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二川 正敏; 涌井 隆*; Steinbrech, R. W.*; 田辺 裕治*; 原 利昭*
日本機械学会論文集,A, 66(646), p.152 - 158, 2000/06
脆性被覆膜の健全性に大きく影響する残留応力及び破壊靱性値K
を精度良く評価できる新たな試験技術を提案した。すなわち、超小型曲げ荷重負荷試験機を組み込んだ微小押込み試験装置を用いて、曲げ荷重負荷状態下で任意の押込み荷重による圧痕から伝播するき裂に対してその場観察を行い、相当残留応力として作用する曲げ応力と微小き裂長さとの関係を求めた。これより、残留応力及びK値が精度よく評価できることを示し、K値については残留応力フリーで実測された値と、また残留応力については基材とコーティングとの熱膨張差を考慮した熱弾性解析結果とほぼ合致することから、本手法の妥当性を確認した。さらに、曲げ荷重無負荷時に得られるき裂長さによるK値の評価結果にはぼらつきが多く現れるが、任意の曲げ加重を負荷した結果を組み合わせることにより、得られたK値の信頼性を向上できることを示した。
石山 新太郎; 衛藤 基邦
23nd Biennial Conference on Carbon (CARBON '97) Extended Abstracts and Program, Vol,2, p.232 - 233, 1997/00
従来、黒鉛材料の破壊靱性試験は、ASTMの金属材料技術手法を便宜的に流用して、評価を行っていたが、有効な破壊靱性値を求めるための系統的な実験や検討がなされぬまま今日に至っている。例えば、黒鉛材料では、引張り試験や曲げ試験で得られたそれぞれの強度は、一般的に一致しない。したがって、黒鉛の破壊靱性試験を引張り型や曲げ型で行った場合、当然ながら、それぞれの破壊靱性値を示すことが予想される。本論文では、HTTR炉心構造黒鉛材料の有効な破壊靱性値を得るため引張り荷重と曲げ荷重を同時に負荷できる装置を開発し、これを用いて、(1)引張りや曲げ荷重の負荷形式の影響,(2)靱性値の解析法,(3)試験片形状の影響に関して系統的な実験を行い、有効な黒鉛材料の破壊靱性を求めるための検討を行った。その結果、引張り型でかつパリス則(破壊荷重と亀裂長さとの直接的関係)に則った方法で得た破壊靱性値が、他の方法(例えば、曲げ荷重下でASTM規格で評価した値)より低い値を示した。また、形状効果等の検討結果からも、引張り負荷形式により、パリス則を用いた方法で得た値が黒鉛材料の有効破壊靱性値に最も近いものと考えられる。
栗原 良一; 植田 脩三; 多田 栄介
Fusion Technology, 30(3), p.1465 - 1469, 1996/12
核融合実験炉の真空容器は、トリチウム等の放射性物質を内蔵するため、安全上重要な機器の一つである。真空容器はトロイダル一周抵抗を高くするため、ステンレス鋼製の二重壁構造としている。二重壁内部には冷却材として水が循環しており、寿命期間中には応力腐食割れ等によって亀裂の発生が考えられる。また、冷却材侵入事象が起きると、発生した水蒸気による内圧荷重およびプラズマディスラプションによるVDE荷重が膜応力として真空容器に作用する。亀裂を有する二重壁をモデル化し、有限要素法解析コードADUNAを用いて破壊力学的検討を行った結果、3dpaまで照射され脆化した真空容器内壁に板厚の1/4深さの亀裂を想定しても、未照射材の降伏強さ程度の膜応力が作用した場合、亀裂先端のJ積分値は材料の破壊靱性値J
に比べて十分小さいことが判った。
鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 西山 裕孝; 深谷 清; 斉藤 雅弘*; 三沢 俊平*
Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1023 - 1027, 1992/00
被引用回数：11 パーセンタイル：70.41(Materials Science, Multidisciplinary)スモールパンチ(SP)試験を照射材の機械的性質評価に応用し、照射脆化評価を行った。透過電子顕微鏡観察用試験片(3mm
0.25mm
)を用い、8Cr-2WV,8Cr-2WVTa及び12Cr-1MoVWの3種類のフェライト鋼の延性脆性遷移温度(DBTT)、弾塑性破壊靱性値(J)の評価を行った結果、スモールパンチ試験による推定法の有効性の確認、並びに8Cr-2WVTa鋼の優れた照射特性を明らかにすることができた。
石山 新太郎; 奥 達雄*; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(5), p.472 - 483, 1991/05
HTTR用黒鉛構造物は地震や原子炉の運転・停止に伴って発生する熱応力や照射誘起応力の繰返しを受ける。そのため原子炉の設計と安全性の評価に際しては原子炉用黒鉛材料の疲労強度特性や材料中に含まれる欠陥の先端部からき裂が進展し、破壊に至る可能性を検討・評価するための破壊力学特性に関する研究が必要である。本論文は、高温ガス炉用黒鉛、特に高温工学試験研究炉に使用される予定の黒鉛材料について、疲労破壊およびき裂進展に基づく破壊の可能性を検討・評価するのに必要な基礎的知見を初めて明らかにしたものである。
石山 新太郎; 奥 達雄
日本原子力学会誌, 30(2), p.181 - 192, 1988/02
被引用回数：2 パーセンタイル：31.38(Nuclear Science & Technology)微粒等方性黒鉛IG-11の低サイクル疲労試験を応力比R(=最小付加応力/最大付加応力)=0.5,0.0、-1.0、-3.5、+
、1/0.3、1/0.7の付加応力モードで行い(1)各種統計解析法による最適S-N曲線の比較(2)疲労強度の及ぼす応力比効果(3)体積効果に関して検討を行った。その結果、次の結論を得た。1.Price法は比較的適合性の良い最適S-N曲線が得られる。2.応力比が低下するに従って疲労強度の低下が見られた。また、R=-3.5では急激な疲労強度の低下が見られた。3.応力比=+では試験片体積依存性が見られた。4.黒鉛の疲労破壊は疲労き裂の進展によるき裂先端の応力または応力拡大係数が破壊応力又は破壊靱性値に達したときに生じるものと解釈できる。
