neutron diffraction study to elucidate hydrogen effect on the deformation mechanism in Type 310S austenitic stainless steel

伊東 達矢; 小川 祐平*; Gong, W.; Mao, W.*; 川崎 卓郎; 岡田 和歩*; 柴田 曉伸*; Harjo, S.

Proceedings of the 7th International Symposium on Steel Science (ISSS 2024), p.237 - 240, 2024/11

https://doi.org/10.2355/isijisss.2024.0_237

Hydrogen embrittlement has long been an obstacle to the development of safe infrastructure. However, in contrast to hydrogen's embrittling effect, recent research has revealed that the addition of hydrogen improves both the strength and uniform elongation of AISI Type 310S austenitic stainless steel. A detailed understanding of how hydrogen affects the deformation mechanism of this steel could pave the way for the development of more advanced materials with superior properties. In the present study, neutron diffraction experiments were conducted on Type 310S steel with and without hydrogen-charged to investigate the effect of hydrogen on the deformation mechanism. In addition to the effect of solid-solution strengthening by hydrogen, the q-value, a parameter representing the proportion of edge and screw dislocations in the accumulated dislocations, was quantitatively evaluated using CMWP analysis on neutron diffraction patterns. The comparison of q-values between the hydrogen-charged and non-charged samples reveals that hydrogen has minimal effect on dislocation character in Type 310S steel.

Multi-modal 3D image-based simulation of hydrogen embrittlement crack initiation in Al-Zn-Mg alloy

比嘉 良太*; 藤原 比呂*; 戸田 裕之*; 小林 正和*; 海老原 健一; 竹内 晃久*

Materials Transactions, 65(8), p.899 - 906, 2024/08

https://doi.org/10.2320/matertrans.MT-L2024007

Al-Zn-Mg合金では、水素(H)によって機械的特性が著しく劣化することから、そのような合金の強度を向上させるためには、水素脆化(HE)と呼ばれるこの現象を抑制することが不可欠である。粒界破壊(IGF)は主にHE発生時に観察されるため、HEを抑制するためにはIGFの発生挙動を理解する必要がある。通常、応力、ひずみ、H濃度の不均一な分布は、多結晶材料におけるIGFの発生に影響を与える。本研究では、X線イメージング技術により得られた多結晶体の3次元微細構造データをもとに作成した3次元イメージベースモデルを用いた結晶塑性有限要素法とH拡散解析によるシミュレーションから、実際の破壊領域における応力、ひずみ、H濃度の分布を調べた。そして、シミュレーション結果とX線CTによる引張試験試料のその場観察を組み合わせ、実際のき裂発生挙動における応力、ひずみ、H濃度の分布を調べ、粒界き裂の発生条件を検討した。その結果、結晶塑性に起因する粒界垂直応力が粒界き裂の発生を支配することが明らかになった。一方、応力による内部Hの蓄積はき裂発生にほとんど影響しないことがわかった。

Recent improvements of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL for reactor pressure vessels

Lu, K.; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104706_1 - 104706_13, 2022/10

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2022.104706

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed in Japan for probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. To strengthen the practical applications of PFM methodology in Japan, PASCAL has been upgraded to a new version, PASCAL5, which enables PFM analyses of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients, including PTS and normal operational transients. In this paper, the recent improvements in PASCAL5 are described such as the incorporated stress intensity factor solutions and corresponding calculation methods for external surface cracks and embedded cracks near the RPV outer surface. In addition, the analysis conditions and evaluation models recommended for PFM analyses of Japanese RPVs in BWRs are investigated. Finally, PFM analysis examples for core region of a Japanese BWR-type model RPV subjected to two transients (i.e., low-temperature over pressure and heat-up transients) are presented using PASCAL5.

