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奥田 貴大; 高橋 英樹*; 渡壁 智祥
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00075_1 - 23-00075_9, 2023/08
近年、原子力発電プラントにおける配管耐震設計を合理的化するため、塑性変形とそれに伴う配管自体のエネルギー散逸を考慮した設計手法の開発が期待されている。本検討では配管系全体の地震応答に対して、支持構造の塑性変形の影響の程度を調査するために、広い範囲にわたって一連の地震応答解析を実施した。解析は配管と支持構造の塑性変形について、(1)両方とも考慮しない、(2)配管のみ考慮する、(3)支持構造のみ考慮する、(4)両方とも考慮する、の4ケースについて実施した。
笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 塙 悟史
材料と環境, 68(9), p.240 - 247, 2019/09
ステンレス鋼のBWR一次系水中環境助長割れ機構検討の一環として、荷重を付与したCT試験片を290
Cの高温水に浸漬し、疲労予亀裂先端近傍の酸化物を観察した。酸化物内層は、Fe, Ni, Crを含むスピネル構造の微細粒、外層はFe
O
の結晶粒であった。FEM解析によるCT試験片亀裂先端の応力、ひずみ分布との比較より、塑性変形に伴う転位と弾性ひずみの重畳によって酸化物内層の形成が促進されることが示唆された。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆
日本機械学会M&M2005材料力学カンファレンス講演論文集, p.175 - 176, 2005/12
EBSP法によるSCCき裂先端の塑性変形挙動解析を実施した結果、以下のような結論を得た。(1)SCCき裂先端の塑性変形挙動を定量的に評価するための基礎データとして、SUS316L鋼を用いた高温水中SSRT試験片を用いて、塑性変形量と結晶粒のmisorientation量との関係を取得し、この関係を用いて局所的な塑性ひずみを推定することを可能にした。(2)misorientation量と塑性変形量との関係を用いて、SCCき裂及び延性き裂先端の塑性ひずみを測定した結果、延性き裂先端近傍の塑性ひずみはSCCき裂に比べて大きいことがわかった。しかし、塑性変形領域はいずれのき裂においても、き裂先端の結晶粒1個程度の領域であった。
加治 芳行; 三輪 幸夫; 塚田 隆; 早川 正夫*; 長島 伸夫*; 松岡 三郎*
JAERI-Research 2005-029, 156 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-029.pdf:57.24MB
本報告書は、原子力安全基盤機構(JNES)のIGSCCプロジェクトにおいて得られるSCCき裂進展特性の妥当性をSCCメカニズムの観点から評価するために、CT試験片き裂先端の変形解析や組織観察をナノレベルまで踏み込んで詳細に調べ、ナノ,メゾ,マクロ領域での硬さを統一強度指標として採用し、必要な基礎データ(主として、マクロな塑性域の大きさとその中での粒内・粒界における結晶方位,歪み,転位等の組織データ)を取得することを目的として、実施したSCCき裂先端における変形挙動のマルチスケール解析に関する研究結果をまとめたものである。
三輪 幸夫; 塚田 隆; 實川 資朗
Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.311 - 318, 2005/00
熱鋭敏化又は照射した316LNステンレス鋼の応力腐食割れに影響する塑性変形挙動を調べた。熱鋭敏化は1033Kで100hとし、中性子照射は473kで1dpaまで行った。これらの試験片に対して、溶存酸素を含む573Kの高温水中にて低ひずみ速度試験を行い、粒界割れ破面率と塑性変形挙動の関係を比較した。真応力-真ひずみ関係でみると、照射材でのひずみ硬化率や照射誘起応力腐食割れ(IASCC)を生じる真応力などの塑性変形挙動は、熱鋭敏化材での塑性変形挙動と同じであった。さらに、粒界割れ破面率に及ぼす歪み速度の影響も同じであった。これらの結果から、1dpa程度まで照射した試験片では、IASCCの発生機構は、熱鋭敏化材の粒界型応力腐食割れ発生機構と同様であると考えられた。
phase沢井 友次; 田淵 正幸*; 若井 栄一; 菱沼 章道
Proceedings of Materials Research Society Symposium, Vol.650, p.R3.9.1 - R3.9.6, 2001/00
高温用構造材料であるTiAl金属間化合物に10at%以上のVを添加することにより、金属組織中に新たに相を発生させ、これにより引張延性の飛躍的な向上を実現することができた。引張延性の向上は特に600
以上で著しい。Ti-35Al-15V合金では、そのミクロ組織はほとんど相から構成され、620を境にその引張伸びは約10%から60%へと大きく向上する。大きな伸びを示した引張試験片を破断後、透過電子顕微鏡で観察すると特異なミクロ組織が見いだされた。すなわち六方晶の粒とマトリクスとは異なった方位を有する新たな相の粒からなる多数の変形バンドが存在する。これらのバンド中の相(方位は2種類)とマトリクスの相は、変形バンド中の六方晶と(101)//(0001)h,[111]//[1210]hなる方位関係を有しており、塑性変形に対して加工誘起マルテンサイト変態の寄与が示唆される。また、Ti-30Al-10V合金では、600で60%以上の破断伸びを示したが、この材料をJRR-3Mで3.5e25n/cm
