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Cの最適疲労破損式の1
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サイクルまでの適用性検証豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 加藤 章一; 古谷 佳之*
日本機械学会論文集(インターネット), 89(928), p.23-00206_1 - 23-00206_15, 2023/12
高速炉を設計するためには、構造材料の110
サイクルまでの高サイクル疲労を考慮する必要がある。110サイクルでの高サイクル疲労を評価するためには、110サイクルまで適用可能な疲労曲線を作成する必要がある。本研究では、高速炉構造材料の候補材料である改良9Cr-1Mo鋼の高サイクル疲労評価手法を開発するため、ひずみ制御条件下での高サイクル疲労試験を実施するとともに、超音波疲労試験を実施した。試験結果に基づき、最適疲労曲線を拡張し、日本機械学会の最適疲労曲線が110サイクルまで適用可能であることを確認した。
町田 秀夫*; 荒川 学*; 若井 隆純
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
本研究は、Na冷却高速炉(SFR)の破断前漏えい(LBB)評価に適用可能な周方向貫通き裂の開口変位(COD)とJ積分評価に及ぼす局所塑性変形の影響について述べる。J積分とCOD評価法は一般に弾性成分と塑性成分の和として定式化され、これまでにこれら2つの成分に基づく評価式が数多く提案されている。しかしながら、厳密には、塑性成分は、局所塑性成分と大規模塑性成分とからなる。従来の評価方法の多くは、塑性成分として大規模塑性成分のみを考慮することが多い。その理由は、局所塑性成分の影響は、加工硬化の小さい材料を除いて、大規模塑性成分のそれよりはるかに小さいからである。ただ、SFR配管の候補材料の1つである改良9Cr-1Mo鋼のように、降伏応力が大きく加工硬化が小さい材料では、J積分およびCODに対する局所塑性成分の影響は無視できない。そこで、有限要素解析(FEA)結果に基づいて、J積分およびCODに対する局所塑性成分の影響を考慮した式を提案し、亀裂評価に適用しやすいようにした。計算式は、日本機械学会から発行されるSFR機器のLBB評価に関するガイドラインで採用される。
金山 英幸*; 旭吉 雅健*; 小川 文男*; 川畑 美絵*; 伊藤 隆基*; 若井 隆純
材料, 68(5), p.421 - 428, 2019/05
本論文では、厚さ0.76mmの薄板試験片を用いた改良9Cr-1Mo鋼のクリープ損傷評価法を検討した。まず、薄板試験片を用いたクリープ試験の妥当性確認のため、未損傷材から作製した未損傷試験片を用いてクリープ破断試験を既報に追加して行い、試験温度873K、応力160MPaの改良9Cr-1Mo鋼のクリープ破断試験では大気中・真空中の試験雰囲気によるクリープ破断時間の差は明瞭がないことを確認した。バルク試験片のクリープ破断時間よりもミニチュア試験片と薄板試験片のクリープ破断時間が1.3倍程度長かった。つぎに、線形損傷則に及ぼす予損傷試験片の加工の影響を検討するため、予損傷材から作製した予損傷試験片を用いて予損傷条件と同条件のクリープ破断試験を行い、クリープ破断時間が係数1.3程度のバラつき範囲に整理されることを確認した。これに加えて、加速条件のクリープ破断試験を未損傷試験片および予損傷試験片に行い、同結果から薄板試験片を用いた加速クリープ破断試験による損傷評価を行った。試験結果は寿命比則で整理すると係数1.3の範囲に整理された。さらに、加速クリープ破断試験、ビッカース硬さよびラス幅に注目した組織観察の各試験結果から、クリープ損傷量の予測を試み、比較した。加速クリープ破断試験の予測結果はビッカース硬さのそれより精度が高く、ラス幅の予測結果は加速クリープ試験とビッカース硬さの間の精度であった。加速クリープ試験およびビッカース硬さによる予測結果を相加平均で組み合わせる評価手法を提案し、少ない試料数で高精度な予測が可能になる可能性が示された。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*
Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07
