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論文

Empirical equations of crack growth rates based on data fitting of neutron irradiated stainless steel under high temperature water simulating boiling water reactor core conditions

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 福谷 耕司*; 藤井 克彦*

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.1345 - 1355, 2019/08

本研究では、BWR炉内構造物の構造健全性評価に資することを目的として、中性子照射影響を適切に反映したオーステナイト系ステンレス鋼のIASCC亀裂進展速度に係る経験式を開発した。亀裂進展速度の経験式は、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=M$$times$$K$$^{n}$$に基づき、Mとnは中性子照射量の増加に伴って飽和する関数として扱った。経験式の開発に当たっては、照射ステンレス鋼を用いたBWR通常炉水条件(NWC)及び水素注入条件(HWC)模擬環境下での照射後試験で得られた亀裂進展速度の文献データを収集したデータセットを用いた。データセットと構築した経験式を比較したところ、NWCの計算結果はデータセットと良く一致したが、HWCは合致しなかった。この理由として、HWC条件下での試験データが広範囲にばらついていたことが考えられる。

論文

Empirical equations for tensile properties and stress-strain curves of neutron irradiated stainless steels in LWR conditions

福谷 耕司*; 藤井 克彦*; 知見 康弘; 端 邦樹

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.523 - 531, 2019/08

軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価に資するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の最新の引張特性データベースを用いたデータフィッティングにより、引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式と、応力-ひずみ関係を示す傾向曲線を提案した。データベースに収められた引張特性データは、日本の国家プロジェクトの報告書と公開文献から得られたもので、データシートの形でまとめた。引張特性の中性子照射量依存性を示す経験式は、冷間加工316と溶体化304/316ステンレス鋼に対し、照射量の増加に伴って飽和する式に基づき、温度範囲280-350$$^{circ}$$C、損傷量範囲で最大80dpaを対象として検討した。また、応力-ひずみ関係を示す曲線はSwiftモデルに基づいて検討した。こうして得られた経験式と応力-ひずみ関係の計算結果は、実験値によく一致した。本論文では、組成と冷間加工等、材料の相違の影響について議論した。

報告書

加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文献調査とデータ集の作成(受託研究)

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 藤本 浩二*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

JAEA-Review 2018-013, 171 Pages, 2019/01

JAEA-Review-2018-013.pdf:6.89MB

軽水炉の炉内構造物については、構造材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射による経年劣化を評価・予測した上で、健全性評価を行う必要がある。そのためにはステンレス鋼の物性値の照射量依存性等の知見が不可欠である。照射材の物性の代表値や最確値等を議論するには既往データの整理が有効であり、その際、炉内構造物の使用条件が異なる加圧水型軽水炉(PWR)と沸騰水型軽水炉を明確に区別し取り扱うことが重要である。本調査では、照射ステンレス鋼の材料特性を評価した公開文献を網羅的に収集し、データ集を作成した。作成にあたっては、PWRに相応する温度や中性子照射等の条件をスクリーニングの基準として照射データを抽出するとともに、化学成分, 加工熱処理等の材料条件, 照射条件及び試験条件を調査した。これらのデータを物性値ごとにデータシートへ収録し、データ集として整備した。

論文

原子炉構造体の経年変化の磁気的非破壊計測評価; 研究の現状

荒 克之*; 海老根 典也

電気学会マグネティックス研究会資料 (MAG-00-182), p.23 - 31, 2000/09

原子炉構造体の経年変化の非破壊計測評価の研究の現状を原研及び日本AEW学会の活動を中心にレビューした。原研では、原子炉圧力容器鋼の磁気的性質と機械的性質に良い相関があることに基づき、磁気問いかけ法が提案され、関連して圧力容器肉盛溶接部厚さ測定法、増分透磁率測定法が研究されている。また、日本AEM学会では、ラウンドロビン試験により、人工的に劣化させた鋼材のヒステリシス磁化特性、バルクハウゼン雑音測定などを行い、有効性を確認している。

論文

Development of comprehensive material performance database (JMPD) and analyses of irradiation assisted stress corrosion cracking data

加治 芳行; 塚田 隆; 辻 宏和; 中島 甫

Proceedings of 9th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, p.987 - 995, 1999/00

これまで日本原子力研究所では、原子力用材料の種々の特性データを有効に利用するために、原子力材料総合データベース(JMPD)の開発を行ってきた。原子炉の炉内構造物(おもにオーステナイト系ステンレス鋼製)の経年劣化・損傷機構の一つである照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、現用発電軽水炉の損傷要因としてばかりでなく、放射線と腐食の作用するシステムにも共通する材料問題と考えられる。本報告では、一部インターネットを通して利用可能なJMPDの現状を述べ、さらにIASCCに関するデータについて新たな視点からの解析を実施し、その結果得られた知見として、IASCC感受性及びSCC成長速度における合金元素、溶存酸素及び照射量の効果について明らかにした。

