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論文

Development of failure mitigation technologies for improving resilience of nuclear structures, 5; Resilience improvements of fast reactors by failure mitigation for beyond design high temperature accidents

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将

Transactions of the 27th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 27) (Internet), 10 Pages, 2024/03

To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, structural analysis under extreme high temperature was conducted in a next-generation SFR with hanged reactor vessel (RV). This study has conducted the detailed structural analysis of the RV and GV in the loop-type SFR using the FINAS/STAR code. And CV was simply modeled to confirm the constraint effect on the deformation (expansion) of RV. From the structural analysis results under high temperature condition at LOHRS, deformation behavior and the areas that should be focused on to mitigate impacts of failure were understood. And CV constraint effect was confirmed to enhance the structural resilience.

論文

Strengthening of $$alpha$$Mg and long-period stacking ordered phases in a Mg-Zn-Y alloy by hot-extrusion with low extrusion ratio

Harjo, S.; Gong, W.; 相澤 一也; 川崎 卓郎; 山崎 倫昭*

Acta Materialia, 255, p.119029_1 - 119029_12, 2023/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:95.52(Materials Science, Multidisciplinary)

An as-cast sample and two hot-extruded samples with different extrusion ratios (R) of Mg$$_{97}$$Zn$$_{1}$$Y$$_{2}$$ alloy containing the HCP $$alpha$$ matrix ($$alpha$$Mg) and the long-period stacking ordered phase (LPSO) of about 25-vol%, were used in tensile deformation in situ neutron diffraction experiments, to elucidate the effects of uniquely different microstructural evolutions in $$alpha$$Mg and LPSO with varying the R value to the mechanical properties. $$alpha$$Mg behaved as the soft phase and LPSO as the hard phase, and hot-extrusion improved the strength of both. At the R value of 5.0, a bimodal microstructure was created in $$alpha$$Mg, increasing largely the yield strength of $$alpha$$Mg. With increasing the R value to 12.5, the bimodal microstructure of $$alpha$$Mg collapsed and the yield strength of $$alpha$$Mg decreased. However, the strength of LPSO increased monotonously with increasing the R value due to the developments of kink bands and texture.

論文

Structural analysis of a reactor vessel in a sodium-cooled fast reactor under extremely high temperature conditions

山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓

Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.23-00043_1 - 23-00043_12, 2023/08

本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。

論文

Structural analysis of a reactor vessel in a sodium-cooled fast reactor under extremely high temperature conditions

山野 秀将; 二神 敏; 安藤 勝訓

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08

本研究では、多目的有限要素解析コードFINAS/STARを用いて、ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の詳細構造解析を実施し、超高温時における変形挙動を理解するとともに、破損への影響を緩和するのに注目すべき部位を同定することを目的としている。解析では、減圧を仮定し、原子炉容器を通常運転状態からナトリウム沸点まで20時間かけて加熱させた。本解析により、発生応力は有意ではなく、破損判定基準を十分に下回ることが示された。構造破損緩和の観点で、原子炉容器上部銅が重要な部位として同定された。原子炉容器は最終的には16cmも下方に変形するも、破損には至らなかった。この効果は長期にわたり原子炉容器ナトリウム液位を維持することができ、それにより、原子炉容器のレジリエンス向上につながる。

論文

Three-dimensional structural analysis for enhancing resilience of next-generation nuclear structures under extremely high temperature conditions

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将

Transactions of the 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 9 Pages, 2022/07

To enhance resilience of next-generation nuclear structures, it is necessary to develop design methodology that mitigates impacts of failure caused by extremely high temperature conditions which might lead to a severe accident. In this study, three-dimensional structural analysis of a loop-type sodium-cooled fast reactor (SFR) Monju has been conducted to understand its deformation behavior and to identify the areas which should be focused to mitigate impacts of failure. A postulated event sequence was a protected loss of heat sink (PLOHS) event, which may cause all decay heat removal systems to lose their functions immediately after reactor shutdown. This analysis suggests that no discontinuous section of RV lower panel is recommended to restrain the fracture of RV lower panel in order to enhance the RV resilience.

