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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。
中山 雄太*; 小川 文男*; 旭吉 雅健*; 橋立 竜太; 若井 隆純; 伊藤 隆基*
ISIJ International, 61(8), p.2299 - 2304, 2021/08
被引用回数：5 パーセンタイル：27.67(Metallurgy & Metallurgical Engineering)高温において多軸負荷を受ける改良9Cr-1Mo鋼のクリープ疲労強度について述べる。中空円筒試験片を用いて、さまざまなひずみ波形での低サイクル疲労試験を実施した。低サイクル疲労試験は、軸ひずみを固定した比例負荷と、軸ひずみとせん断ひずみの位相差が90度の非比例負荷の下で実施した。応力緩和とひずみ保持が破壊寿命に及ぼす影響を検討するために、さまざまなひずみ速度での低サイクル疲労試験とさまざまな保持時間でのクリープ疲労試験も実施した。2種類の多軸クリープ疲労寿命評価方法を提案した。第一の方法は、非比例負荷係数とクリープ損傷を考慮したマンソンのユニバーサルスロープ法を使用してひずみ範囲を計算する。第二の方法は、線形損傷則を用いて非比例負荷係数を考慮して疲労損傷を計算し、修正延性損耗則からクリープ損傷を計算する。第二の方法は精度が優れ、第一の方法はそれより精度は劣るが、実用性が高い。
濱田 一弥; 中嶋 秀夫; 高野 克敏*; 工藤 祐介; 堤 史明*; 奥野 清; Jong, C.*
Fusion Engineering and Design, 75-79, p.87 - 91, 2005/11
被引用回数：10 パーセンタイル：55.63(Nuclear Science & Technology)ITER TFコイル・ケースのインボード側(D形状の直線部及び上下コーナー部)材料は、4Kで、0.2%耐力が1000MPa以上,破壊靱性値200MPam
以上が要求される。原研が、鉄鋼メーカーと共同で開発したJJ1は、これらの要求を満足するステンレス鋼であり、インボード材料の候補となっている。TFコイル・ケースには繰り返し荷重が加わるが、これまで、ケース材料の母材及び溶接部の疲労寿命(S-N)特性については、十分なデータがなく、この面からの疲労解析はほとんど行われてこなかった。今回、JJ1について、母材及び溶接部の疲労寿命を、1万から200万サイクルまで、4.5Kで詳細に測定し、S-N曲線を得た。そして、原研が策定に協力しているITER構造技術基準(案)に則り、破断回数に対して20倍、応力強さ振幅に対して2倍の安全率を考慮した設計S-N曲線を導き、TFコイル・ケースの繰り返し荷重に関する疲労評価を実施した。その結果、TFコイルの仕様である6万回の繰り返し荷重に対して、疲労設計が技術基準案を満たすことを示した。
井岡 郁夫; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 米川 実; 高田 文樹; 星屋 泰二
JSME International Journal, Series A, 45(1), p.51 - 56, 2002/01
FBRの構造材に対する代表的な破損モードの1つに、繰り返し熱応力に起因するクリープ疲労がある。しかし、照射材のクリープ疲労特性についてはほとんど報告されていない。ここでは、SUS304鋼照射材の低サイクル疲労試験を行い、最大引張側での保持時間が疲労寿命に及ぼす影響を調べた。供試材は熱間圧延したSUS304鋼である。歪波形は完全両振り対称三角波,試験は真空中,550
,歪速度0.1%/sで行った。最大引張側での保持時間は、360s,3600sとした。中性子照射は、550で1.4-3.4x10
n/m
(E
0.1MeV)まで行い、弾き出し損傷量及びHe生成量は、それぞれ約1~2dpa及び約1~11appmであった。保持時間のない場合、照射により疲労寿命は低下した。照射材の疲労寿命は、保持時間の増加とともに低下した。疲労寿命の低下は、非照射材の場合と同程度であった。クリープ疲労寿命予測法(時間消費則,延性消耗則)により照射材の疲労寿命は、ファクター2の範囲で予測できた。
衛藤 基邦; 石山 新太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(11), p.808 - 815, 1998/11
