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論文

New design and fabrication technology applied in mercury target vessel #8 of J-PARC

涌井 隆; 若井 栄一; 粉川 広行; 直江 崇; 花野 耕平; 羽賀 勝洋; 高田 弘; 島田 翼*; 鹿又 研一*

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.081002_1 - 081002_6, 2020/02

J-PARCの水銀ターゲット容器は、水銀容器と二重容器構造の保護容器(内側及び外側容器)からなる三重容器構造である。2015年の500kWビーム運転時、水銀ターゲット容器の保護容器からの微小な水漏れが2回発生した。この容器破損から得られた知見を基に、設計, 製作及び試験検査過程の改善を行った。ワイヤ放電加工を用いて、1つのステンレスブロックから切り出した一体化構造を採用することにより、水銀ターゲット容器前方の溶接線の長さは約55%まで大幅に減らすことができた。放射線透過試験や超音波探傷試験による徹底的な溶接検査を実施した。2017年の9月に水銀ターゲット容器8号機が完成し、8号機を使用したビーム運転が開始された。500kWの安定的なビーム運転が実現でき、ビーム試験時には、1MWの最大ビーム強度を経験することができた。

論文

計算科学シミュレーションコードSPLICEによる異種材料レーザー溶接プロセスの数値解析

村松 壽晴; 佐藤 雄二; 亀井 直光; 青柳 裕治*; 菖蒲 敬久

日本機械学会第13回生産加工・工作機械部門講演会講演論文集(No.19-307) (インターネット), p.157 - 160, 2019/10

本研究は、レーザーによる異種材料溶接を対象とし、溶接時の温度管理等を適切に行うことにより、発生する残留応力を低減させることを目的とする。報告では、残留応力発生に大きな影響を持つ溶融池・凝固過程での過渡温度挙動を、計算科学シミュレーションコードSPLICEにより評価し、溶接加工時の伝熱流動特性に基づき、溶接施工時に溶融池領域の表面温度分布をサーモグラフィーなどにより把握することにより、これを指標として冷却速度をレーザー加熱などによって制御し、温度勾配解消が期待できる溶融池内対流輸送を維持し、発生する残留応力を低減できる可能性を示した。

論文

Susceptibility to neutron irradiation embrittlement of heat-affected zone of reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 勝山 仁哉; 河 侑成; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/07

原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)について、実際の原子炉圧力容器を模擬した継手溶接材(継手HAZ)及びHAZの代表的な組織を再現した熱処理材を作製し、JRR-3を用いた中性子照射試験及び照射後試験を実施し、照射前後の微細組織変化及び機械的特性変化を調べた。未照射材において、継手HAZ及び細粒HAZの破壊靭性が母材よりも低く、その要因が島状マルテンサイトやフェライト相の存在に因ることを明らかにした。また、粗粒HAZの中性子照射脆化感受性は母材よりも小さい値を示し、継手HAZ及び細粒HAZは母材と同等であることを明らかにした。

論文

Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses

勝山 仁哉; 宇野 隼平*; 渡辺 正*; Li, Y.

Frontiers of Mechanical Engineering, 13(4), p.563 - 570, 2018/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:82.27(Engineering, Mechanical)

加圧水型原子炉(PWR)における原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価において、加圧熱衝撃(PTS)事象時の荷重条件に影響する冷却水の熱水力挙動は重要な影響因子の1つである。機器の構成と寸法、運転員操作の時間が、冷却水の温度や流量、内圧等に大きく影響する。本研究では、運転員操作の時間がPTS事象中の熱水力挙動に及ぼす影響を調べるため、RPVや1次系及び2次系で構成された国内の代表的PWRプラントに対する解析モデルを整備し、システム解析コードRELAP5による熱水力解析を行った。日本と米国の規則に基づき、PTS事象が発生した後、日本の規則を参考に10分後、米国の規則を参考に30分後に、緊急炉心冷却系を止める運転員操作を想定した。その結果を用いて構造解析を行い、健全性評価における荷重条件評価も行った。以上の結果、運転員操作の時間の差異が熱水力挙動や荷重条件に大きな影響を及ぼし、日本の規則に従ったケースでは、米国のケースに比べてRPVの内圧が低下すること等を明らかにした。保守的な評価を行う観点から、米国の過渡事象は国内RPVの健全性評価に適用できることを示した。

論文

核破砕中性子源の水銀ターゲット容器溶接部に対する超音波検査技術

涌井 隆; 若井 栄一; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 高田 弘; 新宅 洋平*; Li, T.*; 鹿又 研一*

