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論文

Results from studies on high burn-up fuel behavior under LOCA conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

NUREG/CP-0192, p.197 - 230, 2005/10

LOCAに関する日本の安全基準は、事故条件を模擬した試験により決められた急冷時燃料棒破断限界に基づいている。このため、原研はLOCA条件を模擬した総合的な急冷実験を行い、高燃焼度燃料の破断限界を評価している。水素を添加した未照射被覆管やPWRにおいて39あるいは44GWd/tまで照射した高燃焼度燃料被覆管を用いた試験をこれまでに行った。破断限界は基本的に酸化量に依存し、初期水素濃度と急冷時の軸方向拘束力に伴い低下することが明らかになった。また、試験対象とした高燃焼度燃料被覆管の破断限界は、同等の水素濃度を有する未照射被覆管の破断限界とほぼ同等であることも明らかになった。

論文

Reactor pressure vessel design of the high temperature engineering test reactor

橘 幸男; 中川 繁昭; 伊与久 達夫

Nuclear Engineering and Design, 233(1-3), p.103 - 112, 2004/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:88.39(Nuclear Science & Technology)

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の鋼製圧力容器である。HTTRの原子炉圧力容器の通常運転時温度は約400$$^{circ}$$Cであるため、軽水炉圧力容器用合金鋼よりもクリープ強度に優れた2 1/4Cr-1Mo鋼が、原子炉圧力容器用材料として、日本で初めて採用されている。この温度では、鋼材の熱脆化が問題となるため、独自に高温ガス炉仕様を定め、2 1/4Cr-1Mo鋼の微量化学成分を制限している。本論文は、HTTRの原子炉圧力容器の設計(特に、材料),製作,試験,供用期間中検査等についてまとめたものである。(本論文は、HTTRに関するシリーズ投稿の一つである。)

論文

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、1$$times$$10$$^{17}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)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。

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

Probabilistic fracture mechanics analyses of reactor pressure vessel under PTS transients

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*

JSME International Journal, Series A, 47(3), p.486 - 493, 2004/07

原研では、軽水炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における信頼性評価のため、確率論的破壊力学(PFM)に基づく解析コードPASCALを開発している。3ループ型PWRに対する4ケースのPTS事象について、非破壊検査,破壊靭性曲線,き裂形状等の因子に着目して、PASCALによりPFM解析を実施した。この結果、PTS時における原子炉容器の破壊確率に対して、非破壊検査が最も大きく影響し、精度の高い国内の検査法モデルでは、検査をしない場合より3桁以上低下することがわかった。また、国内の破壊靭性評価法を適用した場合、米国の手法より破壊確率が低い場合があること、及び半楕円き裂形状としてき裂進展解析を行うことにより、無限長き裂に変換する場合における保守性を低減できることが示された。

論文

Energetics of segregation and embrittling potency for non-transition elements in the Ni $$Sigma$$5 (012) symmetrical tilt grain boundary; A First-principles study

山口 正剛; 志賀 基之; 蕪木 英雄

Journal of Physics; Condensed Matter, 16(23), p.3933 - 3956, 2004/06

 被引用回数:49 パーセンタイル:11.7(Physics, Condensed Matter)

ニッケル金属の$$Sigma$$5(012)対称傾角粒界中の非遷移元素がもたらす脆化効果について、WIEN2kコードを用いた第一原理計算による研究を行った。まず溶質元素(非遷移元素)がある場合とない場合における粒界/表面構造について、力を最小にするように原子を動かし安定な構造を求めた。次に置換サイトと格子間サイトも含めて、粒界/表面/bulkサイトにおける溶質元素の結合エネルギーを、$$_1$$Hから$$_{86}$$Rn間にあるすべての非遷移元素について計算した。そして、粒界/表面偏析エネルギーは、粒界/表面サイトにおける結合エネルギーとバルク内部におけるそれとの差から求め、Rice-Wangモデルに基づく脆化能エネルギー(embrittling potency energy)は、偏析エネルギーの粒界と表面での差から求めた。計算の結果、ほとんどの非遷移元素は負の粒界/表面偏析エネルギーを示した。それは粒界/表面がバルク内部よりも非遷移元素にとって安定であることを意味する。また、脆化能エネルギーはほとんどの元素で正となった(脆化がもたらされる)が、Be, B, C, Siで大きな負の値となり、これらの一部の元素は粒界を強化する可能性があることが示された。さらに、計算結果はさまざまな実験事実と矛盾しないことが示された。

