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論文

Damage evaluation techniques for FBR and LWR structural materials based on magnetic and corrosion properties along grain boundaries

星屋 泰二*; 高屋 茂*; 上野 文義; 根本 義之; 永江 勇二*; 三輪 幸夫; 阿部 康弘*; 近江 正男; 塚田 隆; 青砥 紀身*

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 29(4), p.1687 - 1690, 2004/06

高速炉(FBR)及び軽水炉(LWR)の構造材料の劣化評価のため、結晶粒界に沿った磁気及び腐食特性に基づく新しい評価技術の開発に着手した。経年化したFBR構造材料に対し、磁気的方法を適用し、き裂発生以前の初期段階のクリープ損傷を非破壊検出することができる。そこで、クリープ損傷を受けた常磁性のステンレス鋼について、自然磁化に対する負荷応力の効果を調べた。一方、イオン照射したステンレス鋼の粒界近傍の腐食特性及び光磁気特性はそれぞれAFM及びKerr効果顕微鏡を用いて評価した。これらの劣化はCr欠乏等の粒界近傍の性質変化によって引き起こされた。この結果、原子炉構造材料の劣化進行過程の初期段階は、粒界に沿った磁気及び腐食特性によって検出できることがわかった。

論文

Assessment of irradiation temperature stability of the first irradiation testi rig in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.51

高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550$$^{circ}$$Cと600$$^{circ}$$Cで$$pm$$3$$^{circ}$$Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。

論文

Dosimetry plan at the first irradiation test in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 島川 聡司

Reactor Dosimetry in the 21st Century, p.211 - 218, 2003/00

国内初の高温ガス炉である高温工学試験研究炉(HTTR)は、2002年3月に熱出力30MW原子炉出口温度850$$^{circ}C$$の定格出力運転を達成した。HTTRでは、高温ガス炉技術基盤の確立・高度化とともに、高温で広い照射空間を利用して照射試験を行うことを目的としている。HTTRの初めての照射設備として、I-I型材料照射試験用設備が開発された。これはステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものであり、照射温度は550と600$$^{circ}C$$$$pm$$3$$^{circ}C$$の変動範囲、高速中性子照射量は1.2$$times$$10$$^{23}$$n/m$$^{2}$$,最大荷重は9.8kNを目標としている。照射下クリープ試験の実施に先立ち、HTTRの照射条件を確認するため、I-I型設備による初めての照射試験として炉内データ測定試験を予定している。炉内の中性子束・中性子照射量は照射設備内に装荷された自己出力型中性子検出器(SPND)と各種のフルエンスモニタにより、また、温度はK型熱電対と温度モニタにより測定することとしている。このドシメトリーはHTTRの炉内照射条件を初めて確認できるものであることから、照射試験のみならず今後の高温ガス炉技術にとって有用なデータが得られると期待される。本報は、このドシメトリー計画とそれによって得られるデータの評価手法についてまとめたものである。

報告書

HTTRの照射設備の開発及び炉内データの取得方法; I-I型材料照射試験用設備

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

JAERI-Tech 2002-097, 19 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-097.pdf:1.4MB

高温工学試験研究炉(HTTR:High Temperature Engineering Test Reactor)は、熱出力30MWの黒鉛減速・ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉であり、高温ガス炉技術の基盤の確立と高度化に加えて、高温の照射環境を活かして高温工学に関する先端的基礎研究を行うことを目的としている。今後HTTRでは、安全性実証試験や高温試験運転の実施に加え、高温で広い照射空間を利用して照射試験を進めていく計画である。本報告書は、これまでに開発した、HTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備について、その設計及び照射試験における炉内データの取得方法についてまとめたものである。本設備はHTTRで金属材料の照射下クリープ試験を実施するため設計されており、大型の試験片に安定して大きな荷重をかけられること、照射温度制御性に優れていることなどの特長を有している。照射下クリープ特性は、新たに開発した差動トランスにより、また炉内の照射データは、熱電対や自己出力型中性子検出器(SPND)により連続的に測定し、照射試験後にフルエンスモニタにより中性子照射量を評価する予定である。ここで得られる試験結果は、初めての炉内の照射データであることから、今後の高温ガス炉技術の高度化等にも貢献することが可能である。

