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下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 11 Pages, 2023/07
最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度T
の取得が必要である。破壊靭性参照温度TはMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や初期亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、何度か予亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容予亀裂形状の変化は、予亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される予亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の予亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なTが取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてTの有意な差は見られなかった。
高見澤 悠; 端 邦樹; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*
Journal of Nuclear Materials, 556, p.153203_1 - 153203_10, 2021/12
被引用回数：3 パーセンタイル：44.61(Materials Science, Multidisciplinary)原子炉圧力容器鋼における中性子照射脆化に及ぼすシリコンの影響を明らかにするため、三次元アトムプローブにより、高照射量領域まで中性子照射された監視試験片中の溶質原子クラスタを分析した。高Cu含有材では、Ni, Mn, Siがクラスタ中心のCu原子を囲むように凝集し、コアシェル構造を形成するのに対して、低Cu含有材ではNi, Mn, Siがクラスタ中を均一に分布していた。クラスタ内のCu原子の数はCu含有量の減少と共に減少したが、それを補うようにSi原子数が増加した。材料中の公称のSi含有量の増加とともに、クラスタのギニエ半径は減少し、数密度が増加した。結果として、クラスタの体積率は一定であった。延性脆性遷移温度移行量とクラスタの体積率とギニエ半径の積の平方根が良い相関関係を示すことから、脆化の主要因は、溶質原子クラスタを転位が切断するメカニズムによる硬化であることが示された。また、Si含有量の増加により、クラスタの体積率は一定のままギニエ半径が減少することで脆化の程度を減少させることが示された。
斎藤 滋; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 鈴木 美穂; Dai, Y.*
Journal of Nuclear Materials, 534, p.152146_1 - 152146_16, 2020/06
被引用回数：1 パーセンタイル：11.8(Materials Science, Multidisciplinary)流動鉛ビスマス共晶合金(LBE)中で照射されたMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットからT91引張試験片を採取し、照射後試験(PIE)を行った。これらの試験片は照射試験における標準的な試験片と比べて2倍以上の厚さがあり、そのゲージ部の厚さと幅の比(t/w)は標準的な照射用試験片とは大きく異なる。PIEの結果、これらは標準的な試験片と比較して1.5-2.0倍大きな全伸び(TE)を示し、これよりt/wとTEは強く相関していることが示唆された。そこで、未照射の試料を用いて、引張り特性に対するt/wの影響を調べた。その結果、強度と均一伸びにはt/w依存性が見られないが、TEはt/wの増加とともに大きくなることが分かった。さらに実験データに基づいて、TEを様々なt/wの試験片と相関させることで、標準試験片を含む適切なTE値を評価できることを示した。
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。
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。
西 宏
Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.269 - 274, 2006/02
被引用回数：4 パーセンタイル：30.64(Nuclear Science & Technology)拡散接合継手のシャルピー衝撃試験の吸収エネルギーが小さい原因を明らかにするため、ステンレス鋼とアルミナ分散強化銅の直接拡散接合継手と金インサートを用いた拡散接合継手について、接合界面部に切欠きを付けた試験片の計装化シャルピー衝撃試験と静的3点曲げ試験を行い、その破壊挙動を比較した。また、有限要素法により引張りとシャルピー試験片の弾塑性解析を行い、両試験片の変形特性の相違を検討した。その結果次の結果を得た。衝撃試験と静的曲げ試験結果は等しく、接合継手の吸収エネルギーの低下は、最大曲げ荷重の低下により起こる。これは、接合継手曲げ試験片の切欠き底では両材の応力-ひずみ特性が異なるため、低強度部材のアルミナ分散強化銅界面近傍に変形が集中するためであり、シャルピー吸収エネルギーの低下は切欠き底の変形が一様でなく、局部的に集中するために起こる。
