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鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
二川 正敏; 菊地 賢司; 田辺 裕治*; 武藤 康
J. Eur. Ceram. Soc., 17, p.1573 - 1578, 1997/00
被引用回数：4 パーセンタイル：37.78(Materials Science, Ceramics)熱化学水素製造プロセス(ISプロセス等)の腐食環境下で使用される構造材料としてセラミックスが期待されている。セラミックスは脆性材料であることから、特に動的荷重に対する強度特性を十分把握することが重要である。ここでは、そのような脆性材料である原子炉用黒鉛材と磁器材について、動的負荷荷重の疲労強度に与える影響を調べるために、衝撃荷重負荷を含む繰り返し疲労強度(最大10
サイクル)及び負荷速度を変えた動的疲労強度試験(負荷時間範囲:10
S~10S)を実施した。その結果、黒鉛材の疲労特性には繰り返し数依存効果が支配的になること、磁器材では時間依存と繰り返し依存の重畳効果が認められること、さらに衝撃荷重が繰り返し負荷された場合では、高周波数成分の繰り返し疲労特性として理解できることが明らかとなった。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策
JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。
豊田 純二; 伊与久 達夫; 石原 正博; 多喜川 昇; 塩沢 周策
JAERI-M 91-102, 61 Pages, 1991/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心及び炉心支持黒鉛構造物に使用される黒鉛及び炭素材料の検査基準に関しては、国内では一部JIS規格等において材料の規格を示したものはあるが、原子炉の主要構造物として規定したものはない。また、外国においても原子炉用構造物として受入れ検査の実績はあるものの明確に基準を設けてはいない。このため、HTTRの黒鉛及び炭素材料の受入れに際して、検査基準を定める必要がある。そこで、原研において所内外の専門家の協力も得て、HTTRの炉心及び炉心支持黒鉛構造物の構造設計の考え方並びに米国の高温ガス炉用黒鉛構造物、国内の黒鉛構造物等に関する検査を参考にHTTRの黒鉛検査基準を策定した。本報告書は、この黒鉛検査基準及びその解説についてまとめたもので、HTTRの黒鉛及び炭素構造物の検査は本基準に基づいて行う予定である。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-083, 31 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告は、HTTRの燃料体等の炉心黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、酸化評価に対する考え方、照射挙動を考慮した熱・照射応力解析手法等について、具体的に解説したものである。
伊与久 達夫; 石原 正博; 豊田 純二*; 塩沢 周策
JAERI-M 91-070, 32 Pages, 1991/05
高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物の健全性評価は、「高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針」に基づいて行うこととしている。本方針を、HTTRの炉心支持黒鉛構造物の健全性評価に適用するに際しては、その内容を明確にしておく必要がある。そのため、本報告はHTTRの炉心支持黒鉛構造物の設計を念頭にして、「炉心支持黒鉛構造設計方針」における応力制限の考え方、疲労制限の考え方、その他特別な荷重制限の考え方、酸化評価に対する考え方等について、具体的に解説したものである。
鈴木 雅秀; 深谷 清; 古平 恒夫; 奥 達雄
日本原子力学会誌, 27(8), p.722 - 724, 1985/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子炉の構造物には低合金鋼が多く使用されいているが、原子炉冷却材の出口温度の高温化に伴い、高温で使用される機械が多くなり、高温強度特性の良好なCr-Mo鋼への期待が高まっている。日本原子力研究所で開発が進められている多目的高温ガス実験炉(VHTR)の圧力容器に使用予定の2-1/4Cr-1Mo鋼および主ボルトとしての1Cr-0.5Mo-0.3V鋼もその1例である。原子炉の健全性・信頼性の確保のためには、構造材料について材質的な面から十分に検討しておく必要があるが、この中で材質の経年変化の評価は重要であるにも関わらず甚だ難しい。というのは、予測評価には現象の機構的把握が前提として必要であるにもかかわらず現状では十分でないこと、および予測評価のための加速試験の方法が確立していないことが多いからである。一般的に、熱処理による組織調整法を用いて所定の強度、靭性を保持している材料では、高温で長時間保持された後も、これらの性質が保証されるか否かは定かではない。