報告書

内部を加圧した照射用被覆管試験片の製作

磯崎 太*; 菊地 泰二; 井岡 郁夫; 石川 和義; 平田 雄二*

JAERI-Tech 2002-074, 22 Pages, 2002/09

JAERI-Tech-2002-074.pdf:4.98MB

IASCC照射クリ-プ等にかかわる照射試験研究の一環として、被覆管内部にガスを加圧して溶封する照射用試験片(圧力管試験片)の製作を行うことになった。本圧力管試験片は、外径7mm,肉厚0.5mmの被覆管内部にヘリウムガスを加圧封入して溶接により密封構造とするものである。この製作にあたっては、高圧下での密封溶接という技術的課題があり、研究スケジュ-ルとの関係から圧力管試験片の製作期間の短縮とコストの低減を考慮に入れて検討を行い、既存設備を応用した簡便で短期間に製作出来る手法の考案とモックアップ試験での作業手順を確認し、被覆管内部に最大で5.5MPaのガスを加圧して溶封を行える技術を確立した。また、製作した圧力管試験片は原子炉での照射試験により、中性子照射と内圧力の影響からクリ-プ変形が発生して寸法の微小変化が予測されるため、照射前後において外径寸法を高精度で測定する必要がある。そのための高精度自動測定法としてレ-ザ測定器と旋盤を組み合わせた外径寸法測定を行い、測定精度0.01$$mu$$mで測定する方法を確立した。

論文

Study on creep-fatigue life of irradiated austenitic stainless steel

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$$^{circ}C$$,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$$^{circ}C$$で1.4-3.4x10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(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。

論文

Prediction of material behavior by database and neural network model within Bayesian framework

辻 宏和; 藤井 英俊*

Proceedings of 10th German-Japanese Workshop on Chemical Information, p.127 - 130, 2002/00

304ステンレス鋼照射材のクリープ破断特性を予測することを目的として、原研で整備した材料データベースをもとに、ベイズ推定とニューラルネットワークを組み合わせたモデルを構築した。応力水準を、クリープ破断時間,クリープ試験温度,材料の化学組成(10元素),熱処理温度,熱処理時間,中性子照射温度,高速中性子照射量,熱中性子照射量,照射時間の関数としてモデル化した。モデル化に用いたのは材料データベースに格納されている347クリープ破断データセットである。ベイズ推定を適用することでエラーバーを含めた予測が可能となり、個々の条件因子の重要度がわかるようになった。

論文

Development of the I-I type irradiation equipment for the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*; 石垣 嘉信*

Proceedings of OECD/NEA 2nd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High-temperature Engineering, p.145 - 152, 2001/00

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた照射試験として、高速炉用ステンレス鋼の照射下クリープ試験が計画されており、そのためHTTRの初めての照射設備であるI-I型材料照射試験用設備の製作が進められている。この設備では、HTTRの大容量かつ高温の照射場を利用して、通常は非照射下で用いられる標準サイズの引張試験片を照射下クリープ試験に供することが可能である。この設備では、(1)炉内の高温の雰囲気と電気ヒーターによる照射温度制御,(2)炉外に設置されたてこと重りによる最大約10kNまでの試験荷重制御,(3)高温用に開発された作動トランスによる照射下クリープ挙動の測定、など高温ガス炉での照射試験のための設計上の工夫がなされている。現在、この設備の開発は最終段階にあり、全体組立後の機能試験を実施している。本報は、I-I型照射設備の開発状況についてまとめたものである。

論文

In-pile and post-irradiation creep of type 304 stainless steel under different neutron spectra

倉田 有司; 板橋 行夫; 三村 英明*; 菊地 泰二; 雨澤 博男; 島川 聡司; 辻 宏和; 新藤 雅美

Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.386 - 390, 2000/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:64.02