鬼沢 邦雄; Van Walle, E.*; Pavirich, W.*; Nanstad, R.*
NUREG/CR-6777, 81 Pages, 2002/08
本報告書は、米国ASTMが主催したシャルピー衝撃試験片再生に関するラウンドロビン試験結果をとりまとめたものである。この試験片再生ラウンドロビンは、インサート部の長さ、シャルピーハンマーの刃先形状、溶接接合方法等の影響を比較検討し、試験片再生に関するASTM規格E1253のレビューに寄与することが目的である。各国から10機関が独自の技術で再生を行い、米国ORNLにおいてすべてのシャルピー衝撃試験が実施された。試験結果は、14mmのインサートを用いた場合には再生の影響はほとんど無いことが確認された。また、溶接方法とハンマー刃先形状の組み合わせで再生の影響が分類できることを示した。すなわち、スタッド溶接及び突き合わせ溶接でASTM刃先の場合が最も影響が大きく、電子ビーム溶接でISO刃先の場合に最も影響が少ない。その他、溶接法及び機関間の相違や、衝撃荷重に関する比較検討を行った。
濱 克宏; 谷口 直樹; 本田 明
JNC TN7430 2000-002, 25 Pages, 2001/01
JNC-TN7430-2000-002.pdf:3.32MB
地下水中に金属材料が存在する場合の,地質環境への影響と金属材料の耐久性を評価する目的で,東濃鉱山坑内の花崗岩岩盤中において,非加熱条件での10年間の浸漬試験を実施した。平板状(30
302tmm)の金属試験片(軟鋼および工業用純チタン)を有孔の容器に入れ地下水に浸漬させた。本報告書では,金属材料の耐久性を調査するために,所定の期間後に回収した試験片の外観観察,軟鋼試験片についてはその重量変化の測定,各種方法による腐食形態および腐食生成物の観察・分析の結果を示す。主な結果は以下のとおりである。(1)軟鋼試験片の重量減少量から,10年間の平均腐食速度は4.3610-3mm/yと求められた。(2)軟鋼試験片の腐食生成物は,緻密な皮膜状の物質の上に,多孔質な物質が堆積している形態であった。皮膜状の物質はマグネタイト等の2価の鉄を含む鉄酸化物,多孔質な物質はゲーサイトなどの3価の鉄を含む鉄酸化物でそれぞれ構成されることが分かった。(3)チタン試験片は試験開始時の研磨痕が保持されており,局部腐食等の発生は観察されなかった。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
日本機械学会平成12年度材料力学部門講演会講演論文集, p.431 - 432, 2000/10
原子炉圧力容器の高経年化に対応して健全性評価の精度向上に資するため、圧力容器鋼の照射脆化挙動評価に関して、小型試験片による破壊靱性評価法について検討した結果を報告する。試験には、国産の原子炉圧力容器用鋼材を用い、JMTRにおいて中性子照射試験も実施した。ASTMのマスターカーブ法とJEACの破壊靱性評価法を適用し、試験片寸法効果や破壊靱性下限値の評価を行った。本研究から、ASTMの寸法効果補正式が必ずしも十分でないこと、及びシャルピー型試験片により十分下限破壊靱性を評価できることが示された。さらに、中性子照射効果に関しては、ばらつきは大きいものの、破壊靱性遷移温度のシフトが、シャルピー試験から求まる遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。
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、350
650
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。
三輪 敦志*; 高橋 奈緒*
JNC TJ7440 2000-014, 40 Pages, 2000/02
JNC-TJ7440-2000-014.pdf:17.73MB
本調査は,土岐周辺に分布する土岐花崗岩の地表露頭の岩石薄片試料について,偏光顕微鏡による薄片観察およびモード測定を実施し,既存情報とあわせて考察を行い,土岐花崗岩の岩相分布を把握することを目的として実施した。偏光顕微鏡観察結果およびモード測定の結果から,花崗岩の多くは,石英・カリ長石・斜長石をほぼ等量含むアダメロ岩を示し,含まれる有色鉱物の組み合わせにより,黒雲母のみ,黒雲母+白雲母,黒雲母+角閃石に分類される。これらを考慮すると土岐花崗岩は大きく分けて 1)黒雲母アダメロ岩,2)含白雲母黒雲母アダメロ岩,3)角閃石黒雲母花崗閃緑岩の3つのグループに分類される。石原・鈴木(1969)では野外での岩相変化(主に粒径と角閃石の含有)から土岐花崗岩を分類している。しかし,有色鉱物に白雲母を含む試料の記載がほとんどない。今回の調査によると,白雲母を含む試料は,土岐花崗岩体の西部に多く分布する特徴がわかった。また,有色鉱物に角閃石を含む試料は,従来,土岐花崗岩体北西縁部のみに分布するとされていたが,今回の調査では,岩体の東側にも分布する事が新たにわかった。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-049, 94 Pages, 1999/11
