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鬼澤 高志; 橋立 竜太
Mechanical Engineering Journal (Internet), 6(1), p.18-00477_1 - 18-00477_15, 2019/02
316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼はナトリウム冷却高速炉(SFR)の構造材料への適用が検討されている。日本原子力研究開発機構は、経済性の向上と放射性廃棄物の削減を目的として、いくつかの革新的技術を提案しており、その中でも最も有効な手段の一つとして60年設計を採用することが挙げられている。60年設計を可能とするためには、日本機械学会規格に規定されている材料強度基準等を30時間から50万時間に延長しなければならないが、これには外挿性に優れたクリープ破断関係式及びクリープひずみ式が不可欠である。本論文では、長時間クリープ特性評価に基づいて、316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の高温・長時間におけるクリープメカニズムの変化を考慮したクリープ特性式の開発について述べる。開発したクリープ特性式は、現行の日本機械学会規格のクリープ特性式よりも、より正確な長時間クリープ特性評価が可能である。
竹田 武司; 橘 幸男; 中川 繁昭
JAERI-Tech 2002-091, 45 Pages, 2002/12
JAERI-Tech-2002-091.pdf:1.77MB
HTTR(高温工学試験研究炉)の中間熱交換器(IHX)は、ヘリウム/ヘリウムの熱交換器であり、高温ガス炉の核熱利用を将来実証するうえで重要な機器である。IHXの熱容量は10MWであり、ヘリカルコイル状の伝熱管を96本有している。IHXの構造設計では、内部構造物のうち、ハステロイXR材である伝熱管,内筒等に対して弾クリープ解析を実施している。HTTRの出力上昇試験の中で、原子炉スクラム時におけるIHX内の冷却材温度変化は設計時の想定より早いことがわかった。そこで、出力上昇試験で得られた冷却材温度データに基づき、想定した高温試験運転で全出力(30MW)からの原子炉スクラム時の冷却材温度変化が、IHXの伝熱管,内筒下部レジューサの構造強度に及ぼす影響について調べた。その結果、寿命期間中(10
h)の累積クリープ主ひずみ,累積クリープ疲れ損傷係数は、「高温ガス炉第1種機器の高温構造設計指針」に定められた制限値を満足していることを確認した。
國富 一彦; 竹田 武司; 篠崎 正幸; 大久保 実; 丸山 茂樹*; 小池上 一*
日本原子力学会誌, 37(4), p.316 - 326, 1995/00
被引用回数：1 パーセンタイル：18.1(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器(IHX)は、10MWの熱交換能力を有するヘリカルコイル型のヘリウム-ヘリウム熱交換器である。IHXは原子炉から輸送された950
Cの1次ヘリウムガスと熱交換して、最高905Cの2次ヘリウムガスを得るため、ハステロイXR製の伝熱管等の内部構造物は、常時約930Cのクリープ域で使用する。これらは、原子炉の1次系バウンダリを形成しており、弾性解析に基づいた設計方法では必要な安全余裕を確保できない。そこで、初めて、本格的にクリープ解析を導入して構造設計を行った。本報は、クリープ解析に基づく構造設計の方法及び結果を示したものである。この結果、HTTR10万時間の寿命期間中の内部構造物のクリープひずみ及びクリープ疲労損傷は、運転初期の数サイクルで急速に増加するものの、その後は穏やかに増加し、制限値を超えないことを明らかにした。
國富 一彦; 篠崎 正幸; 大久保 実; 小池上 一*; 丸山 茂樹*
Proc. of ARS 94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.188 - 192, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)には、熱交換能力10MWで、950Cの1次系ヘリウムガスを2次系と熱交換する中間熱交換器が設置してある。中間熱交換器の内部構造物の温度は、通常運転時でも900Cを超えるため、内部構造物の構造評価は非弾性解析で行わなくてはならない。本発表では、(i)非弾性解析のための評価事象の選定方法、(ii)初期の数サイクルの解析結果から寿命末期のクリープ損傷を外挿する方法を中心に内部構造物の構造評価について述べる。また、内部構造物のうち高温ヘッダ部の評価結果を示す。
羽田 一彦; 武藤 康
Bull.JSME, 26(221), p.1839 - 1848, 1983/00
文献データを基にしてハステロイXのクリープ構成方程式を作成した。また、作成したハステロイXのクリープ構成方程式に対して感度解析を実施した。その結果、以下のことが明らかになった。(1)クリープ構成方程式が異なることによるクリープ挙動の差異は小さくなく、設定上配慮を要する。(2)ASME Boiler and Pressure Vessel Code Case N-47のクリープ・疲労損傷評価指針に従って累積クリープ損傷を求める際に、クリープひずみ曲線の平均値を記述するクリープ構成方程式による非弾性応力解析結果を用いる方法は、クリープひずみ曲線のばらつきに起因するクリープ損傷量のばらつきを考慮すると、安全側な評価を与える方法とは言えない。
田中 勲; 伊藤 治彦; 小森 芳広; 佐藤 利美*
共和技報, 309, p.2195 - 2197, 1983/00
OGL-1高温構造物挙動測定装置は、原子炉運転中に高温配管等の構造物に装着した高温ひずみ計の出力変化を連続的に計測し、その挙動を把握することを目的として開発が進められている。本報告は、溶接型高温ひずみ計の高温での安定性を評価するために、500C、約5000時間の長期ドリフト試験、室温と500C
20回の熱サイクル試験、ひずみ計を直管及びT字管に取付けて実施したクリープ追従性試験及び500Cで10
回実施したひずみ計疲労寿命試験の結果について述べたものである。試験の結果、供試した高温ひずみ計は500Cにおいて、使用時間が3000~4000時間であれば安定して供用できることがわかった。
宇賀 丈雄
配管と装置, 15(3), p.16 - 25, 1975/03
内圧による定常膜応力と繰返し熱応力との相乗効果により熱疲とは異質の熱応力の繰返しごとに定常膜応力の作用方向に変形が進展するいわゆる進行性変形現象の生ずる場合があり、これを熱応力ラチェットと呼んでいる。これは高性能化された熱負荷をうける圧力構造物の設計において重要な制限因子の一つになっている。ここでは熱応力分布が部材内で線型の場合を中心に、熱応力ラチェットの発生限界荷重、これを越えた時のラチェット変形の大きさ、実在材の熱応力ラチェットの実験例、クリープ挙動を考慮に入れた高温でのクリープラチェットなどについて強度設計上の観点から述べた。
小川 文男*; 中山 雄太*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*
no journal, ,
改良9Cr-1Mo鋼の非比例多軸クリープ疲労負荷におけるひずみエネルギーベースの寿命評価法を提案する。非弾性ひずみエネルギー密度は、ヒステリシスループの内側の面積として計算した。また、平均応力の影響を実験的に検討し、非弾性ひずみエネルギー密度とクリープ疲労寿命の関係を調査した。ヒステリシスループの調査から、最大応力の低下は破損寿命の延長につながり、ひずみ保持中の応力緩和は強度低下をもたらすことを明らかにした。そこで、ヒステリシスループの最大応力とひずみ保持時の最小応力の影響を考慮した非弾性ひずみエネルギー密度の補正法を提案した。更にこの結果をヒステリシスデータを俯瞰して検討することで、非比例多軸荷重下でのクリープ疲労寿命を支配するメカニズムを考察した。
