検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 27 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

ホット試験室施設の運転と技術開発; 平成15年度

ホット試験室

JAERI-Review 2005-003, 105 Pages, 2005/02

JAERI-Review-2005-003.pdf:21.21MB

本報告書は、平成15年度のホット試験室の活動について燃料試験施設,WASTEF及びホットラボの3施設の運転管理とそれぞれの施設で進めた技術開発についてまとめたものである。燃料試験施設では、東京電力・福島第2発電所1号機で5サイクル照射されたBWR燃料集合体の受入及び集合体試験,55GWd/t先行照射燃料の燃料棒非破壊試験及び核燃料サイクル開発機構からの照射用ガドリニア燃料集合体の材料強度試験等を実施した。また、「むつ」使用済燃料集合体については、再組立作業及び照射後試験を継続,実施した。WASTEFでは、原子炉構造材料の高圧水中複合環境下低歪速度試験,再処理施設用新材料等の腐食試験,廃棄物処分におけるバリア性能評価試験,TRU窒化物等の物性試験を実施した。また、TRU窒化物燃料の熱物性測定にかかわる気密ボックス型の熱拡散率測定装置及び比熱容量測定装置を新たに整備した。ホットラボでは、廃止措置計画に基づき、小型鉛セル3基の解体・撤去作業を実施するとともに、材料研究室内の透過型電子顕微鏡等をWASTEFに移設した。

論文

Analysis of Ta-rich MX precipitates in RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; 橋本 直幸*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.33 - 36, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく、優れていることから、これらの相違をミクロな観点から明らかにする目的で、析出物の分布を解析するために、各種フェライト鋼(F82H-IEA, F82H HT2, JLF-1とORNL9Cr)非照射材より抽出レプリカ試片を準備した。これらの試片について、TEMにより析出物のサイズ分布、SEMにより化学組成の解析が行われた。さらに、後方散乱電子像は、Ta-richな析出物をほかの析出物と分離するのに効果的であることを示した。F82Hについては、主な析出物はM23C6であり、形状は丸状である。一方、JLF-1とORNL9Crでは、析出物は細長い形状であった。MX析出物に関しては、F82Hではほとんど見られないが、非常に大きく、Tiを含んでいた。対照的にJLF-1とORNL9Crでは多くの微小なMX析出物が観察された。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく優れているが、これらの違いの一因に、Taリッチの析出物(MX系析出物)の存在形態がかかわっている可能性を指摘した。

論文

X-ray diffraction analysis on precipitates of 11J irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Payzant, E. A.*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.37 - 40, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11Jキャプセルで照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料の抽出残渣試料を対象とした、X線回折分析(XRD)による析出物解析を世界で初めて行った。さらに非照射材と時効材も同様に調べられた。その結果、M23C6の明瞭なピークはすべての試片について見られたが、特に照射後靭性の良好な鋼(JLF-1, ORNL9Cr)では、照射前に顕著であったTaリッチ析出物(MX系析出物)のピークが、照射後に消滅していることがわかった。このことからJLF-1やORNL9Crが照射後靭性特性に優れている理由として、照射によりTaリッチ析出物が分解され、Taが強制固溶したことによる可能性を指摘した。

論文

On the effects of fatigue precracking on the microstructure around precrack in 1TCT fracture toughness specimen of F82H-IEA