論文

Integrated approach for establishing of disposal systems for highly activated waste

坂井 章浩; 吉森 道郎; 大越 実; 阿部 昌義

Proceedings of International Waste Management Symposium '99 (Waste Manegement '99) (CD-ROM), 14 Pages, 1999/00

原子炉の運転及び解体に伴って発生する炉内構造物等の高放射化廃棄物について、安全かつ合理的な処分方法の検討を行った。処分形態としては、放射能濃度を考慮して深度数十~300メートル程度の地下空洞処分を想定しトンネル型、地下サイロ型及び地表口型サイロの各々について、処分施設の規模、構造、人工バリア性能等を変化させたときの安全性評価を行い、いずれも目標線量を下回ることを確認した。また、各処分施設について建設費用、期間等を推定評価した。これらの評価結果の比較検討から、比較的断面寸法の大きいトンネル型施設が最も合理的方法であることを確認した。

論文

Irradiation assisted stress corrosion cracking of austenitic stainless steels

塚田 隆

Proceedings of Seminar on Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems '99, p.26 - 32, 1999/00

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、近年軽水炉の炉内構造物の損傷要因として重要な検討課題とされている。IASCCと照射のかかわらない通常の応力腐食割れとの最も大きな違いは、IASCCでは照射により材料そのものが徐々に変質して行くこと、すなわち照射損傷の蓄積と照射誘起偏析が発生の第1原因と言える点にある。通常の応力腐食割れでは、応力腐食割れ感受性は材料が溶接入熱等を受けた時点で熱鋭敏化が生じ、その状態は長時間にわたり変化せず、水質などの外部条件がそろった時に応力腐食割れを発生する。しかし、IASCCでは、当初は全く健全な材料であり外部環境が一定であっても、中性子照射に伴い徐々にIASCC感受性を有するようになる。これを実機との関係において考えると、これまで配管等で経験されてきた応力腐食割れが溶接熱影響部等の限られた、そして現在では材料と環境の組み合わせに基づきかなりの程度まで予想し得る場所で発生するのに対して、IASCCはある程度以上の照射を受ける部位であれば水質と応力状態によっては予想外の場所で発生する可能性がある。すなわち、IASCCは軽水炉の高経年化に伴う現象であることとともに、未知の損傷を複合的に引き起こす要因になる可能性もあるという観点からの検討を要する。本論文では、オーステナイトステンレス鋼のIASCC研究の成果及び課題を概観する。

報告書

オーステナイトステンレス鋼の中性子照射誘起応力腐食割れに関する研究

塚田 隆

JAERI-Research 98-007, 187 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-007.pdf:17.46MB

炉内構造物の経年的な劣化・損傷機構の一つである、照射誘起応力腐食割れ(IASCC)に関する研究を行った。IASCCは現用発電炉の損傷要因であるだけでなく、放射線と腐食の作用が共存する系の共通問題である。本研究では、IASCCの発生と材料及び環境条件の関係を明らかにし、その発生機構の検討を目的とした。このため、2種類の異なる供試材:(1)研究炉JRR-3M及び材料試験炉JMTRで照射したモデルステンレス鋼、(2)米国オークリッジ研究炉ORRでスペクトル調整照射したステンレス鋼、(3)高速実験炉「常陽」燃料集合体のラッパー管ステンレス鋼を用いて、高温水中応力腐食割れ試験及び電気化学腐食試験等を実施した。その結果、IASCCに及ぼす添加合金元素の効果、照射・照射後試験温度の効果、材料の焼鈍・冷間加工の効果等について詳しい知見を得た。さらに、炉内構造物のIASCCに対処する方策を考察した。

論文

VDE/disruption EM analysis for ITER in-vessel components

三木 信晴*; 伊尾木 公裕*; F.Elio*; 児玉 徹彦*; S.Chiocchio*; D.Williamson*; M.Roccella*; P.Barabaschi*; R.S.Sayer*