本研究は、高速炉(SFR)配管のLBB評価に使用されるき裂開口変位(COD)評価法を確立するために実施した。SFR配管については、LBB成立を前提に定期検査における体積試験を連続漏えい監視に代えることが想定されている。SFR配管は改良9Cr-1Mo鋼製で、内圧が低く、薄肉大口径である。改良9Cr-1Mo鋼は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して高強度低延性である。LBB評価では、これらを考慮して貫通き裂からの冷却材漏えい率を適切に推定しなければならない。漏えい率はCODと強く関係するので、適切なCOD評価法を確立する必要があるが、薄肉大口径の高強度低延性材料製SFR配管に適用可能なCOD評価法は未だ提案されていない。そこで本研究では、改良9Cr-1Mo鋼の薄肉大口径管に適用可能なCOD評価法を提案した。すなわち、パラメトリックな有限要素解析(FEA)で計算したCODを弾性、小規模降伏と大規模降伏の各成分に分解し、それぞれ多項式近似して与えた。さらに、周方向貫通き裂を有する改良9Cr-1Mo鋼管を用いた4点曲げ試験の結果との比較により、その適用性について検討した。その結果、CODを過大評価する場合があることが分かった。LBB評価では小さめの漏えい率を想定する方が安全側であるため、ここではLBB評価にはCODの弾性成分のみを考慮することを推奨した。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 菊地 浩一*
Proceedings of ASME Symposium on Elevated Temperature Applications of Materials for Fossil, Nuclear, and Petrochemical Industries, 7 Pages, 2018/04
ナトリウム冷却高速炉(SFR)のLBB評価における不安定破壊評価に適用可能な簡易J積分評価法を提案した。改良9Cr-1Mo鋼は日本のSFR配管の候補材料であるが、従来のオーステナイト系ステンレス鋼と比較して、降伏強度が高く、破壊靭性は劣る。EPRIは全断面塑性解に基づく周方向貫通亀裂のJ積分評価法を提案しているが、SFR配管の形状および改良9Cr-1Mo鋼の材料特性は、この方法の適用範囲外である。したがって、周方向貫通亀裂を有する配管について一連の弾性、弾塑性および塑性有限要素解析(FEA)を実施し、SFR配管に適用可能なJ積分評価法を開発した。FEAから得られたJ積分を、弾性、小規模降伏および大規模降伏の各成分に分解し、それぞれを配管形状、亀裂寸法、材料特性などの関数として多項式近似することで、簡便なJ積分評価法を提案したことにより、破壊力学の知識がなくてもJ積分を用いて2パラメータ法による破壊評価を行うことを可能とした。
鬼澤 高志; 永江 勇二; 加藤 章一; 若井 隆純
材料, 66(2), p.122 - 129, 2017/02
次世代ナトリウム冷却高速炉では、配管の短縮化などによる物量削減を図り、優れた経済性を達成するために、高温強度と熱的特性に優れる改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に適用することを検討している。改良9Cr-1Mo鋼は、繰返し負荷に伴い軟化挙動を示す材料であり、繰返し軟化により引張特性やクリープ特性に影響があることが報告されている。しかしながら、繰返し軟化条件をパラメータとして、系統的に高温材料特性への影響を検討した例はない。このため、改良9Cr-1Mo鋼について、繰返し軟化条件をパラメータとした繰返し軟化材を製作し、それらの引張試験およびクリープ試験を実施し、繰返し軟化条件と高温材料特性が受ける影響の関係を評価した。加えて、それら評価に基づき、高速炉設計における繰返し軟化効果の取扱いについて検討を実施した。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 佐藤 健一郎*
日本機械学会M&M2015材料力学カンファレンス講演論文集(インターネット), 3 Pages, 2015/11
ナトリウム冷却型高速炉の改良9Cr-1Mo鋼配管のLBB評価に適用する感通じき裂長さ評価法について述べる。実際の設計条件ではほとんどき裂は貫通しないけれども、LBB評価においては仮想的な貫通時き裂長さを求められる。一般に貫通時き裂長さは、膜・曲げ応力比で決まり、純曲げ応力の場合が最も長くなる。本研究では、軸方向および周方向の貫通時き裂長さを膜・曲げ応力比と材料特性の関数として簡易に求める方法を提案した。この方法によって、荷重条件と疲労き裂進展特性が分かれば、貫通時き裂長さを求めることができる。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 佐藤 健一郎*
日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2015/09
周方向き裂つき配管の不安定破壊評価に用いるJ積分評価法について述べる。JSFR配管では変位制御型負荷が支配的であるので、き裂の存在によって配管系の荷重バランスが変化する。また、薄肉大口径で、かつオーステナイト系ステンレス鋼に比べ非線形性の高い改良9Cr-1Mo鋼で製作される。J積分評価法としては、EPRIの方法があるが、JSFR配管の形状と材料特性は適用範囲から外れる。そこで、有限要素解析結果に基づいて、改良9Cr-1Mo鋼製薄肉大口径管に適用可能なJ積分評価法を開発した。
町田 秀夫*; 若井 隆純; 佐藤 健一郎*
日本機械学会2015年度年次大会講演論文集(DVD-ROM), 5 Pages, 2015/09