谷川 博康; 橋本 直幸*; Sokolov, M. A.*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.58 - 60, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。低放射化フェライト鋼の延性脆性遷移温度評価はマスターカーブ法による評価が中心となるが、F82H鋼の評価においては、遷移温度領域において特異な低靭性データが得られることが問題となっており、本研究によって、その原因と解決法が示唆された。まず予亀裂周辺のミクロ組織は、光学顕微鏡,SEM,方位像顕微鏡(OIM),TEMによって観察された。この一連のクラック前方周辺のTEM試片はFIB加工によって作製された。さらに試験後の破面観察も行われた。光学顕微鏡観察の結果、疲労予亀裂の形成は、始め直線的であるが、そのあと旧オーステナイト粒界に沿って進み、最終端では、2$$sim$$3の方向に分かれている傾向にある。SEMとOIMの結果より、予亀裂周辺と予亀裂前方のミクロ組織は、典型的なF82H鋼の疲労組織に見られるようなセル構造を呈していた。さらにクラック前方の領域から得られたTEM像と、逆極点図形は、この構造変化を支持するものである。予亀裂の分離や予亀裂前方のセル構造は、破壊靭性に影響することから、粗大な旧オーステナイト粒を持つ鋼の場合、疲労予亀裂の影響が遷移温度領域における特異な低靭性として現れやすい可能性があることを指摘した。

論文

軽水炉圧力容器鋼の粒界脆化

西山 裕孝; 鈴木 雅秀

金属, 73(8), p.48 - 52, 2003/08

軽水炉圧力容器鋼を長期に使用する場合、中性子照射・熱により材料中の不純物元素であるPが結晶粒界に偏析し、粒界強度が弱められて粒界破壊が生じることによる脆化、いわゆる粒界脆化を考慮する必要性が指摘されている。しかし、粒界脆化の発生に対する粒界P濃度のしきい値や粒界P濃度の中性子照射量依存性が十分に明らかにされておらず、ごく長期間の使用による粒界脆化の顕在化の可能性を否定できない。本稿では、A533B鋼を中心に、粒界偏析と粒界脆化の関係、並びに粒界脆化に対する破壊靭性評価に関する研究の現状について、筆者らの最近の実験結果も参照して述べる。

報告書

分散強度型フェライト鋼被覆管製造技術開発(IIIB)

西口 勝*; 阿佐部 和孝*; 福本 博志*; 竹本 直樹*; 久保 敏彦*; 平石 信茂*; 河村 伸夫*

PNC-TJ9009 91-004, 149 Pages, 1991/08

PNC-TJ9009-91-004.pdf:24.83MB

動力炉・核燃料開発事業団では、高速実証炉用の燃料被覆管として、既に開発を終えた改良すS316鋼よりも強度及び耐スエリング性に優れた被覆管の開発が行われている。金属材料技術研究所は、燃料被覆管についての高温強度特性の的確な把握による設計基準の高度化を行う同事業団高温強度評価ワーキンググループに参加し、内圧クリープ試験の一部を分担している。本研究は、第13次、14次、16次及び18次試験に引き続いて、開発中の改良オーステナイト鋼の昭和62年度試作被覆管2種類(62AS材、62AK材)について、600度C、650度C、700度C及び750度Cにおける内圧クリープ破断特性を調べること、及び同被覆管2種類について700度Cにおける内圧クリープ試験によってクリープ変形データを取得することを目的として行ったものである。62AS材、62AK材の内圧クリープ破断強度を比較すると、62AK材の方がやや高い強度を示した。62AS材は、昭和60年度試作被覆管(60AS材)に比較して短時間側でやや高い強度を示したが、長時間側ではほぼ同等の強度を示した。62AK材は昭和60年度試作被覆管(60AK2材)とほぼ同程度の強度を示した。62AS材及び62AK材について700度C・フープ応力70MPaで断続内圧クリープ試験を行い、クリープ変形データを取得した。62AK材の方が62AS材よりも大きなふくれ率を示した。なお、62年度試作材は60年度試作材と化学成分は同等であるが固溶化熱処理条件と冷間加工率を調整した材料であり太径薄肉の被覆管となっている。

報告書

9Cr系鋼の高温破壊靭性試験(第2報)