超音波Techno, 30(5), p.16 - 20, 2018/10

J-PARCの核破砕中性子源の水銀ターゲット容器(幅1.3m、長さ2.5m)は、水銀容器と二重壁構造を持つ保護容器からなる薄肉(最小厚さ3mm)の多重容器構造で、溶接組立による複雑な構造を持つので、溶接部の検査が重要である。溶接検査の精度を向上することを目的として、欠陥を有する試験片(厚さ3mm)を用いて、新たな超音波法の適用性を検討した。50MHzの探触子を用いた水浸超音波法計測では、直径約0.2mmの球状欠陥を検出できた。その大きさは、目標とする最小検出欠陥寸法(0.4mm)より十分小さい。また、フェーズドアレイ超音波法で評価した未溶接部長さは、断面観察より得られた結果(0.8$$sim$$1.5mm)と良く一致した。

論文

Effect of welding on gigacycle fatigue strength of austenitic stainless steels

直江 崇; 涌井 隆; 粉川 広行; 若井 栄一; 羽賀 勝洋; 高田 弘

Advanced Experimental Mechanics, 3, p.123 - 128, 2018/08

核破砕中性子源水銀ターゲット容器は、SUS316L製であり、TIG溶接により製作される。運転中には、陽子線励起圧力はによって、約50s$$^{-1}$$の高ひずみ速度で約10$$^9$$回の繰返し負荷を受ける。本研究では、SUS316L及びその溶接材のギガサイクル領域における疲労強度を超音波疲労試験により調査した。その結果、母材では10$$^9$$回までに明確な疲労限度は観測されなかった。一方、浸透探傷検査により欠陥が観測されなかった溶接材では、応力集中部である試験片中央部に溶接部を配置した試験片において、溶接ビード及び裏波を除去した場合は、母材よりも疲労強度が高くなる傾向が見られた。一方、溶接ビード及び裏波を除去しない場合は、溶接止端部への応力集中により、母材と比較して著しい疲労強度の低下が観測された。

論文

Crack growth prediction for cracked dissimilar metal weld joint in pipe under large seismic cyclic loading

山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.

Proceedings of 2018 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2018), 8 Pages, 2018/07

設計上の想定を超える地震荷重下における亀裂を有する配管の構造健全性を評価するためには、地震時の亀裂進展評価手法が必要である。本研究では、ニッケル合金の異材溶接部を対象として、まず、中央亀裂付平板試験片を用いた実験的及び解析的検討を通じて地震時亀裂進展評価手法を提案した。そして、ステンレス鋼管と炭素鋼管をニッケル合金で溶接した異材溶接配管試験体を製作し、この試験体に模擬地震応答荷重を負荷することによる亀裂進展試験を実施することで、試験と提案手法から得られた亀裂進展量を比較した。提案手法により予測された亀裂進展量は試験結果とよく一致し、提案手法の妥当性が確認された。

論文

1/2インチ配管内の検査補修用レーザー加工ヘッドの開発

小松 和三*; 関 健史*; 長縄 明大*; 岡 潔*; 西村 昭彦

保全学, 16(3), p.89 - 95, 2017/10

原子炉伝熱管内壁検査補修技術として1インチ内径の伝熱管の内壁を検査補修できるレーザー加工ヘッドの検査改良を行った。次世代高速炉では1/2インチ内径の伝熱管が使用されることから、これに対応したレーザー加工ヘッドを設計した。光ファイバスコープを中心に据え、中心軸上に据え付けた45度のミラーを直動方向と回転方向の2方向に移動させる定在波型アクチュエーターを組み込んだ。試作機は良好に動作し、1/2インチ内径の伝熱管の内壁を観察補修できる性能を有することが試験により明らかとなった。

論文

鋼溶接金属部における放射光を用いた溶接過渡応力のin-situ計測

辻 明宏*; Zhang, S.*; 橋本 匡史*; 岡野 成威*; 菖蒲 敬久; 望月 正人*

材料, 65(9), p.665 - 671, 2016/09

本研究では、放射光を用いたin-situ計測技術を用い、SM490Aの溶接金属部における溶接時の過渡的な応力挙動や冷却時の相変態に起因した応力変化を実験的に評価した。その結果、接金属部の冷却過程におけるオーステナイト$$rightarrow$$フェライト変態中の各相に加わる応力の変化挙動をそれぞれ独立して評価し、オーステナイト$$rightarrow$$フェライト変態中にはオーステナイト相に引張応力が、フェライト相に圧縮応力が加わることを確認した。また、相変態開始直後と終了直前には体積比の小さいフェライト相とオーステナイト相にそれぞれ応力集中が生じ、高い引張応力が生じていることを明らかにした。