Fusion Technology 1998, 2, p.1389 - 1392, 1998/00

本論文では、ブランケットモジュール、バックプレート、ダイバータモジュールの電磁石解析結果をまとめる。プラズマディスラプション時は、約1msの熱消滅に続いて、50~100msの電流消滅が生じる。熱消滅時に、プラズマ中のトロイダル磁束が増加する。この磁束変化により、バックプレート、ダイバータには2.5MAのポロイダル電流が誘起され、約0.7MPaのプラズマ方向電磁力荷重が生じる。電流消滅時には、プラズマ電流は21MAから0に減少し、ポロイダル磁束が変化する。バックプレートには、トロイダル方向渦電流が誘起され、最大0.6MPaの電磁石荷重が生じる。ブランケットモジュールには半径方向とポロイダル方向の2つの渦電流ループが誘起され、2方向の回転トルクが問題となる。VDE(プラズマ上下方向変位事象)時は、約7.4MAのハロー電流が流れ、下側モジュールの電磁力が問題となる。

論文

EBWR放射化構造物の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(27), p.6 - 7, 1995/10

EBWRの解体は、原子炉施設内の全ての放射性物質を除去し、施設を再使用することと解体技術情報を得ることを目的として、1986年から解体作業が開始された。既に、放射化構造物の解体は終了しており、放射性廃棄物の搬出、建家を無拘束解放するための放射線サーベイを行ってプロジェクトはまもなく終了する。今まで行われた解体作業の中から、放射化構造物である炉内構造物、原子炉圧力容器及び生体遮へいコンクリートの解体工法及び解体機器について紹介する。

論文

ニーダライヒバッハ原子力発電炉の解体

石川 広範

RANDECニュース, 0(13), p.5 - 7, 1992/05

ドイツのニーダライヒバッハ原子力発電炉(100MWe, 重水減速、炭酸ガス冷却)の解体においては、このプロジェクトで最も興味ある炉内構造物の解体が1990年11月から遠隔操作型回転マニピュレータを用いて進められているので、その概要を紹介する。

論文

Development of telerobotic systems for reactor decommissioning, III; Demonstration system

臼井 甫積; 藤井 義雄; 篠原 慶邦

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(8), p.767 - 776, 1991/08

本報告は、動力試験炉(JPDR)の放射化された炉内構造物の解体実地試験計画に沿って原子炉デコミッショニング用遠隔ロボットシステムの一つとして製作した実地試験用システムについて述べている。システム構成は取扱重量25daNを持つ水中・気中両用の多関節形電動スレーブマニピュレータ、チェーンによる支持移動システム、計算機支援形モニタシステムおよび計算機制御システムから成る。JPDRの解体実地試験に先立ち、性能確認のため遠隔ロボットシステムとプラズマトーチを組合わせ、実寸大の模擬炉内構造物を用いて水中切断のコールドモックアップ試験を実施した。十分な性能が得られたので、JPDRの高度に放射化された複雑な形状の炉内構造物について解体実地試験計画に沿った水中遠隔解体を実施し十分な成果が得られたことにより、原子炉解体における遠隔ロボット技術の有用性が実証された。

報告書

核融合実験炉(FER)のプラズマ周辺構造物のパルス運転に伴う非定常温度応答

湊 章男*; 東稔 達三

JAERI-M 85-203, 35 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-203.pdf:0.97MB

トカマク型核融合実験炉に於いて、プラズマの起動/停止及びパルス運転による熱負荷の時間変化あるいは構造物内での空間変化により、プラズマの周辺に置かれる構造物(第1壁、ダイバータ/リミタ、ブランケット等)は非定常温度変化を示し、発生する熱変形あるいは熱応力は繰り返し疲労寿命等構造物の強度に影響を与える。さらに燃焼時間はブランケットに充填されている固体増殖材(Li$$_{2}$$O)の温度制御に影響を与える。ここでは、核融合実験炉(FER)の標準設計(昭和58年度)をベースとして、上述の問題を検討し、熱構造設計上の観点からFERのパルス運転シナリオを見直すために予備的に検討したものをまとめたものである。

口頭

軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析,3; IASCC亀裂進展と破壊靱性

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 越石 正人*

no journal, , 

軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼を対象に照射特性に関する国内外の文献を広範に調査して取りまとめ、BWR一次系水模擬環境下での304L及び316Lステンレス鋼の亀裂進展速度データを用いて、亀裂進展速度と応力拡大係数の関係(da/dt=A・K$$^{n}$$)に及ぼす中性子照射量の影響を検討した。その結果、応力拡大係数の指数nは照射量の増加とともに減少、飽和する傾向が認められ、照射量の増加に伴って亀裂進展速度の応力拡大係数依存性は小さくなることがわかった。また、破壊靭性データの照射量依存性を検討し、10dpa程度でほぼ飽和する傾向式を得た。