Benchmark analysis by Beremin model and GTN model in CAF subcommittee

廣田 貴俊*; 名越 康人*; 北条 公伸*; 岡田 裕*; 高橋 昭如*; 勝山 仁哉; 上田 貴志*; 小川 琢矢*; 八代醍 健志*; 大畑 充*; et al.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 9 Pages, 2021/07

In order to establish a guideline for fracture evaluation by considering plastic constraint in the ductile-brittle transition temperature (DBTT) region, the CAF (Constraint-Based Assessment of Fracture in Ductile-Brittle Transition Temperature Region) subcommittee has been launched in 2018 in the Japan Welding Engineering Society. In the committee, fracture tests are conducted using C(T), SE(B), and 50mm-thick flat plate with a surface flaw subjected to bending load or tensile load to verify fracture evaluation methods. Since simulation results are easily affected by analysis conditions, benchmark analysis is essential for the potential users of the guideline. Therefore, benchmark analyses are executed on brittle and ductile damages by Beremin and Gurson-Tvergaard-Needleman (GTN) models implemented in the finite element (FE) codes. The benchmark analyses are carried out in four steps; Step 0 is to confirm the output of FE codes in each member with the same input data and the same FE model. Step 1 is to confirm the result of Weibull stress analysis for C(T) specimens tested at -125C. The Weibull parameter, m, was fixed in this step. At step 2, sensitivity analyses are conducted on Weibull stresses in different conditions. The outputs by the GTN model are also confirmed. At the final step, the fracture simulation will be run for flat plate specimens with less plastic constraint than the standard fracture toughness specimen. As the results of the benchmark analyses up to step 2, a significant difference is not observed in the Weibull stress computed by committee members with the same input data and FE model and it is confirmed that the effects of element type, nonlinear deformation theory employed in FE analysis. For the calculation of the Weibull parameter m by using the fracture toughness test results and the developed programs by committee members, the converged values of m show good agreement among them.

軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針の技術的根拠と高燃焼度燃料への適用性

永瀬 文久; 成川 隆文; 天谷 政樹

JAEA-Review 2020-076, 129 Pages, 2021/03

JAEA-Review-2020-076.pdf:3.9MB

軽水炉においては、冷却系配管破断等による冷却材喪失事故(LOCA)時にも炉心の冷却可能な形状を維持し放射性核分裂生成物の周辺への放出を抑制するために、非常用炉心冷却系(ECCS)が設置されている。ECCSの設計上の機能及び性能を評価し、評価結果が十分な安全余裕を有することを確認するために、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」が定められている。同指針に規定されている基準は1975年に定められた後、1981年に当時の最新知見を参考に見直しが行われている。その後、軽水炉においては燃料の高燃焼度化及びそれに必要な被覆管材料の改良や設計変更が進められたが、それに対応した指針の見直しは行われていない。一方、高燃焼度燃料のLOCA時挙動や高燃焼度燃料への現行指針の適用性に関する多くの技術的な知見が取得されてきている。本報告においては、我が国における指針の制定経緯及び技術的根拠を確認しつつ、国内外におけるLOCA時燃料挙動に係る最新の技術的知見を取りまとめる。また、同指針を高燃焼度燃料に適用することの妥当性に関する見解を述べる。

Elastically-homogeneous lattice models of damage in geomaterials

朝比奈 大輔*; 青柳 和平; Kim, K.*; Birkholzer, J.*; Birkholzer, J. T.*; Bolander, J. E.*

Computers and Geotechnics, 81, p.195 - 206, 2017/01

https://doi.org/10.1016/j.compgeo.2016.08.015

This study involves the development of the auxiliary stress approach for producing elastically-homogeneous lattice models of damage in geomaterials. The lattice models are based on random, three-dimensional assemblages of rigid-body-spring elements. Unlike conventional lattice or particle models, the elastic constants of a material (e.g., Young's modulus and Poisson's ratio) are represented properly in both global and local senses, without any need for calibration. The proposed approach is demonstrated and validated through analyses of homogeneous and heterogeneous systems under uni- and tri-axial loading conditions. Comparisons are made with analytical solutions and finite element results. Thereafter, the model is used to simulate a series of standard laboratory tests: (a) split-cylinder tests, and (b) uniaxial compressive tests of sedimentary rocks at the Horonobe Underground Research Laboratory in Hokkaido, Japan. Model inputs are based on physical quantities measured in the experiments. The simulation results agree well with the experimental results in terms of pre-peak stress-strain/displacement responses, strength measurements, and failure patterns.