報告書

確率論的破壊力学解析コードPASCAL-SC及びPASCAL-EQの使用手引き

伊藤 裕人*; 鬼沢 邦雄; 柴田 勝之*

JAERI-Data/Code 2005-007, 118 Pages, 2005/09

JAERI-Data-Code-2005-007.pdf:5.23MB

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、確率論的破壊力学解析コードであるPASCAL-SC及びPASCAL-EQを開発した。これら両コードは、安全上重要な配管溶接部の破損確率をモンテカルロ法により評価するものである。PASCAL-SCは経年劣化事象として応力腐食割れ(SCC)を対象とし、またPASCAL-EQは地震荷重等による疲労き裂進展を対象としたコードである。これらのコードは、破壊力学の最新の知見や計算機性能向上を踏まえ、非定常な地震荷重によるき裂進展が評価可能であると同時に、応力拡大係数や破断判定法に最近の破壊力学的知見が盛り込まれている。また、GUIによる入力データ作成,解析(計算)実行,解析結果のグラフ描画が可能であり、操作性の向上も図られている。本報告書は、PASCAL-SC及びPASCAL-EQの使用方法と解析理論及び手法をまとめたものである。

論文

The Effect of neutron irradiation on mechanical properties of YAG laser weldments using previously irradiated material

山田 弘一*; 河村 弘; 土谷 邦彦; Kalinin, G.*; 長尾 美春; 高田 文樹; 西川 雅弘*

Journal of Nuclear Materials, 340(1), p.57 - 63, 2005/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.42(Materials Science, Multidisciplinary)

ITERでのステンレス鋼候補材SUS316LN-IGを用いて、中性子照射された材料(照射材)と未照射の材料(未照射材)に加えて照射材同士,未照射材同士をYAGレーザー溶接法により接合した材料に対して中性子照射を行い、それぞれの機械的特性の評価を行った。その結果、照射材を用いた溶接材も、未照射材のみによる溶接材も、中性子照射後にはともに照射材相当の機械的特性であることを明らかにした。これは、溶融金属部を含む未照射材部分に中性子照射により照射損傷が再度発生するためと考えられる。一方、SUS316LN-IG材において、照射材が中性子照射され照射損傷量が0.3dpaが0.6dpaとなっても、引張強度は大きく変化せず、硬さ特性では、照射損傷量が0.3dpaの部位も照射損傷量が0.6dpaの部位も同等の特性であることから、照射損傷量が0.3dpaから0.6dpaの間では、照射損傷量が変わっても、SUS316LN-IG材の機械的特性に対する中性子照射効果は変化しないことを明らかにした。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置触媒粉塵用フィルタノズル部損傷の原因調査と再発防止対策に関する報告(受託研究)

森崎 徳浩; 林 光二; 稲垣 嘉之; 加藤 道雄; 藤崎 勝夫*; 前田 幸政; 水野 貞男*

JAERI-Tech 2005-009, 37 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-009.pdf:14.33MB

実規模単一反応管試験装置の触媒粉塵用フィルタのノズルフランジと鏡の溶接部近傍の損傷(き裂)に関し、損傷の原因調査及び再発防止対策等について審議検討を行った。損傷の原因は、内面側から発生した応力腐食割れ(SCC)によるものと推定された。このため、触媒粉塵用フィルタ内の凝縮水発生防止,溶接残留応力低減,溶接鋭敏化低減を行うためのフィルタの改修を行った。また、試験装置の類似継ぎ手構造部の健全性確認を実施した結果、いずれの箇所にも欠陥は検出されず、健全性が確保されていることを確認した。

論文

Mechanical tests on the welding part of SS316LN after heat treatment for Nb$$_{3}$$Sn superconducting conductor

工藤 祐介; 逆井 章; 濱田 一弥; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; 奥野 清; 松川 誠; 玉井 広史; 石田 真一

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.634 - 638, 2004/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.3(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究の目的は現在設計を進めている超伝導磁石システムを用いたトカマク型核融合装置JT-60SCにおいて、センターソレノイドに用いるケーブルインコンジット型のNb$$_{3}$$Sn導体のコンジット材料SUS316LNに、汎用オーステナイト系ステンレスワイヤが適用可能であるかを解明することである。4Kで引張試験,破壊靱性試験,疲労き裂進展試験を溶接材について実施し、熱処理(923K$$times$$240時間)の有無で比較評価した。熱処理を施した溶接材の引張特性はJT-60SCの要求を満足した。疲労き裂進展試験は9.0$$times$$10e4回の運転要求を十分に保障した。しかし、熱処理を受けた溶接材の破壊靱性値は不安定にき裂が進展したために有効な値にならなかった。ゆえに、熱処理を受けた溶接材の破壊靱性の改善がセンターソレノイドコンジットにおける構造健全性の向上に必要である。

