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論文

Evaluation of brittle crack arrest toughness for highly-irradiated reactor pressure vessel steels

岩田 景子; 端 邦樹; 飛田 徹; 廣田 貴俊*; 高見澤 悠; 知見 康弘; 西山 裕孝

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

The crack arrest fracture toughness, K$$_{Ia}$$, values for highly-irradiated reactor pressure vessel (RPV) steels are estimated according to a linear relationship between crack arrest toughness reference temperature, T$$_{KIa}$$, and the temperature corresponding to a fixed arrest load, equal to 4 kN, T$$_{Fa4kN}$$, obtained by instrumented Charpy impact test. The relationship between T$$_{KIa}$$ derived from the instrumented Chrapy impact test and fracture toughness reference temperature, T$$_{o}$$, was expressed as an equation proposed in a previous report. The coefficients in the equation could be fine-tuned to obtain a better fitting curve using the present experimental data and previous K$$_{Ia}$$ data. The K$$_{Ia}$$ curve for RPV;A533B class1 steels irradiated up to 1.3$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$ (E $$>$$ 1 MeV) was compared with a K$$_{IR}$$ curve defined in JEAC4206-2016. It was shown that the K$$_{IR}$$ curve was always lower than the 1%ile curve of K$$_{Ia}$$ for these irradiated RPV steels. This result indicates that the conservativeness of the method defined in JEAC4206-2016 to evaluate K$$_{Ia}$$ using K$$_{IR}$$ curve is confirmed for highly-irradiated RPV steels.

論文

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。

論文

Results and analysis of the ASTM round robin on reconstitution

鬼沢 邦雄; Van Walle, E.*; Pavirich, W.*; Nanstad, R.*

NUREG/CR-6777, 81 Pages, 2002/08

本報告書は、米国ASTMが主催したシャルピー衝撃試験片再生に関するラウンドロビン試験結果をとりまとめたものである。この試験片再生ラウンドロビンは、インサート部の長さ、シャルピーハンマーの刃先形状、溶接接合方法等の影響を比較検討し、試験片再生に関するASTM規格E1253のレビューに寄与することが目的である。各国から10機関が独自の技術で再生を行い、米国ORNLにおいてすべてのシャルピー衝撃試験が実施された。試験結果は、14mmのインサートを用いた場合には再生の影響はほとんど無いことが確認された。また、溶接方法とハンマー刃先形状の組み合わせで再生の影響が分類できることを示した。すなわち、スタッド溶接及び突き合わせ溶接でASTM刃先の場合が最も影響が大きく、電子ビーム溶接でISO刃先の場合に最も影響が少ない。その他、溶接法及び機関間の相違や、衝撃荷重に関する比較検討を行った。

論文

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

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

Proceedings of Asian Pacific Conference on Fracture and Strength '01(APCFS '01) and International Conference on Advanced Technology in Experimental Mechanics '01 (ATEM '01), p.140 - 145, 2001/00

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。

論文

Damage structures and mechanical properties in high-purity Fe-9Cr alloy irradiated by neutrons

若井 栄一; 菱沼 章道; 宇佐美 浩二; 加藤 康*; 高木 清一*; 安彦 兼次*

Materials Transactions, JIM, 41(9), p.1180 - 1183, 2000/09

中性子照射した高純度と低純度のFe-9Cr合金の微細組織と引張及び衝撃特性が調べられた。照射はJRR-3M(Modified Japan Research Reactor-3)炉にて、255$$^{circ}C$$または290$$^{circ}C$$で0.3dpaまで行った。照射による降伏応力の増分は高純度と低純度材料でそれぞれ225MPaと170MPaとなり、それは高純度材料の方が大きくなった。また、それらの延性の低下は高純度材で著しい低下が見られた。衝撃特性に関しては、高純度材料は低純度材料に比べて、延性脆性遷移温度の上昇が大きく、175$$^{circ}C$$であった。透過型電子顕微鏡観察ではこれらのFe-9Cr合金に転位ループが形成していて、その数密度は低純度材料の方がやや高かった。また、高純度材料では、ループ上に$$alpha$$'相に類似した析出物が観察された。降伏応力の増加に対する転位ループの障壁力を分散型障壁物のモデルで評価すると、その強度因子は高純度材の方がやや大きいことがわかったが、これは転位ループ上に形成した析出物が起因していると考えられる。以上のような照射による機械的特性の変化は、転位ループの硬化だけでは説明できず、ループ上の析出物の形成がそれらに大きな影響を及ぼしていると考えられる。