HTTRの炉内黒鉛構造物に用いられる微粒等方性黒鉛の2軸疲労強度を評価するため、室温において引張-引張型、圧縮-引張型及び圧縮-引張型の疲労試験を実施した。圧縮-引張型では1273K真空中の疲労試験をも行った。長手方向の負荷荷重は平均強度の75~90%、横方向では53~74%とした。試験結果から次の事項が明らかになった。(1)負荷応力が静的強度の平均値の90%を越えると、単軸と2軸の疲労強度の差はなくなる。(2)2軸疲労強度は負荷応力を静的2軸強度で規格化すると単軸疲労強度よりも大きくなる。(3)1273Kにおける2軸疲労強度は室温の場合と同じか、あるいはやや大きくなる。(4)単軸疲労強度と2軸静的強度データに基づいて2軸疲労強度を評価すると、その評価は安全側になる。
衛藤 基邦; 石山 新太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 35(11), p.808 - 815, 1998/11
被引用回数：1 パーセンタイル：14.70(Nuclear Science & Technology)HTTRの炉内黒鉛構造物に用いられる等方性黒鉛の2軸疲労強度を評価するため、室温において引張-引張及び圧縮引張型の疲労試験を実施した。圧縮-引張型では1273K、真空中の疲労試験をも行った。長手方向の負荷荷重は平均強度の75~90%、横方向では53~74%とした。試験結果から次の事項が明らかになった。(1)負荷応力が静的強度の平均値の約90%以下であれば、単軸と2軸で疲労強度に差が現れる。(2)2軸疲労強度は負荷応力を静的2軸強度で規格化すると、単軸疲労強度よりも大きくなる。(3)1273Kにおける2軸疲労強度は、室温の場合とほぼ同じか、やや大きくなる。(4)単軸疲労強度と2軸の静的強度に基づいて2軸疲労強度を評価すると、その評価は安全側になる。
石井 敏満; 深谷 清; 西山 裕孝; 鈴木 雅秀; 衛藤 基邦
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1183 - 1186, 1998/00
被引用回数：41 パーセンタイル：92.73(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料の候補材料となっている低放射化フェライト鋼(F82H)の疲労特性に及ぼす試験温度及び引張側保持の影響を評価するため、試験温度が室温~650
C、制御ひずみ範囲が0.4~2.0%の試験条件で、保持無し及び引張側保持の高温低サイクル疲労試験を実施した。その結果、次のような知見を得た。(1)試験温度や制御ひずみ範囲の増大に伴い疲労寿命は減少した。(2)制御ひずみ範囲が0.5%の試験では、繰り返し疲労試験中の引張側最大荷重の減少に及ぼす試験温度の影響が顕著に現れた。(3)600Cにおける引張側保持試験では、保持無しの試験に比べて寿命が低下すると共に引張側最大荷重の減少が著しくなり、この試料の組織観察では、炭化物の粗大化とラーベス相の析出が確認できた。
鈴木 哲; 秋場 真人; 荒木 政則; 佐藤 和義; 横山 堅二; 大楽 正幸
Journal of Nuclear Materials, 212-215(1), p.1365 - 1369, 1994/09
次期核融合装置用ダイバータ板開発の一環として、サドル型ダイバータ模擬試験体を開発し、加熱実験を行った。本報告は定常熱負荷20MW/mにおける熱サイクル実験及び有限要素解析によるダイバータ模擬試験体の寿命評価に関するものである。熱サイクル実験では、電子ビームによる定常熱負荷を1000サイクルにわたって与えたが、試験体には除熱性能の劣化は観察されず、実験後のSEM観察においても繰返し熱負荷による損傷は認められなかった。この実験を模擬した弾塑性熱応力解析を実施した結果、本試験体は20MW/mの熱負荷に対し、60000回以上の疲労寿命を有すると判断され、ITERのCDAにおけるダイバータ板の設計熱負荷・設計寿命に対して十分な性能を持つことが確認された。
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。
R.Wells*; 堀池 寛; 栗山 正明; 小原 祥裕
JAERI-M 84-011, 35 Pages, 1984/02
JT-60用イオン源バケットソースの熱応力解析に関する報告書である。過去の実験よりバケット内面のカスプライン上には最大600W/cmの熱流束が流入することがわかっており、また30ms程度の異常局所放電ではSUSの壁の表面が溶ける程度の熱が流入する。このことから熱応力解析を銅製のチェンバーに対して行い、正常放電では熱疲労による破損の心配の無いという結果を得た。一方異常放電が30ms間続くと、1000回以上の放電について熱疲労による破損の心配のあることが示された。またチェンバーの耐久試験結果についても簡単に報告している。
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。