の照射を行ったところ延性が大幅に低下した。400照射材を照射温度で試験するとほとんど延性しめさず破断し、600照射材では照射温度での試験では破断伸びは10%程度に低下している。特に400照射材を600で試験した場合でも顕著な延性の回復が見られなかったことから、照射欠陥による延性低下のほかに、相の相分解によってもろい相が発生していることが示唆される。
陳 振茂; 青砥 紀身; 加藤 章一; 永江 勇二
JNC TN9400 2000-022, 46 Pages, 2000/03
本研究では、SUS304ステンレス鋼における自然磁化と機械損傷の相関に関する試験研究を実施した。単純引張試験及び両振疲労試験を用いて試験片に機械損傷を与え、フラクスゲートセンサーで試験中及び除荷後の磁化特性を測定した。その結果外部磁場をかけなくても塑性変形や疲労損傷により自然磁化が発生し、損傷の増加と伴い飽和することが明らかにした。切欠試験片に疲労き裂を入れた試験から、自然磁化は特に疲労き裂の検査に有効であることが判った。更に疲労試験中測定した磁場信号の処理により、疲労損傷の検出に適用可能な信号の特微量(磁場・ひずみヒシテリシス曲線の面積)を提案した。最後に塑性変形を与えた試験片に対して永久磁石励磁による残留磁化の分布を測定し、残留磁化は塑性変形が十分大きくなると増加する傾向があると判った。上記内容から、損傷誘起自然磁化は絶対値が小さいものの、特微量の抽出やセンサーの工夫によって損傷状態の監視に十分適用可能であると考えられる。一方、自然磁化の測定は走査検査への適用のためにまた努力する必要があるが、これに対して残留磁化に基づいた手法は有効である可能性が高い。なお、提案手法を実機環境への応用に至るまでは、異なる試験条件下の挙動や実環境ノイズの影響の確認などさらなる研究を重ねる必要があると考えられる。
林 真琴*; 大城戸 忍*; 皆川 宣明; 森井 幸生
材料, 47(4), p.420 - 426, 1998/04
構造物内部の残留応力を測定するためには、中性子回折法が必要不可欠である。JRR-3中性子導管のT2-1ポートに応力測定を目的とした中性子回折装置を設置し、測定を開始した。一次元検出器を用いた計測システムにより1/100度の精度で回折パターンを得ることが出来る。この装置を用い、曲率半径40mmで曲げ塑性変形を加えた厚さ10mmの炭素鋼板材料の内部残留応力測定を行い、中央部内面から外面までの残留応力分布を求めた。その結果、内面と外面の板面における残留応力絶対値は120~180MPaであることが分かった。今後亀裂の進展、余寿命の予測等が可能になると期待でき、材料工学、機械工学分野で中性子回折による非破壊残留応力測定は大きな役割を果たすと考えられる。
Si宇賀神 光弘; 赤堀 光雄; 伊藤 昭憲; 大岡 紀一; 中倉 優一
Journal of Nuclear Materials, 248, p.204 - 208, 1997/00
被引用回数：8 パーセンタイル：56.29(Materials Science, Multidisciplinary)ホットプレス法とピクチャーフレーム法とにより調製したUSi基燃料をJMTRで照射した。燃焼度は、最高約60%FIFAで照射温度は約190C~280Cであった。照射後試験の結果、次のことが分かった。中性子照射によって燃料は、液体類似の性質を示すことから示唆される非晶質化を起こすとともに塑性変形する。この結果、FPガス気泡が成長・粗大化しスエリングは大きくなる。この燃料スエリングは、被覆材の拘束力により抑制できる。USi-Al反応に関しては、USi表面の酸化前処理によって反応層の厚みは著しく減少する。
加藤 正人
PNC TN8600 94-005, 132 Pages, 1994/08
平成6年8月8日
21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容は、技術資料にて報告した。本資料は、出力急昇試験にオンラインで測定した出力、被覆管伸び計装データなどの生データ集である。本試験は、ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて行った第一回目の出力急昇試験である。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60KW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2KW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。
加藤 正人
PNC TN8600 94-004, 184 Pages, 1994/08
平成6年8月8日21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容について報告する。ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて出力急昇試験を行った。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60kW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2kW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。また、すでに照射試験の終了しているIFA-554/555,565の照射後試験とIFA-591ランプ試験前の非破壊試験のデータについて、シェラー研究所にて照射後試験結果の技術的な打ち合わせを行い、照射後試験の試験方法、試験データについての解釈について打ち合わせた。