論文

Probabilistic fracture mechanics analyses of RPV under some PTS transients

鬼沢 邦雄; 柴田 勝之; 加藤 大輔*; Li, Y.*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 8 Pages, 2003/04

安全上重要な構造機器の信頼性評価やリスク管理において、確率論的破壊力学(PFM)解析手法の適用が検討されている。原研では、軽水炉圧力容器の加圧熱衝撃(PTS)等の過渡事象時における信頼性解析コードとして、PFMに基づくPASCALコードを開発している。本報告では、典型的な3ループ型PWRを対象として、4ケースのPTS事象についての熱応力解析結果を基に、非破壊検査,破壊靭性曲線,き裂形状等の重要な因子に着目して、PASCALを用いてPFM解析を実施した。解析結果から、PTS時における原子炉圧力容器の破壊確率に対して、非破壊検査の影響は最も大きく影響し、精度の高い検査を行うことにより、破壊確率は検査をしない場合より3桁以上低下することが分かった。また、我が国の脆化予測式及び破壊靭性曲線を適用することにより、米国の手法と比較して破壊確率が減少すること、及びき裂形状を半楕円き裂としてき裂進展解析を行うことにより、従来の無限長き裂に変換する場合における保守性を低減できることが示された。

論文

Development of a non-destructive testing technique using ultrasonic wave for evaluation of irradiation embrittlement in nuclear materials

石井 敏満; 大岡 紀一; 星屋 泰二; 小林 英男*; 齋藤 順市; 新見 素二; 辻 宏和

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.240 - 244, 2002/12

 被引用回数:3 パーセンタイル:73.33

軽水炉や核融合炉などの構造材料の照射脆化を超音波法で非破壊的に評価する試験技術の開発を進めている。本研究では、原子炉圧力容器用A533B-1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B-1鋼材及びサブマージマーク溶接部から製作した衝撃試験片をJMTRにおいて523K又は563Kで中性子照射した後、遠隔操作による超音波測定を行い、試験片中を伝わる超音波の音速及び減衰率を求めた。その結果、照射材では、未照射材に比べて横波,縦波ともに音速が低下し、縦波の減衰率は上昇する傾向があることがわかった。音速の低下は、中性子照射による鋼材の剛性率及びヤング率の低下に起因することが推測される。また、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度シフト量の照射に伴う増加に対して、超音波の音速は低下し、減衰率は上昇する特性があることを見いだした。

論文

Hardening of Fe-Cu alloys at elevated temperatures by electron and neutron irradiations

飛田 徹; 鈴木 雅秀; 岩瀬 彰宏; 相澤 一也

Journal of Nuclear Materials, 299(3), p.267 - 270, 2001/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:15.12

軽水炉圧力容器鋼の照射脆化には、高速中性子のみならず熱中性子や$$gamma$$線の寄与も含まれるが、$$gamma$$線の寄与に関する定量的な把握はなされていない。圧力容器位置での$$gamma$$線によるはじき出し損傷量(dpa)は高速中性子の数%にすぎないが、損傷メカニズムの違いから照射脆化に与える影響は実質的にはもっと大きくなる可能性が指摘されている。本研究ではFe-Cuモデル合金を用い、$$gamma$$線による照射を模擬した電子線照射試験を行うことにより$$gamma$$線の影響を定量的に評価した。その結果、電子線と原子炉を用いた中性子照射による照射脆化はほとんど差がなく、dpaがよい指標となることが明らかになった。

論文

Non-equilibrium intergranular segregation and embrittlement in neutron-irradiated ferritic alloys

亀田 純*; 西山 裕孝; Bloomer, T. E.*

Surface and Interface Analysis, 31(7), p.522 - 531, 2001/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:70.22(Chemistry, Physical)

Mn, P, S, Cuを添加した鉄基モデル合金について、熱時効、中性子照射、中性子照射後焼鈍(PIA)による不純物元素の粒界偏析と粒界脆化の検討を行った。熱時効においては、主としてSの偏析が生じ、中性子照射においては、SよりもPの偏析が優勢となるとともに、粒界のCの涸渇が生じた。PIAの結果を用いた速度論的解析から、中性子照射によるPの偏析は格子間原子との複合体により誘起され、Sの偏析は、照射により導入された空孔によって加速されることを明らかにした。これら中性子照射による不純物元素の非平衡粒界偏析について、固溶元素と照射欠陥の相互作用、及び中性子照射による粒界偏析サイト数の変化の観点等からの考察を行った。また、粒界偏析濃度の変化及び照射硬化と延性脆性遷移温度の関係を求めた。