香川 裕之*; 小井 衛; 和田 雄作; 長嶺 多加志*; 永田 三郎*

PNC-TN9410 91-132, 85 Pages, 1991/06

PNC-TN9410-91-132.pdf:1.47MB

高速大型炉の蒸気発生器の候補材として有力視されている9Cr系鋼の高温破壊靭性試験を、昭和62年度より3ヵ年計画で実施している。この一連の試験研究では、Mod.9Cr-1Mo鋼、9Cr-2Mo鋼および9Cr-1Mo-V-Nb鋼を供試材として、室温から600度Cの温度範囲で、J積分をベースとした破壊靭性試験が実施されている。第1年度では、Rカーブ法および除荷コンプライアンス法を用いた高温破壊靭性試験方法が確立され、Mod.9Cr-1Mo鋼の高温破壊靭性データが取得された。第2年度では、9Cr-2Mo鋼と9Cr-1Mo-V-Nb鋼およびこれら3鋼種の5000時間時効材の破壊靭性試験が実施されるとともに、破壊靭性値に影響をおよぼすいくつかの因子が抽出された。本報告は、この第2年度の成果をとりまとめたものである。第2年度までの成果を踏まえ、第3年度では、厚肉厚材と溶接部の破壊靭性試験を実施するとともに、破壊靭性値に及ぼすき裂方向の影響についても検討を加える予定である。

報告書

9Cr系鋼の高温破壊靭性試験(第1報)

斉藤 正樹*; 香川 裕之*; 加納 茂機; 和田 雄作*; 二瓶 勲*; 永田 三郎*; 長嶺 多加志*

PNC-TN9410 89-096, 105 Pages, 1989/05

PNC-TN9410-89-096.pdf:2.31MB

高速大型炉2次系,特に一体型貫流蒸気発生器の構造材料の候補として9Cr系鋼が有望視されている。このため,クリープ試験や疲労試験などの材料強度試験が実施され,9Cr系綱のデータの拡充が図られてきた。しかしながら,高速炉蒸気発生器の構造健全性を評価する上で必要不可欠な破壊靭性に関するデータは極めて少ない。そこで,本研究では9Cr系鍋の高温での破壊靭性試験を行い,設計および健全性評価に反映することを目的とした。本研究は,9Cr系鍋であるMod.9Cr―1Mo鍋,9Cr―2Mo鍋,TEMPALOYSW一9鋼(9Cr―1Mo―Nb・V鋼)の3種の鋼の母材(受入材,SR処理材,時効材)および溶接部(溶金,HAZ)について引張試験,破壊靭性試験(J/IC試験およびシャルピー衝撃試験)を3ヶ年計画で行うもので,初年度にはMod.9Cr―1Mo鋼の母材(受入材,SR処理材)について室温,400$$^{circ}C$$,500$$^{circ}C$$,550$$^{circ}C$$および600$$^{circ}C$$での引張試験,破壊靭性試験を実施した。本報では,初年度実施分の成果を報告する。引張試験結果は耐力,引張強さともPNC材料強度基準暫定値を満足し,またシャルピー衝撃試験結果も良好であった。J/IC試験はASTME813規格に準拠して,R曲線法と除荷コンプライアンス法の2通りの方法で行った。サイドグルーブ付CT試験片(試験片板厚20mm)を用いてSR処理材について室温から600$$^{circ}C$$の範囲で試験した結果,400$$^{circ}C$$で最も低い靭性値を示すが,400$$^{circ}C$$においても延性き裂発生の限界を表すJ積分J/Qは350kJ/m$$times$$2以上の十分高い靭性を示すことが明らかとなった。またJ/IC試験では,J積分のほかに,不安定延性破壊発生の評価パラメータの一つであるティアリングモデュラスT/matの値も同時に求めた。