本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素の一つであるオーバーパックについて、複合オーバーパックの現有技術での製作可能性を確認するために実規模容器での試作を行った結果を報告するものである。耐食層の材質については、超長期の耐腐食性が期待できる無酸素銅を選択した。複合構造については、耐食層である銅の外容器と、強度部材となる炭素鋼の内容器からなる2重容器構造とした。試作は銅製外容器のみ実施した。無酸素銅およびリン入り無酸素銅を用いて両者の比較を行った。製作方法については、胴部および底部については後方押出し加工による一体成形法とし、蓋部については本体との溶接を電子ビーム溶接法を用いて行うことした。試作後、容器から採取した試験片を用いて各種機械試験を実施し、今回採用した銅製外容器の後方押出し加工による製作方法は、現有技術で十分に対応可能であることを確認した。蓋の溶接部については超音波深傷試験を実施し、電子ビーム溶接の適用性を確認した。またオーバーパック寿命期間中にガラス固化体から発せられる放射線による炭素鋼内容器の脆化の程度を検討した結果、無視できるレベルであることが分かった。最後に今後検討されるべき課題をまとめた。
近江 正男; 齋藤 順市; 石井 敏満; 星屋 泰二; 實川 資朗
JAERI-Conf 99-009, p.151 - 162, 1999/09
核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得る装置は、d-Liストリッピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢である。この中性子源の計画は、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限され、微小試験片技術の開発が必須である。また、本技術は軽水炉寿命延長に必要とされる。ホットラボでは、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。本装置は、ホットセル内への装置完了後、SP試験法の能力確認と標準化を目的としたラウンドロビン試験を実施した。本発表では、装置の概要及びラウンドロビン試験の結果を報告する。
實川 資朗; 内藤 明; 瀬川 潤*
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.87 - 91, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.48(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉材料開発のための中性子照射には核分裂炉が用いられることが多いが、必要な損傷速度が極めて高いため使用できる炉や照射体積は限られる。このため試験片の微小化は重要な照射試験技術である。破壊特性に対する試験片寸法や形状の影響は比較的大きい。試験片形状の最適化と微小化のために、J
値やJ-R曲線に対するこれらの影響を評価した。試験片には大きさと形状を変えた7075-T6アルミニウム合金の3点曲げ試験片を用いた。試験片の幅と厚さは1.25~20mmの範囲で、a/W値は0.125~0.6の範囲で変化させた。JやCODには試験片寸法や形状の効果は強く現れなかったが、J-R曲線やJ値の範囲はリガメント長さに強く依存した。これは測定できるJ値の範囲はリガメント長さに依存することを示す。
野田 健治; Ehrlich, K.*; 實川 資朗; Moeslung, A.*; Zinkle, S.*
Journal of Nuclear Materials, 258(263), p.97 - 105, 1998/10
被引用回数：20 パーセンタイル：81.43(Materials Science, Multidisciplinary)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の役割は、(1)核融合材料の開発、(2)核融合DESO炉の設計用材料データベースの取得等である。ここでは、IFMIFの概念設計活動(IFMIF-CDA)のためのユーザー要求を試験すべき材料、試験の形式、微小試験片技術、照射条件等について示される。試験すべき材料としては、フェライト鋼、V合金、SiC/SiC複合材料等の構造材料、Li
O及びLiTiO等の増殖材料、炉内構造物絶縁及びRF窓等の絶縁セラミック材料等であり、試験の形式としては、照射後試験と運転条件下での材料特性を調べるための照射下その場実験がある。また、照射条件としては、必要な中性子束、照射試験体積、中性子束勾配、中性子スペクトル、材料損傷パラメータ等についてふれる。