論文

Critical analysis of results from the ASTM round-robin on reconstitution

鬼沢 邦雄; E.van-Walle*; R.K.Nanstad*; M.Sokolov*; W.Pavinich*

Small Specimen Test Techniques (ASTM STP 1329), 0, p.383 - 410, 1998/00

1992年に開始されたASTM試験片再生ラウンドロビンでは、10機関が参加してシャルピー衝撃試験片の再生手法の比較、インサート長さ、シャルピーハンマー刃先の影響等を調べるための試験が実施された。シャルピー吸収エネルギの比較からは、試験片再生により吸収エネルギに低下が生じることが確認された。この低下量は、(1)ASTM刃先でスタッド溶接・アップセット溶接の場合、(2)ASTM刃先で電子ビーム溶接、ISO刃先でスタッド溶接・アップセット溶接の場合、(3)ISO刃先で電子ビーム溶接の場合、の3通りに概ね分類された。一方、最高荷重や劈開破壊発生荷重等、計装シャルピーデータに基づく荷重値は、試験片再生の影響をほとんど受けないことが確認された。これら荷重値に基づく荷重ダイアグラム法に基づく原子炉監視試験の評価の有用性を指摘した。

論文

Reconstitution of charpy impact specimens by surface activated joining

西山 裕孝; 深谷 清; 鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀; 中村 照美*; 貝原 正一郎*; 佐藤 彰*; 吉田 和夫*

Small Specimen Test Techniques (ASTM STP 1329), 0, p.484 - 494, 1998/00

表面活性化法をシャルピー衝撃試験片の再生に適用し、各種評価試験に供した。試験片再生に関しては、接合部の溶融領域・熱影響部を狭くすること、照射脆化の回復を防止するために試験片の温度上昇を極力抑えることが必要である。表面活性化法によれば母材を溶融せずに材料を接合できることから、上記の要件に対して、極めて有効な方法である。原子炉圧力容器鋼を用い、接合後の組織観察、再生されたシャルピー衝撃試験及び接合中の温度測定により以下の結論が得られた。(1)最適化された接合条件により、熱影響部の幅は片側1mm以下である。(2)再生されたシャルピー衝撃試験片から延性脆性遷移温度等の評価が可能である。(3)他の一般的な溶接法による試験片再生と比較して、接合中の温度を低く抑えられる。

論文

Correlation among the Changes in Mechanical properties due to neutron irradiation for pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

ISIJ International, 37(8), p.821 - 828, 1997/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:30.35(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

原子炉圧力容器鋼材の照射脆化に関して、各種機械的特性の変化の相関を調べた。照射脆化に影響する鋼材中の鋼、燐及びニッケル量を変化させた7種類の鋼材を利用し、JMTRで中性子照射を行った。本鋼材は、IAEA鋼材照射協力研究用に国内鋼材メーカーが製造したものであり、国内PWR圧力容器鋼の化学成分範囲を包含するように選択した。室温での降伏強さの増加を指標とした場合、ビッカース硬さの増加及びシャルピー遷移温度のシフトには良い相関が認められた。上部棚温度領域では、延性破壊靱性の低下と降伏強さの増加に良い相関が認められ、一方でシャルピー上部棚吸収エネルギにはあまり良い相関が認められなかった。延性脆性遷移温度域での破壊靱性値は、ばらつきが大きいため、統計処理を含む最適な評価方法の確立が必要である。

論文

Development of reconstitution technique of charpy impact specimens by surface-activated joining for reactor pressure vessel surveillance

鬼沢 邦雄; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 見原 正一郎*; 中村 照美*

IWG-LMNPP-94/9, 0, 12 Pages, 1994/00

原子炉の構造基準では、原子炉圧力容器鋼の照射脆化評価のため監視試験実施が義務付けられている。原子炉の供用期間を延長する場合、監視試験用試験片が不足する可能性があるため、試験済み試験片の再利用、すなわち試験片再生技術の開発は重要課題である。本報では、常温接合技術として試験片再生に有望な表面活性化接合法の適用性を検討した。軽水炉圧力容器鋼を用いた基礎的検討結果から、接合部の硬化領域の幅を3mm以下、接合時に照射温度以上に上昇する領域の幅を6mm以下に抑えることができることがわかった。他の溶接による試験片再生法と比較して、これら接合の影響をより小さくすることができ、より優れた試験片再生法であることが確認できた。

