「常陽」照射試験サイクル報(第35サイクル)

照射管理課*

JNC TN9440 2000-008, 79 Pages, 2000/08

JNC-TN9440-2000-008.pdf:2.33MB

本報告書は、第35サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第35サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーべイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第35サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD253の67,600MWd/t(要素平均)である。

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)の衝撃特性の評価

上平 明弘; 鵜飼 重治

JNC TN9400 2000-035, 164 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-035.pdf:3.67MB

高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS鋼:0.12C-11Cr-0.5Mo-2W-0.2V-0.05Nb)は、サイクル機構が高速炉の次期炉心材料候補として開発した鋼種であり、1992年の材料強度基準(暫定案)の策定時に延性脆性遷移温度(DBTT)が評価されているが、衝撃特性において重要な特性の1つである寸法依存性、および上部棚吸収エネルギー(USE)の評価が行われていないといった課題がある。本報告では、PNC-FMS鋼および海外材のデータを用いて、USE,DBTTそれぞれにおける寸法依存性、熱時効効果、照射効果などを評価し、PNC-FMS鋼における製造時のUSEとDBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を策定した。得られた主な結果は次の通りである。(1)USEの寸法依存性は「(Bb)のn乗」(B:試験片の幅、b:試験片のリガメントサイズ)を用いて「USE=m(Bb)のn乗」(m,nは定数)の関係として適切に評価可能であること、およびPNC-FMS鋼の場合「n=1.4」となることを明らかにした。「(Bb)のn乗」における乗数「n」は、フルサイズ試験片のUSE(J)と関連付けられ、「n=1.3810のマイナス3乗USE+1.20」の関係式が得られた。(2)DBTTの寸法依存性は「BKt」(Kt:弾性応力集中係数)を用いて適切に評価可能であり、「DBTT=p(log10BKt)+q」(p,qは定数)の関係にあることを明らかにした。PNC-FMS鋼の場合、DBTT=119(log10BKt)-160であった。(3)製造時DBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を用いて、照射後のDBTTを推定した結果、350650の照射温度範囲でサブサイズ試験片(幅3mm高さ10mm)のDBTTは180以下であった。

Ti合金(Ti-6Al-4V)の材料特性

炉心プラズマ計画室

JAERI-Research 97-012, 96 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-012.pdf:8.65MB

Ti-6Al-4V合金材料について、実験で以下に示す材料特性を明確にした。1)重水素イオン(0.5keV,~10Dions/ms;760K)による高温透過挙動では、透過/入射フラックス比は、633Kで3.310,753Kで4.810であった。透過の律速は合金中の透過側への拡散で決まり、透過の活性化エネルギーは600K以上の領域で0.12eVである。600K以下では、透過フラックスは激減し、入射された重水素イオンは、ほぼ合金中に残留する。2)放射化分析では、Ni,Co,Mnの不純物が検出された。3)高温で水素吸蔵(500C,~50Torr,~0.095wt.%)させた材料の強度試験の結果、~0.04wt.%までは材料として、使用可能。溶接の有無の差は、無かった。Ti合金を真空容器材料として使用する場合には、放射化分析で不純物(特にCo)の少ない材料を選択、水素吸蔵のあまり進まない200~300C程度以下、水素吸蔵量~0.04wt.%以下で使用する必要がある。

Generating material strength standards of aluminum alloys for research reactors, II; Design fatigue curve under non-effective creep condition

辻 宏和; 宮 健三*

Nucl. Eng. Des., 155, p.547 - 557, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(94)00928-R

アルミニウム合金は、試験研究用原子炉の構造材料としてよく用いられているものの、「解析による設計」を行うために必要な設計降伏点Sy、設計引張強さSu、設計疲労線図といった材料強度基準は整備されていなかった。そこで、アルミニウム合金の材料強度基準を策定するために必要な材料データの整備及びその材料データを基にした解析評価等を行った。本報(第2報)では、設計疲労線図を策定するために行った一連の疲労試験の経緯(材料選定、試験マトリクス、試験方法等の基本的考え方)、試験の結果及び解析評価の過程を述べるとともに、その結果得られた設計疲労線図を紹介した。また、設計疲労線図適用上のクリープ効果の排除法、平均応力効果の評価法等の留意すべき点についても言及した。