ナトリウム炉配管では、アクセス性の悪さから、体積試験が難しい場合がある。このため、貫通前の欠陥を検出することは難しいので、破壊するより前にナトリウム漏えいを検出することが考えられている。すなわち、仮にき裂が貫通したとしても、微小な漏えいを検出することによって直ちにプラントを停止し、安全を確保するということである。そのためには、破断前漏えいが成立することを示すことが重要である。本研究では、き裂を有する高クロム鋼製配管の破壊強度に及ぼす破壊抵抗の影響について考察し、LBB評価に用いる破壊抵抗の要求について提案を行った。
若井 隆純; 町田 秀夫*; 荒川 学*; 吉田 伸司*; 柳原 星児*; 鈴木 良祐*; 松原 雅昭*; 江沼 康弘*
no journal, ,
This paper describes a crack opening displacement (COD) assessment procedure used in Leak-Before-Break (LBB) assessment of sodium pipes of the Japan Sodium cooled Fast Reactor (JSFR). The sodium pipes are made of ASME Gr.91 (modified 9Cr-1Mo steel). Thickness of the pipes is small, because the internal pressure is very low. Modified 9Cr-1Mo steel has a relatively large yield stress and small work hardening coefficient comparing to the austenitic stainless steels which are currently used in the conventional plants. For LBB assessment, the coolant leak rate from a through wall crack must be estimated properly. Since the leak rate is strongly related to the crack opening displacement (COD), an appropriate COD assessment method must be established to perform LBB assessment. However, COD assessment method applicable for JSFR sodium pipes - thin wall and small work hardening material - has not been proposed yet. Taking non-linearity of the material and the geometry of JSFR pipes, a series of finite element analyses (FEA) for the pipe containing a circumferential through-wall crack was conducted. Based on the parametric FEA results, engineering formulae for COD evaluation were established. Analytical results were compared to some experimental results. The calculated COD was in a good agreement with the observations.
金山 英幸; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 若井 隆純; 芋生 和道*
no journal, ,
改良9Cr-1Mo鋼に対して600C大気中において、ラーソンミラーパラメータによる換算で550C 10万, 20万および50万時間と等価となる時効ならびに、破断時間のおよそ10および20%のクリープ損傷を与える550C20万および50万時間相当の予損傷を行った。各試料から試験片を切出し、引張、疲労およびクリープ試験を行った。引張特性は未時効材に比べて、時効および予損傷処理を行うことで低下した。同鋼の組織は時効処理および予損傷処理によってLaves相が増加し、その増加量と引張特性の低下には相関関係があった。疲労特性はひずみ範囲で整理した場合、未時効材, 時効材および予損傷材で明確な差がなかった。これは疲労軟化によって応答応力の差が小さくなるためと考えられる。クリープ特性は未時効材が最も長寿命であり、次いで時効材となり、予損傷材が最も短寿命となった。Monkman-Grantの関係式が受入材、熱時効処理材およびクリープ損傷処理材に拘わらず一直線に整理できたことから、時効処理によるクリープ寿命の変化はクリープ変形抵抗の低下が原因であると考えられる。
金山 英幸; 旭吉 雅健*; 小川 文男*; 伊藤 隆基*; 若井 隆純
no journal, ,