ひずみのその場測定を行う照射下単軸クリープ試験によれば、クリープ変形の過程を詳細に調べることができる。タイプ304ステンレス鋼を用いて、異なる中性子スペクトルのもとで、照射下及び照射後クリープ試験を行った。照射後クリープ試験では、JMTRの通常スペクトル、高熱中性子スペクトル、熱中性子シールドスペクトルのもとで、はじき出し損傷率は約2dpa、ヘリウム生成量はそれぞれ、3appm,15appm,1appmまで550$$^{circ}C$$で照射した後、550$$^{circ}C$$でクリープ試験を行った。照射下クリープ試験は、高熱中性子スペクトル及び熱中性子シールドスペクトルのもとで、550$$^{circ}C$$で実施した。中性子スペクトルの違いは、照射後クリープ特性には、ほとんど影響が認められなかった。これに対し、照射下クリープ挙動には、明らかな中性子スペクトル効果が認められ、高熱中性子スペクトルのもとでクリープ変形が加速された。

論文

Development of thermal/irradiation stress analytical code VIENUS for HTTR graphite block

伊与久 達夫; 石原 正博; 白井 浩史*

Journal of Nuclear Science and Technology, 28(10), p.921 - 931, 1991/10

高温工学試験研究炉(HTTR)の黒鉛ブロックに発生する熱・照射応力を解析するためのコードVIENUSを開発した。本コードは、照射下の黒鉛材料の挙動を詳細に考慮した2次元の粘弾性有限要素法解析コードである。解析においては、物性値の高速中性子照射量と温度の依存性を考慮している。米国の高温ガス炉であるPeach Bottom炉の試験燃料要素の照射試験結果に基づいて、本コードで解析する黒鉛ブロック内の熱・照射応力の妥当性を評価した。その結果、解析値は照射試験の結果を予測し得ることが出来、かつ、照射クリープと照射寸法変化が熱・照射応力解析において最も重要であることが明らかになった。本研究により、HTTRの黒鉛ブロックの熱・照射応力解析に本コードが有効であることが分かった。

論文

Effect of thermal neutron irradiation on mechanical properties of alloys for HTR core application

小川 豊; 近藤 達男; 石本 清; 大塚 保

Proc.of 2nd Japan-US HTGR Safety Technology Seminar,Material Properties and Design Method Session, 9 Pages, 1978/00

ハステロイ-Xの照射後クリープ試験結果を主体とし、併せて高温照射脆化改善の試みとして、低ホウ素ハステロイ-XRに関する予備的な試験結果を報告する。照射条件は、T=670~880$$^{circ}$$C、$$Phi$$t=6.6$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$(thermal)、$$Phi$$t=1.1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$n/cm$$^{2}$$(fast)、t=1040hr、である。クリープでは900$$^{circ}$$C、大気中で行ない、応力は1.5~5.0kg/mm$$^{2}$$である。クリープ挙動は、応力22kg/mm$$^{2}$$近傍、破断時間約100hrを境として、2つに区分できる。これより高応力短時間側では延性と寿命の低下が著しい。一方低応力長時間側では延性と寿命の低下が少ない。金相試験から、低応力側では試料の平行部全面にわたって多数のクラックが発生しており、これがクリープ試験中にみかけの延性を保っている原因であると結論された。ホウ素含有量を低減化したハステロイ-XRについて、炉水温照射後の高温引張試験を行ない、ホウ素の低減化が照射による延性低下の改善に有効であることを確認した。

報告書

ジルカロイ-2被覆管の照射クリープ

柳澤 和章

JAERI-M 7349, 28 Pages, 1977/10

JAERI-M-7349.pdf:1.16MB

JMTR、OWL-1ループを用い線出力400W/cm,で平均1720MWd/tまで燃焼させたATR用のジルカロイ-2被覆管の外観検査および照射によるクリープ量の実測値と計算値の比較を行なった。その結果下記の結論を得た。(1)被覆管の曲りは全長800mlにつき平均0.33mmであった。(2)被覆管の外圧による永久変形(クリープ変形)量は実測値で17$$mu$$m、計算値で25$$mu$$mであり(ともに直径減少)実測値は計算値を越えなかった。

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