口頭

軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析,2; 引張特性とIASCC発生

福谷 耕司*; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 藤井 克彦*; 藤本 浩二*

no journal, , 

軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼を対象に照射特性に関する国内外の文献を広範に調査して取りまとめ、PWR炉内条件における引張特性とIASCC発生の照射量依存性を検討した。290$$sim$$350$$^{circ}$$Cにおける316ステンレス鋼冷間加工照射材の引張試験データに対し、降伏応力等が照射量の増加に伴って飽和する傾向を良く表現する傾向式を構築した。また290$$sim$$340$$^{circ}$$Cにおける冷間加工316ステンレス鋼のIASCC発生データに基づき、IASCC発生しきい応力の照射量依存性に関する下限を包絡する傾向式を構築した。

口頭

軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析,1; 全体概要

知見 康弘; 福谷 耕司*; 笠原 茂樹; 藤井 克彦*; 塙 悟史

no journal, , 

軽水炉炉内構造物の経年劣化評価に資するため、ステンレス鋼の照射特性に関して国内外の文献を広範に調査してデータを取りまとめた。今回の調査では、照射ステンレス鋼の機械的特性(引張特性, 硬さ, 破壊靭性)、IASCC特性(IASCC感受性, IASCC発生, IASCC進展)、応力緩和・クリープ・スエリング、ミクロ特性(ミクロ組織, 粒界偏析)を対象として既存データを収集し、試験条件や利用対象を考慮してPWRとBWRに分けてスプレッドシートの形で整理した。また、照射特性の照射量依存性等に関する既往研究の調査により得た知見を踏まえて、機械的性質, IASCC特性等に関する傾向線を検討した。本発表では、今回の調査の全体概要について報告する。

口頭

オーステナイト系ステンレス鋼の高温水中における亀裂進展速度の中性子照射量依存性傾向式の検討

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 越石 正人*

no journal, , 

軽水炉の炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展速度と応力拡大係数の相関への中性子照射の影響評価の一環として、BWR通常一次系水(NWC)及び水素注入(HWC)模擬環境下での照射ステンレス鋼の亀裂進展速度の傾向式を構築した。傾向式の検討に当たっては、試験結果の一次情報に遡って精査可能な公開文献に記載された亀裂進展速度, 応力拡大係数及び中性子照射量等のデータを用いた。NWC及びHWCそれぞれの傾向式より、NWCでの亀裂進展速度は照射量3dpaまでに大きく増加して飽和する傾向を示すこと、HWCでの亀裂進展速度の照射量依存性はNWCに比べて緩やかでかつ低い値で飽和する傾向を示すことが判った。

口頭

軽水炉照射によるオーステナイト系ステンレス鋼の機械的性質の変化

福谷 耕司*; 藤井 克彦*; 知見 康弘

no journal, , 

軽水炉の炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の引張特性に対する中性子照射の影響を適切に評価するため、照射ステンレス鋼の引張特性に関する既存のデータベースに最新の文献データを追加して、照射量依存性を調べた。照射量の増加に伴う引張特性の飽和傾向を適切に再現できる基本式を用いて、照射条件, 鋼種, 加工熱処理条件等で分類したデータに対して最適な照射量依存性の傾向式を作成した。発表では各傾向式の比較により、引張特性の照射挙動に及ぼす各条件の影響を検討した結果について報告する。

口頭

Empirical equations of crack growth rates of neutron irradiated stainless steel under simulated BWR core conditions

笠原 茂樹; 福谷 耕司*; 知見 康弘; 藤井 克彦*; 端 邦樹

no journal, , 

軽水炉の炉内構造物の構造健全性評価には、オーステナイト系ステンレス鋼への中性子照射影響を適切に反映したIASCC亀裂進展速度線図が必要である。本研究では、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=M$$times$$K$$^{n}$$に基づき、BWR一次系模擬環境下で得られたIASCC亀裂進展速度データから各係数の最適化を行い、IASCC亀裂進展速度の実験式を構築した。Mとnは中性子照射量の関数として扱い、係数最適化ではBWR一次系でのNWCおよびHWCのそれぞれを模擬した条件下で得られたデータを用いた。構築した実験式とデータを比較し、実験式の 妥当性について検討した。

口頭

材料評価研究グループの研究概要及び破壊力学評価に関する試験

下平 昌樹; 端 邦樹; 岩田 景子; 河 侑成; 笠原 茂樹; 勝山 仁哉

no journal, , 

材料評価研究グループでは、軽水炉の運転延長認可の判断や高経年化対策の技術的妥当性確認に資することを目的として、原子炉圧力容器や炉内構造物の材料劣化(照射脆化や応力腐食割れ)を対象に試験研究等を実施している。当グループで実施しているこれらの研究の概要について紹介するとともに、原子炉圧力容器を対象とした現行の健全性評価手法に対する保守性確認のため実施した実機規模の板厚の試験体を使った破壊力学評価に関する試験の最新の成果を報告する。

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