報告書

微粒等方性黒鉛の低サイクル疲労寿命

石山 新太郎; 奥 達雄

JAERI-M 86-145, 28 Pages, 1986/10

JAERI-M-86-145.pdf:0.77MB

高温ガス炉用黒鉛(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,+$$infty$$, 1/0.7, 1/0.3,の付加応力モ-ドで行ない(1)各種統計解析法の比較 (2)応力比効果(3)体積効果に関して検討を行なった。その結果次の結論を得た。1.Priceの解析法により適合性の良い最適S-N曲線が得られた。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。3.応力比=+$$infty$$の疲労強度の試験片体積依存性は静的強度および疲労損傷過程の体積依存性に起因している。4.黒鉛の疲労破壊は疲労亀裂の進展により 亀裂先端の応力又は応力拡大係数が破壊応力又は破壊靭性値に達した時に生じるものと解釈できる。

論文

微粒等方性黒鉛の亀裂進展速度に及ぼす酸化の影響

石山 新太郎; 奥 達雄; 衛藤 基邦

日本原子力学会誌, 28(10), p.966 - 971, 1986/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.32(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉炉心黒鉛構造物用候補材料としての微粒等方性黒鉛IG-11の引張り強さ、破壊靭性値及びき裂進展速度に及ぼす酸化の影響を調べた。酸化は500$$^{circ}$$Cの空気中で行った。酸化後の引張り強さと破壊靭性値は酸化前に比べて大きく減少した。すなわち、酸化前後のそれらの値の比は酸化前後の密度の比の増加と共に低下した。DCB試験片を用いて測定したき裂進展速度(da/dN)は応力拡大計数範囲の差(?K-?Kth)に対して、da/dN=(?K-?Kth)$$^{4}$$$$^{.}$$$$^{0}$$のように表される。ここで、?Kthは酸化の進行に伴い減少した。その結果、き裂進展速度は酸化重量減と共に増加した。この結果は、1$$mu$$m以下の気孔の生成と酸化試料の破面に観察される大きい気孔の生成によるものと考察された。

論文

The fracture toughness measured on sensitized 304 stainless steel in simulated reactor water

中島 伸也; 嶋 誠之*; 中島 甫; 近藤 達男

Nucl.Eng.Des., 93, p.95 - 106, 1986/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:39.96(Nuclear Science & Technology)

周知のごとく軽水炉の配管破断は冷却水喪失事故に繋がる大きな問題の1つである。この配管の破壊においてどのような配管材料の課題が内在するかを知ることは軽水炉の安全上重要な要素になる。そこで、特に溶接部熱影響部と冷却水の相互効果に着目し304ステンレス鋼を近似冷却水中で破壊靭性を調べた。破壊靭性は従来大気中で試験する事になっているが、本実験は近似環境中でおこなった最初のものである。その結果、破壊靭性は冷却水の影響を受け、特にき裂先端の変形に伴うエネルギ変化率,冷却水温度,酸素に大きく依存して低下することが知られた。その原因は粒界型応力腐食割れが挙げられる。そのため配管破断、とりわけき裂抵抗性評価に当っては、その荷重負荷速度,材料,冷却水環境の各条件を十分考慮する必要性を初めて指摘した。

報告書

軽水炉圧力容器の寿命予測評価と材料試験上の課題

中島 伸也; 中島 甫; 近藤 達男

JAERI-M 84-208, 25 Pages, 1984/11

JAERI-M-84-208.pdf:0.95MB

軽水炉圧力容器の寿命予測評価のため、特に材料試験データに主眼をおいた基本的予測計算プログラム(RPVLE-I)を作成した。このプログラムは多くの仮定を設けることを前提としており、試計算の結果、材料試験上の課題として次のことが明らかとなった。(1)定常状態における高応力比の繰り返し数および応力幅は寿命に大きく影響する。(2)非破壊検査の検出限界は材料の破壊靭性値や腐食疲労などによるき裂進展速度などと組合せて決める必要がある。(3)初期の破壊靭性値は望ましい最低値が存在する。(4)$$Delta$$KthあるいはKisccなどのデータ蓄積が寿命計算上重要である。(5)高温高圧下での新しいき裂モニタ法、き裂開閉口および水化学分析に関する技術の検討が必要である。

