伝播の二つが考えられるが、予応力の増加にともないクラックが顕微鏡的に直接観察されることと、クラック生成にもとづくヤング率への寄与に対する計算結果との対応から、ヤング率の減少はクラックの生成、伝播によってよく説明できるように思われる。
宮園 昭八郎; 柴田 勝之
共和技報, (170), p.1145 - 1148, 1972/00
原子炉,航空機および船舶等の構造物の構成機器の中に何らかの原因によって欠陥(切欠,ブローホール,異質介在物等)が存在しているときには、使用運転中にこれらの欠陥から新たなき裂が発生し、大きく成長・伝播して、場合によっては破損または破壊に至ることが考えられる。したがって、これらの機器の本来の性能を保持し、また安全な運転を可能にするためには、き裂が発生し、成長・伝播していく状態を十分に把握し、解析しておく必要がある。
宮園 昭八郎; 柴田 勝之
共和技報, (170), p.1145 - 1152, 1972/00
原子炉,航空機および船舶等の構造物の構成機器の中に何らかの原因によって欠陥(切欠,ブローホール,異質介在物等)が存在しているときには,使用運転中にこれらの欠陥から新たなき裂が発生し,大きく成長・伝播して,場合によっては破損または破壊に至ることが考えられる。したがって,これらの機器の本来の性能を保持し,また安全な運転を可能にするためには,き裂が発生し,成長・栄爵していく状態を十分に把握し,解析しておく必要がある。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
温度変動による燃料デブリの経年変化挙動を評価するため、熱膨張率および破壊じん性により代替物質を選定し、周期的な温度変動下でのクラック長さの変化を評価した。実際の燃料デブリが受けるとされる環境よりも過酷な温度変動条件ではあるものの、温度変動の影響により単位面積当たりの総クラック長さが増加することを確認した。
鈴木 誠矢; 矢野 公彦; 渡部 雅之; 小泉 健治
no journal, ,
温度変動による燃料デブリの経年変化挙動を評価するため、熱膨張率および破壊じん性により代替物質を選定し、周期的な温度変動下でのクラック長さの変化を評価した。実際の燃料デブリが受けるとされる環境よりも厳しい温度変動条件ではあるものの、温度変動の影響により単位面積当たりの総クラック長さが増加することを確認した。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
燃料デブリの取出し・保管において、長期間における安全性を評価するため経年変化プロセスの解明は重要な課題の一つである。物理学的メカニズムとして環境温度によるクラックの発生量などの経年変化の影響を調査し、冠水状態で存在する燃料デブリのクラックの発生・進展に係る挙動を明らかにした。
鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之
no journal, ,
燃料デブリの取出し・保管において、長期間における安全性を評価するため経年変化プロセスの解明は重要な課題の一つである。物理学的メカニズムとして環境温度によるクラックの発生量などの経年変化の影響を調査し、燃料デブリのクラックの発生・進展に係る挙動を明らかにした。