多軸引張応力下におけるぜい性破壊モデルの検討

塙 悟史; 石原 正博; 本橋 嘉信*

材料, 54(2), p.201 - 206, 2005/02

https://doi.org/10.2472/jsms.54.201

セラミックス構造材の強度評価の観点から、構造物の応力状態である多軸応力場の破壊挙動を的確に予測することは、構造物の信頼性を高めるうえで重要である。セラミックスである黒鉛材料は、結晶粒径や材料中に存在する気孔サイズ及び気孔率等の微細構造により強度が左右されることが知られているが、多軸応力状態における強度と微細構造の相関について言及された研究はない。そこで本研究では、黒鉛材料を対象に材料の結晶粒径や気孔サイズの微細構造を考慮した、多軸引張応力下における破壊モデルを提案するとともに、提案したモデルを検証するために実測値との比較を行った。なお、提案モデルの検証には、二種類の黒鉛材料(IG-110黒鉛,PGX黒鉛)の実測値を用いた。提案モデルによる予測値と実測値を比較した結果、予測値は実測値に対して平均強度のみならず強度分布もよく一致し、またそれらはWeibull分布に比較的よくあてはまることが明らかとなった。さらに、提案モデルを用いた解析的検討により、強度の多軸応力状態における低下挙動は材料の微細構造や体積に依存しないことが予測された。

Design and fabrication of reactor pressure vessel for High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Elevated Temperature Design and Analysis, Nonlinear Analysis, and Plastic Components, 2004 (PVP-Vol.472), p.39 - 44, 2004/07

高温工学試験研究炉(HTTR)の原子炉圧力容器は、内径5.5m,内高13.2m,肉厚122mm(胴部)160mm(上鏡)の縦置円筒型圧力容器である。HTTRの原子炉入口冷却材温度は軽水炉よりも高温となるため、原子炉圧力容器材料として、2 1/4Cr-1Mo鋼が選ばれている。原子炉圧力容器の照射量は、110n/cm(E1MeV)以下と予測されているため、照射脆化は無視できるが、熱脆化について考慮する必要がある。HTTRでは、原子炉圧力容器の脆化低減対策として、J-factor及びX-barの脆化パラメーターを用いて、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量不純物成分を制限している。本報は、HTTR原子炉圧力容器の設計,製造,供用期間中検査技術等についてまとめたものである。

Correlation between cleavage fracture toughness and charpy impact properties in the transition temperature range of reactor pressure vessel steels

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。

Application of microstructure based brittle fracture model to biaxial strength of graphite materials

塙 悟史; 石原 正博; 柴田 大受

Transactions of 17th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-17) (CD-ROM), 6 Pages, 2003/08

工学的観点からより現実的な破壊モデルを黒鉛構造物の設計法に応用することが重要と考えられる。そこで、微細構造を考慮できる脆性破壊モデルの多軸破壊への応用性を検討した。脆性破壊モデルは、結晶粒の大きさのみならず気孔の大きさも扱うことができ、黒鉛結晶の異方性を考慮して確率論的に強度予測するものである。本研究では、脆性破壊モデルを多軸強度予測モデルに拡張し、準等方性黒鉛の強度予測を試みるとともに、内圧と軸荷重負荷による2軸強度データと比較検討した。検討の結果、2軸強度の実測データに対して本モデルによる予測結果は、平均強度のみならず強度分布についても良い予測結果が得られることが明らかとなり、本脆性破壊モデルのより現実的な設計手法としての応用性を示した。