松井 裕哉; 杉原 弘造; 佐藤 稔紀; 吉岡 尚也
PNC TN7410 92-046, 56 Pages, 1992/12
地下発電所や道路トンネル等の構造物を岩盤内に掘削すると、その空洞周辺にはゆるみ領域が生じることがある。このゆるみ領域を定量的に把握することは、地下の大規模構造物の経済的な設計・施工、その長期安定性を評価する上で重要である。このため、動燃事業団では新第三系の堆積岩中に実規模の立坑(内径6m、深さ152.3m)を掘削し、立坑掘削による周辺岩盤への影響と地下水流動への影響を把握するためのさまざまな調査・試験を実施した。この研究は立坑掘削影響試験と呼ばれ、平成元年度より開始され、平成3年9月までに立坑掘削工事を終了した。本論で述べる内容は、立坑掘削影響試験の一環として実施した周辺岩盤の力学的・水理学的特性の変化に関する調査研究の一部である。この調査研究の目的は、岩盤の持つ力学的・水理学的特性に着目し、立坑掘削に伴うその変化を捉えることにより、立坑周辺に生じるゆるみ領域を把握することである。現時点までにこれらの調査・試験で得られたデータを解析・評価した結果、以下の知見が得られた。1.掘削に伴う応力再配分やき裂の発生によって、立坑周辺岩盤に力学的・水理学的特性の変化が引き起こされることがわかった。2.その範囲は、岩盤壁面から1m程度である。3.立坑周辺の岩盤では、き裂の閉塞や岩盤の塑性化により非回復な変形量の増加が生じると考えられる。その非回復な変形量を表現する永久変形係数という概念を用い計測結果を検討した結果、永久変形係数は岩盤がゆるんだ領域を把握するための一つの指標となることがわかった。
井岡 郁夫; 依田 真一*; 小西 隆志*
材料, 38(434), p.1247 - 1253, 1989/11
4種類の微粒等方性黒鉛材料内部の気孔とその力学的特性の関係及び巨視的変形挙動に及ぼす気孔の影響について調べた。水銀ポロシメータを用いて測定したISO-880黒鉛の平均気孔径は、ISEM-1、IG-11、IG-15黒鉛の約1/10であった。各黒鉛のヤング率は気孔率の増加とともに減少した。軸方向とそれに垂直な方向の応力-ひずみ曲線を測定し、軸方向の塑性ひずみを応力-ひずみ曲線と荷重負荷状態でのヤング率から計算した。軸方向の塑性ひずみに対する横方向の塑性ひずみ比は、体積変化のない場合の値0.5より小さく、圧縮により黒鉛材料は体積減少することを認めた。この体積減少を気孔の収縮に伴う塑性ひずみと仮定し、軸方向の塑性ひずみと横方向の基底面すべりによる塑性ひずみより、気孔の収縮に伴う塑性ひずみを算出した。その結果、気孔率及び軸方向の塑性ひずみの増加につれて、気孔の収縮に伴う塑性ひずみが増加することを示した。
堀江 知義; 辻村 誠一*; 湊 章男; 東稔 達三
Nucl.Eng.Des./Fusion, 5, p.221 - 231, 1987/00
核融合炉の第一壁およびダイバータ板は、厳しい条件下に置かれるため、設計上、寿命評価が重要である。この寿命を制限するメカニズムを検討するために、1次元の板モデル,2次元の弾塑性有限要素法を用いて寿命解析を行なった。実験炉第一壁はディスラプション時に大きな圧縮応力が生じ塑性変形が生じるが、温度が下がると引張り応力になる。照射クリープで応力緩和すると、ディスラプションのたびにひずみが蓄積される。通常運転時は6MW・y/m以下の低フルエンスでは照射の影響は無く、エロージョンと疲労損傷で寿命が決まる。実験炉ダイバータ板は接合構造であり、2次元的な変形及び銅のシェークダウンの影響があり、2次元弾塑性解析が重要である。動力炉第一壁の最大板厚は熱応力よりもスウェリング差で、最小板厚は冷却材内圧による膜応力で決まるなどの成果が得られた。
野田 健治; 有田 真之*; 石井 慶信; 坂 公恭*; 井村 徹*; 黒田 光太郎*; 渡辺 斉
Journal of Nuclear Materials, 141-143, p.353 - 356, 1986/00
被引用回数：12 パーセンタイル：77.27(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉環境におけるLi
O(トリチウム増殖材)の健全性を評価するためLiOの高温における機械的性質を単結晶試片を用い、圧縮試験及び圧縮クリープ試験により調べた。圧縮試験では560K以上で塑性変形することが観察された。その可塑性は温度と共に大きくなり、780Kでは塑性歪が3%以上に達した。変形後、試料表面に630K以下では粗大なすべり線が観察されたが、630K以上では微細になった。さらに、そのすべり線の解析より、560~780Kの温度範囲ですべり系が{100}
100
であることがわかった。590~930Kにて圧縮クリープ試験を行った。試験開始時に於けるクリープ変形の歪速度は大きいが、時間と共に急速に減少し、その後変形は停止した。変形停止までのクリープ歪は温度及び付加応力と共に増大し、試験温度930K及び付加応力5.6Kg/mmでは21%にも達した。また、歪速度の減少は温度が高い程急速であった。
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：44.31(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。
徐 平光; 石島 暖大; Qiu, H.*