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

Fracture toughness evaluation on neutron irradiation embrittlement for reactor pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

Proceedings of the 8th Japanese-German Joint Seminar on Structural Integrity and NDE in Power Engineering, p.62 - 69, 2001/00

原子炉圧力容器の高経年化に対応し,圧力容器鋼の中性子照射脆化に関する評価精度向上のため,シャルピーサイズの小型試験片による破壊靭性評価法について検討した結果を報告する。試験には,国産の原子炉圧力容器用鋼材を用い,JMTRにおいて中性子照射試験を実施して,照射前後の破壊靭性を評価した。ASTM規格のマスターカーブ法とJEACの破壊靭性評価法を適用して,試験片寸法効果の補正及び破壊靭性下限値の評価を行い,寸法効果補正後の温度依存性がほぼマスターカーブに従うことや,シャルピー型試験片による破壊靭性下限値の評価法に関する知見が得られた。また,照射効果に関して,ばらつきは大きいものの,破壊靭性遷移温度のシフトが,シャルピー試験による遷移温度シフトとほぼ等しいという結果を得た。

論文

Irradiation embrittlement of 2.25Cr-1Mo steel at 400$$^{circ}$$C and its electrochemical evaluation

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦

Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1187 - 1192, 1998/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:64.92

照射温度が290$$^{circ}$$C~400$$^{circ}$$Cで、1$$times$$10$$^{22}$$~3$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)の中性子照射を受けた2.25Cr-1Mo鋼について、引張試験、シャルピー衝撃試験及び電気化学的試験の結果から、中高温度域での中性子照射脆化の特徴について検討を行った。照射温度が400$$^{circ}$$Cの場合、照射脆化はマトリックスの硬化によって誘起されるが、この程度は極めて小さい。しかし、照射量が1$$times$$10$$^{24}$$n/m$$^{2}$$以上になると、非硬化性の脆化すなわち粒界脆化が生じた。一方、照射温度を約300$$^{circ}$$Cから400$$^{circ}$$Cに変えた場合、300$$^{circ}$$Cにおける照射量の大小すなわち照射硬化量に関係なく、その後の400$$^{circ}$$C照射によって照射硬化のほとんどが回復した。したがって、400$$^{circ}$$C照射による2.25Cr-1Mo鋼の脆化の主因は粒界脆化であることがわかった。また、電気化学的分極法により、その原因が不純物等の照射誘起偏析であることが推察された。

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:68.97(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

Hydride morphology and hydrogen embrittlement of Zircaloy fuel cladding used in NSRR/HBO experiment

永瀬 文久; 上塚 寛

Proc. of Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.677 - 684, 1997/03

NSRRにおける、PWR高燃焼度燃料に対するパルス照射実験(HBO実験)の結果を評価することを目的に、同じ燃料集合体(大飯1号炉、4サイクル照射)から引き抜いた燃料棒(47GWd/t)に対する照射後試験を行った。燃料棒軸方向10ヶ所における水素分析結果から、水素濃度分布は第2スピン内にピーク濃度(約380ppm)を持ち、燃料棒内で軸方向で大きく変化することが分かった。NSRRで照射されるセグメント燃料は異なるスパンから採取されるため、水素濃度の差がパルス照射時のセグメント燃料の挙動に影響を与えたかもしれない。また、被覆肉厚内で半径方向に水素化物密度の大きな変化が見られ、外面近傍で水素化物の顕著な偏析が認められた。画像解析装置を用いた解析から外面近傍は平均よりもかなり高い水素濃度を持つことが推定される。この水素化物の偏在は運転時の被覆肉厚中の温度分布によって生じるが、パルス照射時にはクラック発生源となる。

論文

Progress of LWR structural safety research at JAERI

柴田 勝之

Nucl. Eng. Des., 174(1), p.79 - 90, 1997/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:84.22