材料特性データ集; Mod.9Cr-1Mo鋼のクリープ特性(母材) No.F02

青木 昌典; 加藤 章一; 佐藤 勝美*; 鈴木 高一*; 小林 裕勝*; 吉田 英一; 和田 雄作

PNC TN9450 91-010, 259 Pages, 1991/10

PNC-TN9450-91-010.pdf:4.55MB

本報告は,高温構造材料設計 材料強度基準および高温強度特性評価法の高度化に供することを目的に,FBR蒸気発生器材料として適用が予定されている。Mod.9Cr-1Mo鋼について,材料開発室の研究開発計画に基づいた試験で取得したクリープ特性データをまとめたものである。今回報告する試験内容は, (1)材 料:Mod.9Cr-1Mo鋼(母材) 板 材 7鋼種(F2,F6,F7,F9,F10,NSC1,NCS2) 鍛鋼品 8鋼種(F4,F5,F8,F11,VIM,F550) 管 材 1鋼種(F3) (2)試験温度:450650度C (3)試験方法:JIS Z 2271「金属材料の引張クリープ試験方法」,ならびにJIS Z 2272「金属材料引張クリープ破断試験方法」およびPNC N241 79-32「FBR金属材料試験実施要領書」に準拠 (4)試験環境:大気中及びナトリウム中 (5)データ点数:314点 なお,材料特性データは,「FBR構造材料データ処理システム SMATのデータ様式に従い作成したものである。

Generation of material strength standards of aluminum alloys for research reactors, 2; Design fatigue curve under non-effective creep condition

辻 宏和; 宮 健三*

Preprints of the Post SMiRT Seminar No. ll on Construction Codes and Engineering, p.3.4-20 - 3.4-39, 1991/08

アルミニウム合金は、試験研究用原子炉の構造材料としてよく用いられているものの、「解析による設計」を行うために必要な設計降伏点Sy、設計引張強さSu、設計疲労線図といった材料強度基準は整備されていなかった。そこで、アルミニウム合金の材料強度基準を測定するために必要な材料がデータの整備及びその材料データを基にした解析評価等を行った。本報(第2報)では、設計疲労線図を策定するために行った一連の疲労試験の経緯(材料選定、試験マトリクス、試験方法等の基本的考え方)、試験の結果及び解析評価の過程を述べるとともに、その結果得られた設計疲労線図を紹介した。また、設計疲労線図適用上のクリープ効果の排除法、平均応力効果の評価法等の留意すべき点についても言及した。

試験研究炉用アルミニウム及びアルミニウム合金の設計降伏点Sy及び設計引張強さSuの案の策定

辻 宏和; 掛札 和弘; 中島 甫

JAERI-M 90-191, 126 Pages, 1990/11

JAERI-M-90-191.pdf:2.56MB

科学技術庁では、試験研究用原子炉の技術基準の整備を進め、「試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準」を告示化することを計画している。その技術基準では、Al及びAl合金の使用を認める方向で検討を進めているが、現在のところ、Al及びAl合金を「解析による設計」に対して適用できるようにする上で必要となる設計降伏点(Sy)、設計引張強さ(Su)及び設計疲労線図(DFC)を策定するに至っていない。そこで、原研及び動燃が中心となって、上記のSy、Su及びDFCを策定するために必要な材料データの整備及びその材料データを基にした評価等の予備的検討を行なった。このうち、Sy及びSuに関しては原研が、DFCに関しては動燃が担当した。本報は、原研が担当した「Al及びAl合金のSy及びSu」の策定のための一連の引張試験の経緯、結果及び解析評価の過程をまとめると共に、その結果得られた「Al及びAl合金のSy及びSu」の案を示したものである。

Neutron diffractometer for research on strength of materials at J-PARC

Harjo, S.; 相澤 一也; 川崎 卓郎

no journal, , 

J-PARC is a research complex of proton accelerators and experimental facilities in Japan, and also an international multipurpose user facility with the unique feature of the use of various secondary quantum beams, like neutron, muon, kaon, neutrino, etc. that are produced from the world leading 1 MW class proton beam. The materials and life science facility (MLF) is a facility in J-PARC, that produces pulsed neutrons and use them for various kinds of materials and life sciences. A high intensity and high resolution neutron diffractometer TAKUMI dedicated for engineering sciences including the strength of materials has been built and operated at the MLF of J-PARC. The present status of TAKUMI will be introduced; (1) instrument specifications, (2) covering applications, (3) unique sample environmental devices and available experiments, (4) research examples, and (5) new challenges and upgrading plans.

放射光利用による金属材料分析の概論

菖蒲 敬久

no journal, , 

本講演では、放射光を利用した金属材料中の材料強度特性、応力評価研究のための計測技術からそれらを活用した測定事例について幅広く紹介する。

Development of the material strength standard of 316FR steel and modified 9Cr-1Mo steel for next-generation fast reactor in Japan

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。