報告書

女川原子力発電所1号機再循環系配管サンプル(O1-PLR)に関する調査報告書(受託研究)

女川1号機再循環系配管サンプル調査実施チーム

JAERI-Tech 2004-003, 74 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-003.pdf:30.08MB

本調査は、女川原子力発電所1号機原子炉再循環系配管を切断し採取したき裂を含む材料サンプルについて、日本原子力研究所東海研究所の照射後試験施設において各種の検査を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することを目的として実施したものである。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は、管内表面の溶接部近傍に発生しており、深さは約5$$sim$$7mm程度であった。(2)き裂部破面のほぼ全体が粒界割れであるが、管内表面のき裂開口部には約100$$mu$$m程度の粒内割れを含む部分が観察された。また、その部分には、加工により形成された金属組織及び硬さの上昇が見られ、き裂は硬さの最も高い部分の付近から発生していた。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近で発生したと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は、加工層を有する管内表面で応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

論文

Development of a 30 m long Nb$$_{3}$$Al superconducting conductor jacketed with a round-in-square type stainless steel conduit for the toroidal field coils in JT-60SC

土屋 勝彦; 木津 要; 三浦 友史; 安藤 俊就*; 中嶋 秀夫; 松川 誠; 逆井 章; 石田 真一

Fusion Engineering and Design, 70(2), p.131 - 140, 2004/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:74.52(Nuclear Science & Technology)

JT-60改修装置における主要なコンポーネントの一つであるTFコイルでは、超臨界圧ヘリウムで超伝導(ニオブアルミ)線を強制冷却するため、コンジットと呼ばれる金属内に超伝導素線を納める、ケーブル・イン・コンジット導体を採用している。ここで用いるコンジットは円形中空の矩型であり、突き合わせ溶接して長尺化する。本形状のコンジットは、ステンレス鋼では製作実績がないため、30m長導体を試作(10mコンジット3本使用)する一貫としてR&Dを行った。この時、溶接面において、ケーブル引き込み時の妨げとなるような凸部を作らないようにした結果、コンジット内に送るガス圧を調節することで裏波の制御が可能であることがわかった。また、小型CCDカメラをコンジット内に挿入する視覚的観察法の導入により、コンジット内側における裏波の状態の良否判断に寄与できた。ケーブルの引き込み時においては、引き込み張力は途中から増加せず、滞りなく全長分を引き込むことに成功した。この後、縮径工程を経て実機サイズとし、一部をリアクト・アンド・ワインド法実証用D形サンプルに用いられた。この製作時に行われた750$$^{circ}$$Cの熱処理後でも、溶接面の健全性は保たれていた。これらのことから、本装置TFコイル用導体の量産化に対する見通しができた。

論文

熱化学水素製造プロセスにおけるHI$$_{x}$$循環試験技術に関する研究; HI$$_{x}$$循環系高温耐食性圧力センサの開発

石山 新太郎

日本機械学会論文集,A, 69(686), p.102 - 107, 2003/10

ダイヤフラム部をタンタル/SUS316でアーク溶接した高感度隔膜式圧力発信器を試作し、HI循環系を模擬したHI循環試験装置で20,000時間使用した後、高サイクル疲労試験を行った結果、下記結論を得た。(1)アーク溶接によりTa/SUS316製ダイヤフラム接合体を試作し、ダイヤフラム振動節部に下記組成の接合合金組織を生成した。Ta:Ni:Cr:Fe:Mo=83:2:2:11:2(wt%)。この組成の合金は、機械的特性ならびに耐腐食性の極めてすぐれた合金組成であることが明らかとなった。(2)上記組成のダイヤフラムを用いた隔膜式圧力センサーは、500万回以上の圧力繰り返しに耐える長寿命型センサーであり、その際の計測最大誤差は0.44%F.S./$$^{circ}C$$以下の極めて高精度のものである。(3)HI$$_{x}$$高温溶液による長時間循環試験に20,000時間使用した後の同圧力センサーの寿命ならびに計測精度に劣化傾向は認められなかった。以上の結果から、本研究で試作したTa/SUS316製圧力センサーは500万回の繰り返しに耐える長寿命型・高耐食性センサーとして実用に耐えるものであることが結論された。