原研では、安全研究年次計画に従って、軽水炉の構造安全研究として構造機器の経年変化と健全性評価に係わる研究を進めている。年次計画の目標に沿って、「経年変化メカニズムと予測法の研究」、「経年変化の検出・評価法の研究」、「経年化機器の健全性評価法の研究」を実施している。安全性への重要度と交換の難易度から原子炉圧力容器、コンクリート構造物、電線を重要機器として抽出し、これらを対象に研究を進めている。本報告では、上記の研究の進展と今後の計画および安全研究の一環として実施した破断前漏洩研究の結果について概要を述べる。

報告書

ジルコニウム合金の水素脆化に関する研究の現状と課題

永瀬 文久; 清野 俊*; 小松 和志*; 古田 照夫

JAERI-Review 95-012, 122 Pages, 1995/08

JAERI-Review-95-012.pdf:4.42MB

軽水炉燃料の高燃焼度化に伴い、ジルカロイ燃料被覆管の水側腐食量と水素吸収量が増加する。そのため、ジルカロイの水素脆化が燃料棒の寿命を決定する主な要因のひとつになると考えられる。本報告では、照射材を含むジルコニウムとその合金の水素脆化に関するこれまでの研究をレビューし、高燃焼度燃料被覆材の延性低下に関する研究課題を検討した。ジルコニウム合金の水素脆化に関してこれまでに多くの基礎的な研究がなされてきた。しかし、高燃焼度燃料被覆管の脆化機構は複雑であり、特に、水素化物と照射欠陥が複合的に大きな効果を及ぼすと考えられる。更に高い燃焼度まで燃焼させた被覆管の延性低下を適切に評価するためには、系統的な試験によりこれら2つの因子による複合的な影響を把握する必要がある。

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

Electrochemical evaluation of thermal aging embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel for a nuclear pressure vessel

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦; 庄子 哲雄*

Small Specimen Test Techniques; ASTM STP 1204, p.16 - 26, 1993/00

400$$^{circ}$$C~550$$^{circ}$$Cの範囲で最長5万時間まで熱時効を行った原子炉圧力容器用21/4Cr-1Mo鋼について、30$$^{circ}$$Cの硝酸カルシウム溶液中で計測したアノード分極曲線を用いることにより、粒界脆化度の非破壊評価手法の開発を行った。不働態域中に得られる2次ピーク電流密度値(mA/m$$^{2}$$)とシャルピー延性-脆性遷移温度移行量との相関を考察し、本法のサーベイランス試験法としての適用可能性を示した。得られた主な結果は以下のとおりである。(1).アノード分極曲線中の2次ピーク電流密度の上昇量と粒界脆化度は時効温度に依存した一義的な相関が得られた。これにより共用期間中の21/4Cr-1Mo鋼の遷移温度の上昇を、アノード分極曲線測定により非破壊的に推測できる。(2).(1)の機関においては、低温側の時効ほど同じ粒界脆化度に対する2次ピーク電流密度値の上昇が著しく、これは高濃度に偏析したリンの存在を敏感に反映した結果であることを示した。

論文

Evaluation of irradiation embrittlement of 21/4Cr-1Mo steel in terms of elastic-plastic fracture toughness

西山 裕孝; 深谷 清; 鈴木 雅秀; 古平 恒夫; 奥 達雄*

Effects of Radiation on Materials; 15th International Symposium (ASTM STP 1125), p.1287 - 1303, 1992/00

HTTR圧力容器用材料として使用が予定されている21/4Cr-1Mo鋼について、中性子照射脆化及び中性子照射脆化と熱時効脆化の相互作用を弾塑性破壊力学パラメータを用いて評価した。21/4Cr-1Mo鋼の圧延材の母材、溶接部及び緞造材の母材を、照射温度400$$^{circ}$$C~300$$^{circ}$$C照射量1~3$$times$$10$$^{23}$$m/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)となるように中性子照射した。破壊靱性試験はASTM-E-813に従って、R曲線法(複数試験片法)を採用するとともに、単一試験片法として電位差法を併用してき裂発生時の破壊靱性値(J$$_{IC}$$)、延性き裂伝播抵抗(ティアリングモジュラス)を評価し次の知見を得た。(1)中性子照射による圧延材の母材、溶接部のJ-Rカーブの変化は、照射前の靱性レベルの違いにもかかわらず、ほぼ同じレベルに低下する。(2)400$$^{circ}$$C照射材の破壊靱性の低下は、照射により加速された熱時効脆化によるものと推測された。

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