論文

Methods and devices for small specimen testing at the Japan Atomic Energy Research Institute

實川 資朗; 木崎 實; 海野 明; 芝 清之; 菱沼 章道

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.289 - 307, 1993/00

 被引用回数:14 パーセンタイル:98.45

円環状ノッチ付きパンチ試験、スモールパンチ試験、微小引張試験等をホットセル中で行なうための試験装置を開発している。加えてホットセル中で微小試験片を取り扱うためのマイクロマニピュレーター及び微小引張試験片等を製作するための放電加工材の製作も行っている。さらに、各試験法の適用範囲を評価するための試行も行った。スモールパンチ試験から得られる特性値と引張試験結果との相関は、あまり明瞭でなかった。円環状ノッチ付きパンチ試験で得られる脆性延性遷移温度はスモールパンチ試験の結果よりも高く標準シャルピー試験の結果に近かったが、材料依存性には相違も見られた。この違いは、試験片の寸法効果によるものと考えられる。

論文

The Charpy impact test as an evaluation of 4 K fracture toughness

中嶋 秀夫; 吉田 清; 辻 博史; R.L.Tobler*; I.S.Hwang*; M.M.Morra*; R.G.Ballinger*

Advances in Cryogenic Engineering, Materials, Vol.38, p.207 - 215, 1992/00

試験前の試験片温度が4Kであるシャルピ試験を4Kシャルピ試験と定義し、4Kでのシャルピ吸収エネルギが測定されている。しかしながら、試験時の試験片温度上昇は避けられず、実際の温度はかなり上昇しており、4Kでの破壊靱性を規定するには無理がある。本報告では、2種類の4Kシャルピ試験方法の対応及びシャルピ吸収エネルギと破壊靱性値との4Kにおける対応を調査した結果について述べる。この結果、シャルピ吸収エネルギと破壊靱性値との間には、有意な相関関係は見られず、法律で基底されているシャルピ吸収エネルギでの4K破壊靱性の評価は妥当でないことがわかった。

論文

Evaluation of toughness degradation by small punch (SP) tests for neutron-irradiated 21/4Cr-1Mo steel

鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 深谷 清; 西山 裕孝; 古平 恒夫; 奥 達雄; 足立 守; 海野 明; 高橋 五志生; 三沢 俊平*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 179-181, p.441 - 444, 1991/00

 被引用回数:27 パーセンタイル:92.18(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射した21/4Cr-1Mo鋼(焼ならし-焼もどし材)微小試験片($$Phi$$3mm$$times$$0.25mm、10$$times$$10$$times$$0.5mm)のスモールパンチ(SP)試験を行い、得られた各種の値と通常の方法によって得た照射後機械的性質とを比較した。照射はJRR-2で300$$^{circ}$$C、1$$times$$10$$^{23}$$ n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)なる条件で行なった。SP試験の温度範囲は約-100$$^{circ}$$Cから室温とした。SP試験によって得た弾塑性破壊じん性値J$$_{ICSP}$$は0.4及び0.7DCT(ディスコ型コンパクト試験片)を用いて得たJ$$_{IC}$$と良い一致を示した。

論文

原子炉構造機器用Cr-Mo系低合金鋼の長時間使用に伴なう材質劣化評価の2,3の問題点

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:0.33(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。

論文

Effect of applied stress on temper embrittlement of 2 1/4 Cr-1Mo steel

鈴木 雅秀; 深谷 清; 奥 達雄

Trans.Iron Steel Inst.Jpn., 22, p.863 - 868, 1982/00

焼きもどし脆化に及ぼす付加応力の効果を、実験室規模の2 1/4Cr-1Mo鋼に関して調べた。脆化の評価は、シャルピー試験を行うことにより、又、脆化の解析は、走査電子顕微鏡及びオージェ電子分光を行うことにより実施した。温度は450$$^{circ}$$Cに固定し、付加応力レベルを変えて試験を行うことにより、次のようなことがわかった。付加応力は、材料中にあるレベル以上のP元素を含む場合、脆化を促進させる効果があり、この脆化の促進の程度は、応力が高いものほど大きい。この応力による脆化の促進現象に関し、定性的に説明を試みた。

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