論文

Martensite phase stress and the strengthening mechanism in TRIP steel by neutron diffraction

Harjo, S.; 土田 紀之*; 阿部 淳*; Gong, W.*

Scientific Reports (Internet), 7(1), p.15149_1 - 15149_11, 2017/11

AA2017-0453.pdf:3.62MB

 被引用回数:100 パーセンタイル:93.84(Multidisciplinary Sciences)

Two TRIP-aided multiphase steels with different carbon contents were analyzed in situ during tensile deformation by time-of-flight neutron diffraction to clarify the deformation induced martensitic transformation behavior and its role on the strengthening mechanism. The difference in the carbon content affected mainly the difference in the phase fractions before deformation, where the higher carbon content increased the phase fraction of retained austenite ($$gamma$$). However, the changes in the relative fraction of martensitic transformation with respect to the applied strain were found to be similar in both steels since the carbon concentrations in $$gamma$$ were similar. The stress contribution from martensite was observed increasing during plastic deformation while that from bainitic ferrite hardly changing and that from $$gamma$$ decreasing.

論文

Investigation of elastic deformation mechanism in as-cast and annealed eutectic and hypoeutectic Zr-Cu-Al metallic glasses by multiscale strain analysis

鈴木 裕士; 山田 類*; 椿 真貴*; 今福 宗行*; 佐藤 成男*; 綿貫 徹; 町田 晃彦; 才田 淳治*

Metals, 6(1), p.12_1 - 12_11, 2016/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:17.57(Materials Science, Multidisciplinary)

X線散乱法やひずみゲージによるマルチスケールひずみ解析により、熱処理前後の共晶および亜共晶Zr-Cu-Al三元系金属ガラスの弾性変形挙動を評価した。ダイレクトスペース法やQスペース法により求めたミクロひずみと、ひずみゲージにより測定したマクロひずみとを比較し、それらの相関から共晶および亜共晶金属ガラスの変形機構の違いを明らかにした。共晶Zr$$_{50}$$Cu$$_{40}$$Al$$_{10}$$金属ガラスは、熱処理による自由体積の減少によるミクロ組織の均質化により変形抵抗は向上するものの、流動性の高いWBR(Weakly-Bonded Region)の減少にともなって延性を失うことがわかった。一方、亜共晶Zr$$_{60}$$Cu$$_{30}$$Al$$_{10}$$金属ガラスでは、もともと均質なミクロ組織を有しているものの、熱処理によるナノクラスター形成により、ミクロ組織の均質性および弾性均質性が失われることが分かった。このような熱処理に伴う組織変化は、構造緩和しても、延性や靭性が減少しないという亜共晶金属ガラスのユニークな機械的特性を生み出す要因と考えられる。

論文

Deformation of graphite under hydrostatic states

依田 真一; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 125, p.113 - 116, 1984/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:74.05(Materials Science, Multidisciplinary)

現在までに、静水圧下における黒鉛材料の変形挙動に関する研究は例を見ない。本報は、静水圧応力付加中の黒鉛材料の変形挙動を明らかとした。試料は、微粒等方性と超微粒等方性黒鉛(IG-11、Iso-20)の2種類を用いた。IG-11の静水圧下における変形挙動には、3つの領域が存在した。一方Iso-20には、2つの領域しか認められなかった。このことは、両者の気孔率、圧縮強度の相違に起因するものと思われる。両者の圧力一歪曲線の特徴は、下に凸形の特異なもので、いわゆるエラストマー的な曲線を呈していた。これは、黒鉛内部の気孔の変形と、これに伴う変形能の増加として説明された。さらに圧力一歪曲線より求めた体積弾性率は、計算より求めた値と良い一致をみた。また高圧力側での体積弾性率は、気孔を含まない仮想黒鉛材料の計算値と良い一致を見た。これより、黒鉛材料の静水圧下における変形挙動を明らかとし、黒鉛材料の基礎的知見を得ることができた。

論文

The Tensile deformation behavior of nuclear-grade isotropic graphite posterior to hydrostatic loading

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。

口頭

Monitoring martensitic transformation during tensile test in TRIP steels using neutron diffraction

Harjo, S.; 土田 紀之*

no journal, , 

TRIP-aided multiphase steels with different carbon contents were analyzed in situ during tensile deformation by TOF neutron diffraction to clarify the deformation induced martensitic transformation behavior and its role on the strengthening mechanism. The difference in the carbon content affected mainly the difference in the phase fractions, where the higher carbon content increased the fraction of retained austenite ($$gamma$$). However, changes in the relative fraction of martensitic transformation during deformation were found to be similar in both steels. The relative fraction of martensitic transformation increased with increasing of $$gamma$$ phase stress. The martensite phase stress was much larger than that of $$gamma$$ or bainitic ferrite since the martensite was generated at the beginning of plastic deformation. The stress contribution from martensite increased during plastic deformation while that from bainitic ferrite hardly changed and that from $$gamma$$ decreased.