論文

原子炉構造材料における環境強度問題

近藤 達男; 中島 甫

日本材料強度学会講演論文集, p.101 - 125, 1983/00

原子炉構造材料について、新しい学問として体系を整えつつある環境強度問題を論じた。最初に、各原子炉系で環境強度問題を考える必要の生じそうな構造材料と使用環境との組み合わせを概説した。その後、動力炉として運転経験の豊富な軽水炉の圧力境界材料を例として取り挙げ、下記項目について詳説した。(1)低合金鋼の変動荷重下における亀裂成長におよぼす環境効果の把握と設計コードへの反映について。(2)低合金鋼の破壊抵抗におよぼす環境効果とそのための新しい試験法の提案について。

論文

遷移領域および上部棚域における原子炉圧力容器用鋼のJ$$_{I}$$$$_{C}$$破壊靱性

古平 恒夫; 中島 伸也; 松本 正勝; 深谷 清

鉄と鋼, 61(8), p.1032 - 1039, 1982/00

板厚250mmのA533Bcl1鋼及び鋼材に熱処理を施して低靭性化を図った鋼材(中性子照射脆化挙動を模擬)を供試して遷移領域から上部棚域にわたって破壊開始時のJ値の試験片サイズ及び温度依存性、シャルピ衝撃性質との相関を調べた結果、以下の結論が得られた。1)へき開破壊域においては、J$$_{i}$$$$_{c}$$値に試験片サイズ依存性が認められるが、遷移温度の上昇を100MPa√mのレベルで比較すると、移行量は試験片サイズにかかわりなくほぼ同一で、なおかつ、41Jで評価したシャルピ衝撃試験における遷移温度の上昇と良好な一致を示す。2)上部棚域においては、J$$_{i}$$$$_{c}$$破壊靭性の低下率はシャルピ上部棚エネルギのそれより大きい。3)以上の知見より、中性子照射脆化に対する破壊力学的サーベイランス試験方法として、遷移領域ではシャルピ主体上部棚域ではJ$$_{i}$$$$_{c}$$破壊靭性により評価することを提案する。

報告書

繰返し応力下における黒鉛中のきれつ伝播特性

角井 日出雄*; 奥 達雄

JAERI-M 8808, 23 Pages, 1980/04

JAERI-M-8808.pdf:1.23MB

本報告は高温ガス炉炉心構造物用黒鉛破壊靭性に関する研究の一環として行なった大気中での繰返し応力下におけるきれつ伝播挙動についての実験結果を纏めたものである。通常、金属材料のきれつ伝播特性試験によく用いられる応力拡大係数がきれつの長さのある範囲において一定となるDoubleCantileverBeam試験片を黒鉛用に改良したものを試験片として用いた。また、供試材料としては、コークス粒径、機会的強度その他の物性値の異なるJA(微粒等方性黒鉛)、FA(微粒等方性黒鉛)、FB(準等方性黒鉛)の国内外3銘柄を用いた。その結果、静応力下のきれつ伝播特性に関係のある臨界応力拡大係数K$$_{I}$$$$_{C}$$はFA$$<$$JA$$<$$FBとなった。また、応力繰返時の応力拡大係数範囲$$Delta$$Kときれつ伝播速度da/dN=C・$$Delta$$K$$^{n}$$の形で表されること、およびきれつが伝播する$$Delta$$KはFA$$<$$JA$$<$$FBでであることが明らかとなった。また、平均応力拡大係数Kmと最大応力拡大係数Kmaxの影響についても検討を加えた。