no journal, ,
For ultrahigh strength steels, the hydrogen absorption from the environment may cause the hydrogen embrittlement (HE) phenomenon at a service loading much less than the nominal yield strength. Since HE has higher Charpy impacting susceptibility along RD (rolling direction) than along TD (transverse direction) in cold rolled steels, effects of texture and hydrogen charging on elastoplastic deformation of high strength steel plates are valuable to be investigated. In our research, though all the hydrogen-charged samples show typical ductile fracture characteristics in the macroscopic morphology, their total elongation and reduction in area decease to a certain content compared with the corresponding non-charged samples, e.g. 12% and 53% (hydrogen-charged RD sample) vs 15% and 65% (non-charged RD sample), confirming the occurrence of HE phenomenon. Generally, the tensile deformation of high strength steel with BCC crystal structure leads to the formation of 110 fiber texture, and the large tensile strain means a higher integrated intensity ratio I
/I
in the axial neutron diffraction pattern. It is interesting that the axial neutron pattern acquired from the necking fracture part of hydrogen-charged RD sample has a higher integrated intensity ratio than the corresponding necking fracture part of non-charged RD sample suggesting that the hydrogen charging accelerates the formation of 110 fiber texture.
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 森下 正樹
no journal, ,
近年、弾塑性応答解析を取り入れた合理的な配管系耐震評価手法の開発ニーズが高まっている。本研究では配管本体と支持構造の材料特性が(1)支持構造のみ弾塑性、(2)配管本体のみ弾塑性、(3)両方が弾塑性の3ケースについて一連の地震応答解析を実施し、それらの結果を比較することで配管自体と支持構造の塑性変形が配管系全体の地震応答に与える影響について整理した。
奥田 貴大; 高橋 英樹*; 森下 正樹
no journal, ,
近年、弾塑性応答解析を取り入れた合理的な配管系耐震評価手法の開発ニーズが高まっている。本研究では配管本体と支持構造の材料特性について、(1)両方が弾性、(2)配管のみ弾塑性、(3)支持構造のみ弾塑性、(4)両方が弾塑性とした4ケースの解析モデルを用いた一連の地震応答解析を実施し、それらの結果を比較することで配管と支持構造の塑性変形が配管系全体の地震応答に与える影響について整理した。また、(4)両方が弾塑性のケースについて、支持構造の弾塑性特性をパラメーターとした解析を行い、それぞれのパラメーターが配管系全体の応答挙動に与える影響を調査した。
奥田 貴大; 渡壁 智祥; 森下 正樹; 阿部 健二*
no journal, ,
本研究では部分的に支持構造の弾塑性特性を考慮した場合の基礎的な応答挙動を調査するため、弾性応答解析における各支持構造の発生荷重の大きさを基準として、弾塑性特性を考慮する支持構造の順番を変えた一連の解析検討を実施した。その結果、弾性応答解析において発生した支持荷重を基に、部分的に支持構造の弾塑性特性を考慮した場合でも、配管系全体の応答低減に大きな効果を見込むことができることを確認した。弾性応答解析で見積もった支持構造の発生荷重を降順で並び替え、発生荷重上位数本の支持構造の弾塑性特性を考慮することで、支持構造の塑性化によって期待できる応答低減効果の大半を解析に取り入れることができた。
菖蒲 敬久
no journal, ,
本講演では、日本に設置されている大型供用施設における材料強度評価に資する装置について紹介する。合わせて、それらの施設の申請方法、どの施設を利用するかの判断基準について紹介する。
