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論文

Thermal fatigue experiment of screw cooling tube under one-sided heating condition

江里 幸一郎; 鈴木 哲; 佐藤 和義; 秋場 真人

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.820 - 824, 2004/08

 被引用回数:5 パーセンタイル:59.73(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉用高熱流束機器用高性能冷却管開発の一環として、冷却内面に三角フィンを加工した冷却管を提案している。この冷却管では、三角フィンを簡単なねじ切り加工で形成しており、スクリュウ管と呼ばれる。本研究では、これまでの実験の結果、最も高い限界熱流束が得られたM10ピッチ1.5のスクリュウ管の熱疲労実験を実施した結果を報告する。供試体は銅合金(CuCrZr)熱シンクにネジを切った冷却管を用い、ダイバータ形状を模擬した熱シンクには1.5mm幅のスリット加工を施している。熱疲労試験は原研にある電子ビーム照射装置で、核融合炉条件を模擬した片側からの熱負荷条件(20及び30$$rm MW/m^2$$,10秒加熱・10秒冷却)で実施した。冷却管スリット部からの水漏れは熱負荷$$rm MW/m^2$$条件で約4500サイクル、30$$rm MW/m^2$$条件で約1400サイクルにて発生した。これらの疲労寿命は有限要素解析結果をもとにしたManson-Coffin則による寿命評価とよく一致している。断面観察の結果、疲労亀裂はスリット部外側加熱側から生じ、管断面を冷却面側へ進展していることが判明した。本冷却管をダイバータに適用する際に懸念されていた冷却管内面のネジ谷からの亀裂発生がないことを実験的・解析的に示した。

論文

Post-irradiation tensile and fatigue experiment in JPCA

菊地 賢司; 斎藤 滋; 西野 泰治; 宇佐美 浩二

Proceedings of 6th International Meeting on Nuclear Applications of Accelerator Technology (AccApp '03), p.874 - 880, 2004/00

SINQ加速器照射材の照射後引張り及び疲労試験を行った。580MeVの核破砕反応を伴う照射を2年間実施した後、試験片を原研に輸送し、試験を行った。材料はオーステナイトステンレス鋼のJPCAである。一様歪みは250$$^{circ}$$C試験でも8%以上あり、従来のAPTハンドブックデータとは異なる結果を得た。疲労は高サイクル領域の試験であり、従来報告されていない低応力域の試験である。照射により、ファクターで5から10寿命が低下した。このデータは大強度陽子加速器ターゲット設計に役立つ。

論文

Low cycle fatigue properties of 8Cr-2WVTa ferritic steel at elevated temperatures

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:36 パーセンタイル:6.45

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$$^{circ}$$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)600$$^{circ}$$C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。

論文

Mechanical properties of HIP bonded joints of austenitic stainless steel and Cu-alloy for fusion experimental reactor blanket

佐藤 聡; 高津 英幸; 橋本 俊行*; 倉沢 利昌; 古谷 一幸; 戸上 郁秀*; 大崎 敏雄*; 黒田 敏公*

Journal of Nuclear Materials, 233-237(PT.B), p.940 - 944, 1996/00

 被引用回数:30 パーセンタイル:7.97

核融合実験炉ブランケット第一壁は、拡散接合の一種であるHIP接合を用いて、DSCuとSUS316及びSUS316同士を接合することによって製作される。HIP接合により製作した試験片を用いた各種の機械強度試験(引張試験、衝撃試験、疲労試験、かたさ試験、クリープ試験)及び金相観察を行い、HIP接合面に関する機械特性データの取得を行った。その結果、本試験で用いたHIP条件(温度1050$$^{circ}$$C、圧力150MPa、保持時間2時間)により製作されたDSCu/SUS316及びSUS316/SUS316のHIP接合材料は、健全であることが判った。但し高温条件での試験においては、DSCu/SUS316のHIP接合材料の強度特性が若干低下しており、今後は更に強度データを蓄積することにより、DSCu/SUS316のHIP接合材料の健全性に関するより精度の高い評価を行う必要がある。

論文

軽水炉1次冷却系配管信頼性実証試験の成果概要

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 35(10), p.923 - 939, 1993/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:80.09(Nuclear Science & Technology)

原研では、科学技術庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性・信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

論文

高温ひずみ計の安定性評価試験

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、500$$^{circ}$$C、約5000時間の長期ドリフト試験、室温と500$$^{circ}$$C$$times$$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500$$^{circ}$$Cで10$$^{7}$$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500$$^{circ}$$C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。

論文

Thermal fatigue testing of low-z coatings on molybdenum and inconel 625

山田 礼司; 中村 和幸; 西堂 雅博; 村上 義夫

J.Nucl.Mater., 111-112, p.856 - 860, 1982/00

 被引用回数:11 パーセンタイル:25.37

モリブデン及びインコネル625にコーティングしたTiC,TiN及びC被膜の熱疲労試験を行った。200$$^{circ}$$Cから1400$$^{circ}$$Cまでの昇温降温の熱サイクルを3000回行い熱疲労の評価を行った。その結果、Cコーティング膜は1回の熱サイクルで基板からはがれ、TiC及びTiNの被膜ははがれなかった。TiC及びTiNに関しては、熱サイクルの回数が増加するに従い、クラックの発生及びクラックのみぞが広がるという現象が表われた。クラックのみぞの広がり及び被膜のゆがみ及び重量減少から見て、化学蒸着によって作製したTiCおよびTiNが物理蒸着法によるそれよりも優れている。

論文

Fatigue behavior of pipes containing multiple flaws in inner surface

柴田 勝之; 横山 憲夫; 大場 敏弘; 川村 隆一; 宮園 昭八郎

Nucl.Eng.Des., 74(2), p.199 - 213, 1982/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.45

著者らはこれまでに、いくつかの配管試験体を使用し配管内面における複数欠陥からのき裂伝播、合体等の挙動を調べている。本論文は直管試験体および曲管試験体を用いて実施した疲労試験結果をまとめたものである。疲労試験は内表面に人工欠陥を加工した2体の直管試験体および2体の曲管試験体について行った。疲労試験中、超音波探傷法およびビーチマーク法によって複数き裂の伝播挙動を調べた。試験から得られた深さ方向へのき裂伝播曲線およびき裂形状変化について実験結果と2種類の方法によるき裂伝播解析結果との比較を行った。

論文

腐食疲労き裂成長に及ぼす力学的因子の役割

庄子 哲雄*; 中島 甫; 近藤 達男; 高橋 秀明*

材料, 31(346), p.703 - 709, 1982/00

腐食疲労き裂成長速度に及ぼす種々の力学的因子の役割を割れ成長の機構にもとづいて統一的に評価することを試み、き裂先端におけるひずみ速度の重要性を指摘した。さらに、このき裂先端のひずみ速度は時間基準のき裂成長速度(da/dt|air)、によって評価されることを示し、軽水炉圧力境界壁材の高温水中における割れ成長速度データを用いてその妥当性を検証した。SSRT試験(低速度引張試験)結果も同じ手法によって整理されることを示し、da/dt|air-da/dt|cenirronment線図によるき裂成長速度の評価、予測がさらに一般的な負荷様式にまで拡張され得る事を示した。

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