口頭

中性子回折法による中Mn鋼の変形挙動解析

諸岡 聡; 山下 享介; Harjo, S.; 土山 聡宏*

no journal, , 

現代の自動車設計は、車両の軽量化、燃料効率の向上、乗客の安全性の向上を考慮したうえで、新しい高強度鋼(AHSS)の開発が必要とされており、中Mn鋼はAHSSの第3世代に望まれる特性目標を達成するために提案された鋼種の1つである。土山らは、5.0Mn鋼にQP熱処理を施すことで、フェライトをマルテンサイトに置き換えることによって連続降伏を促進し、強度と延性のバランスを向上させることを提案している。しかしながら、マルテンサイトの導入は、($$alpha$$+$$gamma$$)二相域焼鈍中のオーステナイトの不完全な安定化によってのみ可能であり、C及びMn分配が不十分な未変態オーステナイトの形成に繋がることも懸念される。そのため、中Mn鋼を構成する結晶相の変形挙動を詳細に理解する必要がある。本研究は、中性子回折法によるその場測定を用いて、5.0Mn鋼の変形挙動を調査することを目的とする。本実験はJ-PARC MLFに設置されたTAKUMI(BL19)を使用して、中性子回折法による引張変形中その場測定を実施した。引張変形による任意時間の回折パターンの変化に対して、格子面間隔・積分強度の情報を評価することで、マルテンサイトの導入による元素分配が不十分な未変態オーステナイトの変形挙動を観測することに成功した。

口頭

中Mn鋼における不均一塑性変形挙動の解析戦略

小山 元道*; 北條 智彦*; 宮本 吾郎*; 諸岡 聡; 山下 享介; 澤口 孝宏*; 峯 洋二*; 眞山 剛*; 興津 貴隆*; 榊原 睦海*; et al.

no journal, , 

高強度-高延性鋼を開発するために近年盛んに研究されてきた対象は、高Mn鋼と変態誘起塑性(TRIP)鋼である。高Mn鋼の研究を通して、Mn利用による積層欠陥エネルギーおよび相変態挙動の制御の重要性が再認識された。また、素材コストも睨みながら、従来の延性強度バランスを打破するには、未変態オーステナイトのTRIP効果を利用することが有効であるとの見方も広く受け入れられてきた。これら高Mn鋼とTRIP鋼の研究が合流する形で、TRIP効果を示す中Mn鋼が注目されている。中Mn鋼は優れた延性強度バランスを示す。しかし、複相であること、化学組成や熱処理条件に敏感であること、変形誘起マルテンサイト変態を示すこと、大きなリューダース変形を示すこと、応力ひずみ応答においてセレーションが現れること等に起因して、非常に複雑な塑性変形挙動を呈する。そのため、その優れた力学特性発現の機構は未だ不明瞭である。本講演では、その優れた力学特性の原因を組織発達および塑性変形挙動解析に基づいて明らかとするための研究戦略を示し、その妥当性と応用展開を広く議論する。

口頭

原子炉構造レジリエンスを向上させる破損の拡大抑制技術の開発,11; 次世代原子炉のレジリエンス向上策

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将

no journal, , 

次世代原子炉のレジリエンス向上策の検討のため、炉停止直後に崩壊熱除去系全系統が機能喪失する除熱系喪失事象(PLOHS)を対象として、耐震振れ止めの下部支持構造を有する原子炉構造を例に3次元構造解析の予備解析を実施し、原子炉容器とガードベッセルの超高温時の変形挙動を把握した。

口頭

原子炉構造レジリエンスを向上させる破損の拡大抑制技術の開発,15; 次世代原子炉の超高温時におけるレジリエンス向上策

二神 敏; 安藤 勝訓; 山野 秀将; 笠原 直人*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉における崩壊熱除去系全系統が機能喪失する除熱系喪失事象を対象として、構造解析を実施することにより、原子炉容器とガードベッセルの超高温時の変形挙動を把握し、次世代原子炉のレジリエンス向上策を検討した。

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