論文

軸方向にき裂を有するZr合金管のき裂伝播と破壊,1; 未貫通き裂と貫通き裂の伝播について

柴田 勝之; 川村 隆一

圧力技術, 14(3), p.127 - 134, 1976/03

変動内圧負荷を受ける配管構造物において、軸方向き裂の伝播問題は工学上きわめて重要である。本論ではこの問題に関して、構造物モデルを供試体として繰返し内圧試験法によるき裂伝播試験を実施した。実験は約120$$phi$$mmのZr合金管を供試試験体に用い、貫通き裂および未貫通き裂伝播挙動に関して応力およびき裂形状を種々変えて行なった。その結果によると、1)き裂伝播速度は大略応力拡大係数を用いてよく整理できる。2)未貫通き裂が板厚を貫通する付近ではき裂伝播速度は飽和の傾向を有する。3)疲れ破面は?K=200kg・mm$$^{-}$$$$^{2}$$$$^{/}$$$$^{3}$$付近で引張型からせん断型へと遷移する。などが明らかとなった。

報告書

軽水動力炉圧力容器の監視試験,1; 現状と課題

古平 恒夫; 石本 清

JAERI-M 5868, 29 Pages, 1974/10

JAERI-M-5868.pdf:1.43MB

軽水動力炉圧力容器の中性子照射脆化に対する構造安全性を確保するための一環として、圧力容器内に種々の試験片を装荷し、定期的に炉外に取出して試験を行なう、いわゆる、監視試験が実施されている。現在、監視試験に対する規程として、我国においては日本電気協会のJEAC 4201、米国においてはASTM E185があるが、後者は1973年に改訂が行なわれている。本報告は、JEAC 420とASTM E185の1966年および1973年の3者について、その差違、特徴等を比較検討し、その課題をまとめたものである。

口頭

ホットラボにおける微小試験片を用いた破壊靭性試験技術の開発

大津 拓与; 飛田 徹; 富施 正治; 八巻 賢一; 寺門 宙; 西山 裕孝

no journal, , 

原子炉圧力容器の照射脆化評価手法の高度化として、破断後の監視試験片から微小試験片(0.16インチ厚CT試験片)を採取し、マスターカーブ法と呼ばれる手法により破壊靭性を評価する手法が検討されている。国内では未照射材を用いたラウンドロビン試験が進められており、微小試験片により大型試験片と同等の破壊靭性を評価可能であることが確認されている。国内規格への反映のためには、照射材にも同様の手法が適用可能か確認する必要がある。そのため、遠隔操作による微小試験片を用いた破壊靭性試験を行うための試験技術を開発する必要がある。マニピュレータによる遠隔操作においては、10mm角未満である微小試験片の取り扱いには困難が伴う。すなわち、試験片のハンドリングの難しさに加え、ホットセル内でのガラス越しの作業においては、視野に制限があり、奥行き方向の感覚が掴みづらい等のことから精密作業は困難となる。本報では、遠隔操作による試験作業の容易化を目的とした、試験治具の開発、開口変位計の改良等の試験技術開発について報告する。

口頭

Fracture toughness evaluation of neutron-irradiated reactor pressure vessel steels using miniature C(T) specimens

飛田 徹; 大津 拓与; 西山 裕孝

no journal, , 

4mm厚のミニチュアC(T)試験片を用いて、最大1$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$までの中性子照射を受けた原子炉圧力容器鋼の破壊靭性値を評価した。破壊靭性値のばらつきやシャルピー遷移温度との相関について報告する。

口頭

原子炉圧力容器鋼のき裂伝播停止破壊靭性に関する評価

飛田 徹; 大津 拓与*; 高見澤 悠; 西山 裕孝

no journal, , 

加圧熱衝撃事象において、原子炉圧力容器の内面に想定した欠陥から非延性き裂が発生しても、き裂が容器の板厚を貫通するまでに停止する可能性がある。本報告では、機械的特性の異なる3種の原子炉圧力容器鋼を用いたき裂伝播停止破壊靭性(K$$_{Ia}$$)試験を行い、K$$_{Ia}$$の温度依存性が静的破壊靭性と同様にマスターカーブに従うことを確認した。さらに、き裂伝播停止破壊靭性と計装シャルピー試験におけるき裂進展停止時衝撃力との相関について検討を行った。

27 件中 1件目~20件目を表示