三輪 幸夫; 實川 資朗; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 258-263(PT.A), p.457 - 461, 1998/00
被引用回数：15 パーセンタイル：74.74(Materials Science, Multidisciplinary)IFMIF等を用いた、核融合炉構造材の照射特性を調べるうえで必要な試験技術の内、微小な試験片を用いた疲労試験方法の開発を行った。試験片は外形が25.4mm5mm1.5mmで、試験部が直径1.25mm、曲率が10mmの砂時計型疲労試験片である。この試験片を用いて、径方向歪制御の、完全両振り型の疲労試験を0.1%/sの歪み速度で、大気中、室温にて行った。その結果、歪範囲が1.5%~0.8%の間では、オーステナイト系ステンレス鋼の疲労寿命は、大型の試験片の疲労寿命とほとんど同じくらいであった。また、試験機荷重軸のずれの影響を調べ、100
m程度までのずれが許容される可能性のあることがわかった。
鬼沢 邦雄; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 貝原 正一郎*; 中村 照美*
Int. J. Press. Vessels Piping, 70(3), p.201 - 207, 1997/00
被引用回数：13 パーセンタイル：71.88(Engineering, Multidisciplinary)原子力プラントの供用期間を長期化する場合、圧力容器の照射脆化を評価するための監視試験片が不足する可能性がある。そのため、試験後の試験片の未変形部分を利用して試験片を再生する手法として、表面活性化接合法の適用性を検討した。この表面活性化接合法では、真空中で回転摩擦を用いて表面を活性化することにより、試験片を溶融させずに低温で接合させることが可能である。接合時の発熱は照射脆化の回復につながるため、低く抑える必要がある。圧力容器用A533B-1鋼を用いて、接合時の温度分布及び接合したシャルピー試験片によるシャルピー特性についての検討を行った。その結果、本接合法は他の溶接による接合に比べて発熱領域を小さくでき、またシャルピー遷移温度の評価も可能であることがわかった。これらから、本接合法が他より最も試験片再生に適していることが確認できた。
近江 正男; 齋藤 順市; 大岡 紀一; 實川 資朗; 菱沼 章道; 海野 明
日本原子力学会誌, 39(11), p.966 - 974, 1997/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)核融合炉材料の開発に利用できる高エネルギー中性子場を得るための装置は、d-Liストリピング反応を利用した加速器型中性子源が最も有力な選択肢であるとされている。中性子源の計画としては、国際エネルギー機関(IEA)で概念設計が行われている国際核融合材料照射装置(IFMIF)があるが、照射体積が制限されることから、装置の利用のためには微小試験片技術の開発が必須である。原研では、遠隔操作型スモールパンチ(SP)試験装置を開発した。本装置の設計では、材料の低温での脆性及び高温での強度減少も含めた広い温度範囲での材料強度特性の温度依存性を評価することが可能となるよう配慮した。現在、本装置のホットセル中への設置が終了し、SP試験法のラウンドロビン試験計画に利用している。この試験計画は、試験法の能力確認と標準化を目的としたものである。本報告では、試験装置のその性能と概要を紹介し、ラウンドロビン試験のために得つつあるSP試験の結果も示す。
菊地 賢司; 加治 芳行; 倉田 有司
Proc. of Int. Conf. on Materials and Mechanics'97 (ICM&M'97), p.607 - 612, 1997/00
Ni基耐熱合金ハステロイXRを用いて、高温クリープ変形及びクリープ亀裂進展試験を行い、試験片の形や荷重負荷形式間における破断時間の相違を、温度、応力パラメータで特性化した。用いた試験片は両側切欠き付き平板、中心孔付き平板、内圧円筒、切欠き付内圧円筒、CT、丸棒である。両側切欠き付き平板の高温クリープ試験(850-950C)よりクリープ亀裂成長速度より定式化したQ
パラメータを積分して得られる破断までの時間は、形式的に平滑材のラーソンミラーパラメータと同じ形に表現できるので、これを用いて、各試験片の破断時間を比較できる。このとき定数Cはそれぞれの荷重負荷形式によって異なる値をとるため、最適化する必要がある。その結果、C=18.5を得た。すなわち、ハステロイXRの場合には、T(log
t
+18.5)を用いれば破断時間特性を比較できることがわかった。Tは温度、tは破断時間である。
中村 照美*; 西山 裕孝
原子力工業, 42(9), p.26 - 29, 1996/00
使用済みの原子炉圧力容器監視試験片(シャルピー衝撃試験片)の未変形部分を利用してシャルピー衝撃試験片を再生する方法として、熱影響が小さい接合を可能とする表面活性化接合法を適用した。その結果、本方法が他の一般的な溶接による接合法と比較して、照射脆化の回復防止のために接合時の温度上昇を抑えるという試験片再生の技術的な要件において、より優れた方法であることを確認した。また、接合によるシャルピー衝撃特性への影響についても検討した。
