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涌井 隆; 斎藤 滋; 二川 正敏
実験力学, 24(4), p.212 - 218, 2024/12
J-PARCの核破砕中性子源水銀ターゲット容器の寿命を決定する主要な要因の一つは照射損傷である。使用済み容器の材料劣化を把握するため、使用済み容器の構造材料に対する押込み試験と数値実験による逆解析を用いた評価を行う予定である。照射量の異なる2種類のイオン照射材料に対して、この評価手法を適用した。照射量の増加に伴い、引張強度が増加し、全伸びが減少することが確認された。これらの傾向は、ばらつきを考慮した微小試験片の引張試験によって報告されている材料劣化挙動と同等である。さらに、容器は繰り返し熱負荷を受け、定格最大ビーム出力では容器の温度が140
Cを超えると推定されるため、温度上昇に伴う全伸びと照射材料の疲労強度の低下について検討した。
菊地 将宣; 川村 奨; 細谷 俊明
JAEA-Technology 2021-040, 86 Pages, 2023/02
JAEA-Technology-2021-040.pdf:3.26MB
JRR-3原子炉施設では、平成25年12月に施行された試験研究用等原子炉施設に対する新規制基準を受け、新規制基準適合性確認のため新たに基準地震動を策定し、当該地震動を用いて本原子炉施設に設置されている設備、機器、構築物の耐震評価を実施した。本報告書は、耐震評価を実施した設備、機器、構築物のうち、時刻歴応答解析で耐震裕度の厳しい結果が得られた制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管について、より詳細な評価手法である疲労評価を採用し、評価した結果を示すものである。評価の結果、制御棒駆動機構及び制御棒駆動機構案内管は十分な耐震裕度を有していることを確認した。
小川 文男*; 中山 雄太*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*
Transactions of the Indian National Academy of Engineering (Internet), 7(2), p.549 - 564, 2022/06
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内の面積として算出した。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べた。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るが、ひずみ保持中の応力緩和は強度低下を引き起こすことがわかった。そこで、ヒステリシスループの最大応力とひずみ保持中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、単軸および非比例多軸荷重のひずみエネルギー密度を求めた。これらの結果をもとに、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について考察した。
國富 一彦; 篠崎 正幸; 深谷 好夫; 大久保 実; 馬場 治; 丸山 茂樹*; 大谷 章仁*
JAERI-M 92-147, 77 Pages, 1992/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の中間熱交換器は、10MWの熱交換能力を有するたて置きヘリカルコイル型の熱交換器であり、平成6年完成を目指して、現在、製作を進めている。最大900Cを超える状況で使用される伝熱管の強度評価のために、原子炉の運転中に発生すると考えられるすべての運転状態の応力及び非弾性ひずみ等を解析により求めた。本報は、伝熱管の強度評価の手法、クリープ解析の手法及び評価結果を示したものである。解析により、伝熱管に発生する非弾性ひずみ及びクリープ疲れ損傷は、原子炉出口温度850C又は950Cの運転の第1~2サイクルで大幅に増加し、その後の増加は僅かであり、HTTRの寿命20年の間、許容値を超えないことが分かった。また、1次応力も全ての運転状態で許容値を満足した。
高津 英幸; 山本 正弘; 清水 正亜; 鈴木 和夫*; 園部 正*; 林 雄造*; 水野 源一郎*
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(5), p.341 - 355, 1984/00
被引用回数：4 パーセンタイル：45.07(Nuclear Science & Technology)核融合装置のポートへの適用を目的として、溶接ベローズの捩り疲労強度を実験的に評価した。溶接ベローズは微小な捩り角を与える事により容易に座屈を起こしスパイラル状の大変形を呈する事、溶接ベローズは捩り荷重を与えても容易に破壊には至らず、従来信じられて来た以上に疲労寿命を有する事が実験により明らかとなった。捩り荷重が作用している状態の溶接ベローズの応力評価に関しては、座屈が生じない場合は剪断応力評価式、座屈する場合には軸方向曲げ応力評価式を提唱し、高サイクル疲労領域では前者、低サイクル疲労領域では後者が疲労データとよく合致する事が判った。本応力評価式をJT-60真空容器のポート用溶接ベローズに適用した結果、設計荷重に対する健全性が示された。
高津 英幸; 清水 正亜; 太田 充; 中村 義隆*; 酒井 啓一*; 内野 和雄*
Nucl.Eng.Des., 74(3), p.325 - 337, 1982/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)トカマク型核融合装置の運転は本質的にパルス的であるので、機器の構造設計において繰返し荷重による疲労は重要である。特に、真空容器はプラズマと電磁気的結合が強く、動的な電磁力による疲労が設計を左右する。本論文では、これらに適応できる疲労評価手法の提案を行う。この手法は電磁力に対する詳細な動的応答解析に基いており、過渡応答とそれに引き続く自由減衰振動とに分けて疲労評価を行う。過渡応答時の応力振幅はレインジ・ペア法で計ぬされており、疲労損傷は過渡応答時及び自由減衰振動時のいずれもマイナ則に基いて評価される。本手法をJT-60へ適応した。疲労評価は、JT-60真空容器で最も大きい応力が予想されるベローズ継手、ベローズ第1山及び大口径ポート付根の3ヶ所について行い、最大累積損傷は0.26である事が明らかとなり、電磁力の疲労という観点からJT-60真空容器の健全性が示された。
高橋 秀明*; M.Suzuki*; 庄子 哲雄*; 近藤 達男
ASME J.Eng.Mater.Technol., 103(10), p.298 - 304, 1981/00
被引用回数：32 パーセンタイル：89.48(Engineering, Mechanical)原子炉圧力容器と配管は、平均応力水準が引張状態のいわゆる高応力比条件下で用いられる部分があり、高温高圧の一次系冷却水と接して腐食疲労効果により、き裂成長の促進が起ることを指摘するとともに、速度を定量的に推定する方法を提案した。き裂の先端におけるメカノケミカル反応を、き裂の力学的状態、ミクロ組織、き裂内化学環のそれぞれの実体に即してき裂先端における活性金属面の生成速度、再不動態化速度、き裂内腐食媒体の更新速度によって評価検討し、結局実験的な方法論として、機械的因子は
K、R、K(又は荷重付加速度)をもとに、き裂先端の反応を動力学的に記述することを試みた。その結果、新しいパラメタとして、環境の作用しない、純粋疲労におけるき裂成長速度(時間ベース)〔da/dt〕airを定義してこれをき裂先端の歪速度を代表するものとみなし、各種の破壊力学的因子の寄与とは独立に腐食疲労効果の予測が可能なことを示唆した。