論文

Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calculation

佐藤 聡; 真木 紘一*

Fusion Engineering and Design, 65(4), p.501 - 524, 2003/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.18(Nuclear Science & Technology)

トカマク型DT核融合炉の代表的な設計例においてブランケットは、メンテナンスや製作性等の観点から多数のモジュールに分割されている。隣り合うモジュール間には幅数cmのスリットが存在する。スリットからの中性子ストリーミングにより真空容器再溶接部のヘリウム生成量や超伝導コイルの核発熱率や照射損傷等が増加し、基準値以上になる懸念がある。本研究では、スリット幅,ブランケットの厚さ及び組成,真空容器の厚さ及び組成,再溶接部のホウ素濃度をパラメータとした真空容器や超伝導コイルの核的応答に対する3次元モンテカルロ法による感度解析を行い、それらを関数としたスリットストリーミングに対する核的応答の簡易的な近似式を導出した。また導出した近似式を基に、遮蔽設計基準値を満足させるための遮蔽構造のガイドラインを明らかにした。

論文

Cold moderator design of JSNS 1 MW pulse source

粉川 広行; 石倉 修一*; 日野 竜太郎; 加藤 崇; 麻生 智一; 佐藤 博; 原田 正英; 甲斐 哲也; 勅使河原 誠; 前川 藤夫; et al.

Proceedings of ICANS-XVI, Volume 2, p.635 - 644, 2003/07

中性子性能を決定する冷減速材は、核破砕中性子源における重要な機器である。JSNS核破砕中性子源では、3種類の液体水素減速材を設置する。液体水素は温度20Kで高圧に加圧された循環系となる。このため、減速材容器は設計圧力2.0MPaとした。そのため容器の構造設計が重要である。一方、中性子性能の観点から、減速材容器は、容器での中性子吸収を減少させるために薄肉にする必要がある。そのため、容器材料をアルミニウム合金 A6061-T6として、モデレータ容器の合理的な厚さを検討した。結果として、 非結合型減速材容器の中性子引出面の厚さは5ミリメートルになり、結合型減速材の中性子引出面は4ミリメートルとなった。また、これらの容器を製作するための溶接線の位置を検討し、溶接可能な位置を明らかにした。

論文

長寿命・高精度の高温耐食隔膜式発信器の開発

石山 新太郎

まてりあ, 42(1), p.58 - 60, 2003/01

ダイヤフラム部をタンタル/SUS316でアーク溶接した高感度隔膜式圧力発信器は、HI腐食環境下で20,000時間使用した後、高サイクル疲労試験を行った結果、下記結論を得た。(1)本製品は、アーク溶接の際Ta/SUS316製ダイヤフラム振動節部に生成するTa-Fe組成の接合合金組織により、その機械的特性ならびに耐腐食性が極めてすぐれており、このダイヤフラムを用いた隔膜式圧力センサーは、1,000万回以上の圧力繰り返しに耐え、かつその際の計測最大誤差を0.2%F.S./$$^{circ}C$$以下の極めて長寿命・高精度にすることも可能である。(2)HIx高温溶液による長時間循環試験に20,000時間使用した後の同圧力センサーの寿命ならびに計測精度に劣化傾向は認められなかった。以上の結果から、Ta/SUS316製圧力センサーは1,000万回の繰り返しに耐える超寿命型・高耐食性・高精度センサーとして実用に耐えるものであり、一般産業用から極めて過酷な腐食環境において広範な分野での利用が可能である。

論文

Neutron irradiation effect on the mechanical properties of type 316L SS welded joint

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 雨澤 博男; 米川 実; 高田 文樹; 加藤 佳明; 武田 卓士; 高橋 弘行*; 中平 昌隆

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1573 - 1577, 2002/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:89.22(Materials Science, Multidisciplinary)

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空容器は、炉心の中心構造体としてブランケット,ダイバータ等の炉内機器を支持し、超高真空を保持するなどの機能が求められている。また、トリチウム閉じ込めの第一隔壁として安全設計上最も重要な機器と位置づけられている。本研究では実機への適用が検討されているSUS316L母材及び溶接継ぎ手(TIG,TIG+MAG及びEB溶接)について、JMTRを用いた中性子照射試験及び引張り試験やシャルピー衝撃試験などの照射後試験を行い、材料の機械的特性に与える中性子照射の影響を調べた。その結果、母材、TIG及びEB溶接継ぎ手については0.2~0.5dpaの照射後も十分健全性は保たれていた。しかしTIG+MAG溶接継ぎ手はシャルピー衝撃値等が極めて低く、実機への適用は困難であると考えられる。

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