実データのない長時間領域の材料強度を、実機から採取可能な程度の微小試験片を用いた試験と線形損傷則を組み合わせて予測する方法を検討した。供試材は改良9Cr-1Mo鋼、試験温度は873Kである。寸法効果の確認のため、3種類の試験片を用いてクリープ破断試験を行った。クリープ破断時間は試験片寸法の違いに拘わらず同程度の値を取った。環境効果を確認するため、大気中、Arガス中、真空中でクリープ破断試験を行った。クリープ破断時間は、Arガス中が他の二つに比べて半分以下となった。この原因はArガス中の微量な酸素が供給され続け、総酸素暴露量が大きくなったためと考えられる。予損傷材から微小試験片を切出す機械加工がクリープ破断時間に及ぼす影響について確認するため、予損傷条件と同条件160MPaでクリープ破断試験を行った。結果はバラツキ範囲1.3に描写され、機械加工がクリープ破断時間に及ぼす影響は大きくないことが分かった。160MPaで3種類の負荷時間を与えた予損傷試験片を200MPaで応力加速させた破断試験を行った結果を、Robinson則を用いて整理した場合、試験結果のバラツキ範囲は1.3に描写された。この結果は本余寿命評価法の適用可能性を示している。
岡本 賢幸*; 中山 雄太*; 小川 文男*; 橋立 竜太; 旭吉 雅健*; 若井 隆純; 伊藤 隆基*
no journal, ,
高速増殖炉は非常に過酷な環境となるため改良9Cr-1Mo鋼の高い耐久性が期待されているが、実機作動時に想定される非比例多軸負荷やクリープ疲労特性の影響に関した評価研究は限られているため、それらの評価手法の確立が求められている。本研究ではクリープ疲労条件下での破損機構の解明と多軸クリープ疲労寿命評価手法について提案した。
小川 文男*; 今川 裕也; 橋立 竜太; 旭吉 雅健*; 伊藤 隆基*
no journal, ,
近年、環境保護の要望が高くなっていることから火力プラントにおける起動及び停止間隔の短時間化が進められている。高速増殖炉においても、運転環境(温度,ナトリウム環境)をより厳しくすることが検討されている。改良9Cr-1Mo鋼は高温における機械的性質に優れていることから火力プラント、高速増殖炉などで使用されている。実機では、複雑な応力状態でのクリープ疲労型で使用されることから、単軸状態に比べてより損傷を受ける可能性があるため、多軸クリープ疲労寿命を測定するとともに、寿命評価法を確立する必要がある。本研究では550C大気中にて軸・ねじりの多軸クリープ疲労試験を行い、特性データを蓄積するとともに寿命評価を行った。結果については後述するが、ひずみ速度、保持時間依存性に従来とは異なる特異性が見られた。次に応力とひずみのヒステリシスループ面積に対応するひずみエネルギーを算出して寿命評価を行うとともに、同エネルギーの理論化を行い、実寿命と理論寿命の比較を行った。具体的には、比例負荷の試験で観察された特異なひずみ速度、保持時間依存性及び多軸状態を包括して評価可能な、新しいひずみエネルギーによる寿命評価法を検討した。
小川 文男*; 今川 裕也; 橋立 竜太; 若井 隆純; 旭吉 雅健*; 伊藤 隆基*
no journal, ,
550Cにて改良9Cr-1Mo鋼の引張・ねじりの多軸クリープ疲労試験を行った。ひずみ速度,保持時間依存性に関して特異性が見られ、最大応力と応力緩和の度合いに寿命が支配されることを明らかにした。ヒステリシスエネルギーを算出するとともに、非比例負荷の影響を考慮した寿命整理を行った。具体的にはヒステリシスの発現機構を検討し、硬化指数と緩和応力を考慮したエネルギー定式化を行った。寿命評価についてはこれまでに係数2.9と2.2で整理できているが、本研究ではまず係数2で整理できることを目標に検討を進めた。
鬼澤 高志; 豊田 晃大; 今川 裕也; 岡島 智史; 安藤 勝訓
no journal, ,
日本原子力研究開発機構(JAEA)では、安全性と経済性を高い次元で両立させた高速炉を実現するために、高速炉設計に必要な材料強度基準の開発を進めている。JAEAはこれまでに取得したデータ及びその評価結果に基づいて材料強度基準を策定し、日本機械学会規格発電用設備規格第2編高速炉規格に規格化している。本論文では、日本機械学会規格に規格化した材料強度基準の概要と、今後の改定に向けた検討状況について述べる。
豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志
no journal, ,
改良9Cr-1Mo鋼は、高速炉の蒸気発生器用材料として開発された、良好な引張強度とクリープ強度を有する焼き戻しマルテンサイト鋼である。次世代高速炉の設計条件において、改良9Cr-1Mo鋼は550Cで50万時間の使用が想定されている。本研究では、改良9Cr-1Mo鋼の550C、50万時間における熱時効効果を評価することを目的として、最長約20万時間の長時間熱時効材を用いた引張試験を実施した。
今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では次世代高速炉用構造材料である316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼の材料強度基準の開発に取り組んでおり、これらの材料の溶接部強度評価法の開発も進めている。本発表では、溶接部強度評価法の開発に資する溶接熱影響部の疲労特性を取得するための、微小試験片を用いた疲労試験技術の開発を実施した結果を報告する。
